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Cette caractéristique est
vérifiée par une installation originale de contrôle non destructif, développée
et utilisée depuis plusieurs années ŕ Tore Supra: SATIR pour Station
d’Acquisition et Traitement InfraRouge (figure 1). Son principe de mesure est le
suivant : les éléments contrôlés sont soumis ŕ un flux thermique interne induit
par ŕ une circulation d’eau chaude puis froide en régime forcé dans leurs canaux
de refroidissement. Les défauts, de type résistance de contact thermique, sont
détectés dans le régime transitoire par une réponse plus lente de la température
de surface que l’on compare ŕ une réponse d’un élément sans défaut ou ŕ un
modčle thermique. La température est mesurée ŕ l’aide d’une caméra infrarouge
dont les données numériques sont traitées par un logiciel développé au CEA.
Grace aux études réalisées jusqu'ŕ ce jour dans
le cadre du programme fusion européen (EFDA) ou en relation avec nos partenaires
de l’Association Euratom-IPP (Garching, Allemagne) et d’ITER, cette
installation, qui a fortement contribuée au succčs de la fabrication des
éléments du limiteur pompé de Tore Supra (projet CIEL), a été améliorée sous
plusieurs aspects : augmentation du débit, caméra numérique de meilleure
sensibilité, optimisation du traitement des données… Ces améliorations ont été
intégrées dans une nouvelle version de l’installation (appelée SATIR_ITER) mise
en service en avril 2007, qui l’amčnent aujourd’hui ŕ un stade quasi industriel,
intégrant des outils numériques innovants et conduisant ŕ des performances de
détection optimisées. Le gain obtenu sur la sensibilité de détection est
amélioré d’un facteur 1.5, la durée de test divisée par 2 et la capacité de
stockage des films infrarouge divisée par 4. SATIR_ITER (figures 2) a maintenant
la capacité technique et opérationnelle de détection de défaut d’interface pour
des éléments de type monobloc en CFC qui composent le divertor d’ITER.
La méthode de contrôle
non destructif SATIR est d’hors et déjŕ utilisée pour la qualification des
composants face au plasma pour le contrôle de la présérie des composants face au
plasma du stellarator allemand W7X et est envisagée comme moyen de contrôle des
composants du divertor ITER qui seront fabriqués par l’industrie européenne et
japonaise (figure 3 et 4). Des tests de qualification d’éléments face au plasma
prévus pour le tokamak japonais JT60-SA viennent d’ętre effectués sur
STATIR_ITER.
Dans l’optique d’une qualification en série des éléments d’ITER, un
transfert de l’installation vers un industriel est envisagé, intégrant
l’appui du DRFC pour l’expertise des tests.
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Figure 1: Vue de l'installation SATIR et des 2
lignes chaudes et froides
Figure 2: Défaut calibré détecté ŕ l’interface CFC/Cuivre
en face avant. La figure illustre l'amélioration de la détection des défauts
(zone rouge) de l’installation SATIR_ITER sur un composant de type monobloc
ITER. a) monobloc avec défauts calibrés testés sur la version précédente de
SATIR, b) le męme monobloc testé sur la nouvelle version de SATIR. |
