Ecole Doctorale

SCIENCES POUR L'INGENIEUR : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique

Spécialité

Sciences pour l'ingénieur : spécialité Mécanique des Solides

Etablissement

Aix-Marseille Université

Mots Clés

reactors à fusion,supraconducteurs,aimants fusion,

Keywords

fusion reactors,superconductors,fusion magnets,

Titre de thèse

Modélisation mécanique des câbles supraconducteurs pour les aimants de fusion sous chargements électromagnétiques et thermiques cycliques
Mechanical modelling of superconducting cables for fusion under cyclic electromagnetic and thermal loads

Date

Mardi 21 Décembre 2021 à 14:00

Adresse

CEA Cadarache 13108 St Paul Lez Durance France IRFM Salle René GRAVIER bât 506

Jury

Directeur de these M. Frédéric LEBON Aix Marseille Université
CoDirecteur de these M. Marco BRESCHI Università di Bologna
Rapporteur M. Laurent ORGéAS CNRS Grenoble
Rapporteur M. Pasquale FABBRICATORE INFN, Universita di Genova
Examinateur M. Damien DURVILLE CNRS, Université de Paris-Saclay
Examinateur Mme Laura SAVOLDI Politecnico di Torino

Résumé de la thèse

Cette thèse s’inscrit dans le cadre de la recherche sur la fusion par confinement magnétique. Les réacteurs expérimentaux, de type Tokamak, confinent un gaz ionisé, chauffé à plusieurs millions de degrés, grâce à un fort champ magnétique créé par de puissants électro-aimants. Pour limiter la dissipation d’énergie thermique, les tokamaks modernes utilisent des matériaux supraconducteurs à température cryogénique. Ces matériaux peuvent transporter sans résistance électrique des courants très importants. Cependant, pour les supraconducteurs avancés, cette capacité de transport du courant est aussi fonction de l’état mécanique de déformation du matériau. Dans le tokamak ITER, en construction en France, les câbles qui composent les aimants toroïdaux sont faits de centaines de brins supraconducteurs en Niobium-Étain (Nb3Sn) sensibles à la déformation. Au cours de l’opération de la machine, les câbles sont soumis à des chargements mécaniques de type électromagnétique et thermique, et ce de manière cyclique. Il est apparu que ces sollicitations répétées provoquaient une dégradation des performances électriques du câble. Jusqu’à présent, ces mécanismes reliant la perte de performance macroscopique du câble avec les champs de déformation des brins supraconducteurs, au niveau local, n’avaient été que très partiellement expliqués. Cette problématique est extrêmement complexe car à la fois multi-échelle et multi-physique. L’objectif de la thèse est donc d’essayer d’éclairer et de relier ces deux échelles en développant un modèle numérique électromécanique robuste pour simuler les câbles supraconducteurs en opération. Ce modèle doit permettre d’identifier et de comprendre les causes de la dégradation des performances et d’obtenir un outil prédictif pour de nouveaux câbles supraconducteurs. Pendant ces trois années de thèse la problématique a été abordée à travers des activités tant expérimentales que numériques. Un effort conséquent a été investi dans le développement du code MULTIFIL, permettant la modélisation mécanique de câbles multi-torsadés de type Cable-In-Conduit Conductor (CICC), typiques des réacteurs de fusion récents. Plusieurs améliorations du modèle ont été nécessaires pour arriver à une représentativité satisfaisante du comportement du câble en opération. En parallèle, afin d’investiguer les propriétés mécaniques locale, des activités expérimentales ont été conduites pour caractériser la mécanique des brins composites en Nb3Sn soumis à des efforts cycliques. Grâce à ces essais il a été possible de développer des protocoles expérimentaux ad hoc et d’identifier des comportements et des tendances liées au chargements cycliques de ces brins. Enfin, la modélisation de câbles complets sous chargements représentatifs a permis de nouvelles interprétations des mécanismes mécaniques engendrant la dégradation des performances électriques du câble de l’aimant toroïdal d’ITER. Grâce à des études paramétriques, le code a mis en évidence l’impact de certains paramètres de design sur le comportement global du câble, ouvrant ainsi la voie à l’étude de câbles différents et nouveaux, tout en démontrant la versatilité du modèle développé.

Thesis resume

This Ph.D. dissertation was conducted in the framework of R&D for magnetic fusion. In Tokamak-type experimental reactors, an ionized gas reaching millions of degrees is confined by high magnetic fields produced by powerful electro-magnets. In order to reduce the thermal dissipation, modern tokamaks use superconducting materials at cryogenic temperatures. These materials can carry large currents without electrical resistance. However, for advanced superconductors, this current-carrying capability is also a function of the mechanical strain state of the material. In the ITER Tokamak, currently under assembling in France, the toroidal field magnets cables are composed of hundreds of Nb3Sn composite superconducting wires sensitive to strain. During machine operation, these cables are submitted to cyclic mechanical loads of electromagnetic and thermal nature. It has been observed that these repetitive loads trigger a gradual but steady decrease of the electrical performance of the cable. Up to now, the exact mechanisms relying this macroscopic loss of electrical performance to the local strain state of the superconducting wires are still partially unknown. This issue is extremely complex because of its multi-scale and multi-physics nature. The goal of the Ph.D. thesis is to shed some light on both cable and strand scales by developing a solid numerical electromechanical model to simulate the superconducting cables in operation. This model is meant to identify and understand the main causes of performance degradation as well as to obtain a predictive tool to assess cable behavior for new superconducting cables. During the three years of this Ph.D., both experimental and numerical activities were performed to tackle this issue. A major effort was applied to the development of a numerical model, based on the MULTIFIL code, permitting the mechanical modelling of a Cable-In-Conduit Conductor (CICC), typical of modern cables for fusion reactors. Several upgrades of the model were made to reach a satisfying representativeness of the cable in operation. In parallel, the experimental activities focused on the mechanical characterization of Nb3Sn wires under cyclic compressive and tensile stresses, at both room and cryogenic temperature. Thanks to these test campaigns, specific experimental protocols were developed and important behaviors and trends about cyclic loading of superconducting wires were identified. Finally, the modelling of complete cables under representative loading permitted a new interpretation of the mechanisms driving the electrical performance degradation in the ITER TF magnet conductors. Moreover, parametric studies demonstrated the impact of certain design parameters of the cables on their global mechanical behavior. This opened the way to studies of cables from other and new fusion projects, thus demonstrating the versatility of the model developed.