Les chercheurs du CEA ont récemment publié une étude dans Nature Scientific Reports qui présente une méthode pour estimer la quantité totale de tritium piégée dans le divertor d’ITER. Cet outil permet, pour différents scénarii plasma, de s’assurer que la quantité de tritium restera inférieure aux limites imposées par l'Autorité de Sûreté.
Schéma de principe d’un Tokamak
Le deutérium et le tritium, deux isotopes de l’hydrogène, sont les combustibles de la réaction de fusion des futurs tokamaks, dont ITER. Dans ces tokamaks, le divertor est équipé de composants qui font face au plasma (les CFP) et reçoivent les particules qui s'échappent du plasma (figure 1). Ces composants fortement sollicités thermiquement (10 MW/m² en continu) subissent le flux de particules sortant du plasma, constitué de deutérium, de tritium, d’hélium et d’impuretés. Les isotopes de l’hydrogène dont le tritium pénètrent dans les matériaux constitutifs du divertor (tungstène, alliage de cuivre). Ils peuvent alors y rester piéger ou diffuser jusqu’aux boucles de refroidissement à l’eau.
Figure 2
Monoblocks composant le divertor d’ITER
Il est donc crucial, pour des raisons de sureté, d’être capable de prédire la quantité de tritium piégée dans les CFP mais aussi la proportion de tritium qui va diffuser jusqu’aux boucles de refroidissement.
Une étude récemment publiée dans Nature Scientific Reports [1] présente une méthode pour estimer la quantité totale de tritium piégée dans le divertor d’ITER. Le comportement de l’hydrogène dans les CFP d’ITER, appelés « monoblocks » (figure 2), a été simulé à l’aide du code de calcul FESTIM (Finite Element Simulation of Tritium In Materials) qui a été développé dans les cadre d’une collaboration entre le CEA/IRFM et le LSPM/Université Sorbonne Paris Nord.
Figure 3
Résultats de la simulation de la concentration en hydrogène dans un monoblock d’ITER pour une température de surface de 700K (à gauche) et 1000K (à droite)
En faisant varier certains paramètres de la simulation comme la température de surface du monoblock ou encore le flux de particules incident, le divertor peut être modélisé dans sa totalité à l’aide d’algorithmes d’optimisation.
Ce travail de modélisation permet de prédire la répartition du tritium dans les monoblocks, l’évolution de la quantité retenue dans tout le divertor et le flux de perméation au niveau des boucles de refroidissement (figure 3). Cet outil permet pour différents scénarii plasma de s’assurer que la quantité de tritium dans les CFP restera inférieure aux limites imposées (750 g pour ITER).
Cet outil, particulièrement original par son couplage multiphysique et sa résolution 2D, représente donc un atout majeur pour le suivi opérationnel des réacteurs comme ITER et son successeur DEMO.
[1] Parametric study of hydrogenic inventory in the ITER divertor based on machine learning, Rémi Delaporte‑Mathurin1,2, Etienne Hodille1, Jonathan Mougenot2, Gregory De Temmerman3, Yann Charles2 & Christian Grisolia1, Nature Scientific Reports (2020) https://doi.org/10.1038/s41598-020-74844-w,
1- CEA, IRFM, 13108 Saint‑Paul‑lez‑Durance, France,
2- Laboratoire des Sciences des Procédés et des Matériaux, LSPM, CNRS, UPR 3407, Université Sorbonne Paris Nord, 93430 Villetaneuse, France.
3- ITER Organization, Route de Vinon sur Verdon, CS 90 046, 13067 Saint‑Paul‑lez‑Durance Cedex, France
Maj : 18/11/2020 (798)
