Soutenance de thèse de TICHIT Quentin
Titre de thèse
Etude du comportement thermique des composants biseautés en tungstène dans le tokamak WEST
Study of the thermal behaviour of "bevelled" tungsten components in the WEST tokamak
Résumé de la thèse
Le tokamak ITER, en construction dans le sud de la France, doit montrer la possibilité de produire de l'énergie par fusion nucléaire pendant des durées longues. Parmi les nombreux défis technologiques soulevés, celui de la durée de vie des composants face au plasma (CFP), est capital. Afin d'optimiser le dimensionnement des CFPs, il faut quantifier les densités de flux de chaleur qu'il reçoivent, en essayant de se rapprocher des conditions attendues dans ITER. C'est particulièrement le cas pour le divertor, une pièce fondamentale pour l'exploitation d'un tokamak, qui est en charge de l'exteraction de la puissance. Dans ITER, les densités de flux de chaleur sur le divertor pourront atteindre 10 MW.m-2 en fonctionnement nominal et jusqu'à 20 MW.m-2 dans des phases transitoires, induisant des contraintes thermomécaniques importantes. Pour quantifier les flux de chaleur surfaciques sur les CFPs, il faut prendre en compte leur géométrie, mais aussi maitriser la physique des phénomènes sous jacents. L'un des facteurs clef, est l'épaisseur du plasma de bord, zone appelée scrappe-off layer (SOL), où les lignes de champ magnétiques sont connectées à la paroi, et le long de laquelle les flux de chaleur décroissent exponentiellement.
Depuis 2022, le tokamak WEST de l'IRFM (CEA Cadarache, France), opère avec un divertor constitué de composants activement refroidis en tungstène (W), avec une technologie identique à celle prévue dans ITER (technologie monoblocs). WEST est de fait un environnemnt scientifique pertinent pour tester le comportement thermique et le vieillissement des CFPs. Les travaux présentés dans cette thèse sont menés sur les CFPs de WEST lors des campagnes expérimentales de 2020, 2023 et 2024, et s'articulent autour de deux volets complémentaires : la caractérisation des flux surfaciques sur les CFPs ITER, et l'étude de l'endomagement progressif du W sous l'effet de ces flux. Ces travaux s'appuient majoritairement sur de la mesure de températures par thermographie infrarouge (IR), avec la caméra à très haute résolution spatiale de WEST qui est un outils unique pour les mesures à l'échelle d'un bloc W, et sur des calculs numériques par la méthode des éléments finis.
Les résultats présentés, mettent en avant des décroissances de flux de chaleur très piqués, par rapport à l'épaisseur de la SOL et à la dimension des blocs en W. Dans certains cas, les profils de températures IR indiquent la présence de deux composantes distinctes, à l'échelle d'un bloc : une composante fine et une plus large. Ces observations sont confirmées par des fibres à réseaux de Bragg enfouies dans les composants (Thèse Y. Anquetin 2021-2024 ). Les profils flux semblent encore plus piqués sur les bords d'attaque des composants, exposés au flux de chaleur avec une incidence quasi-normale. Les températures observées sont très élevées (plus de 3400°C) et plusieurs phénomènes pourraient altérer les propriétés des matériaux et/ou affecter les propriétés de la gaine électrostatique à l'interface plasma-paroi. Les analyses des images IR ont permis d'évaluer la distribution des flux surfaciques sur les blocs W et dans les espaces inter composants, dans des conditions très proches de celles attendues dans ITER. L'effet des réflexions induites par la faible émissivité du W sur les mesures de températures, est également traité. Il est montré ici que ces réflexions peuvent conduire à l'apparition de faux points chauds sur les images IR. Les deux expériences de fusion du W réalisées en 2020 et 2024 ont permis respectivement d'observer un nouveau mode de fissuration des composants (fissuration ductile) et d'atteindre une fusion soutenue et significative du W, propice à l'étude de la dynamique du W fondu.
Mots clés : fusion nucléaire, tokamak, plasma, composants face au plasma, tungstène, ITER, divertor, biseau, flux de chaleur, transfert thermique, interaction plasma paroi, thermographie infrarouge, calculs par éléments finis, émissivité.
Thesis resume
The ITER tokamak, under construction in the south of France, aims to demonstrate the possibility of producing energy through nuclear fusion over long durations. Among the many technological challenges raised, the lifespan of the plasma facing components (PFCs) is crucial. To optimize the design of PFCs, it is necessary to quantify the heat flux densities they receive, trying to approximate the conditions expected in ITER. This is particularly the case for the divertor, a fundamental component for the operation of a tokamak, which is responsible for power exhaust. In ITER, the heat flux densities on the divertor can reach 10 MW.m-2 under nominal operation and up to 20 MW.m-2 during transient phases, inducing significant thermomechanical stresses. To quantify the surface fluxes on CFPs, their geometry must be considered, along with a thorough understanding of the underlying physical phenomena. One of the key factors is the thickness of the edge plasma, a zone called the scrape-off layer (SOL), where the magnetic field lines are connected to the wall, and along which the heat flux decreases exponentially.
Since 2022, the WEST tokamak at IRFM (CEA Cadarache, France) has been operating with a divertor made of actively cooled tungsten (W) components, using the same technology planned for ITER (monoblock technology). Therefore, WEST provides a relevant scientific environment for testing the thermal behavior and aging of PFCs. The work presented in this thesis is conducted on the WEST PFCs during the experimental campaigns of 2020, 2023, and 2024, and revolves around two complementary aspects: the characterization of surface fluxes on ITER CFPs, and the study of the progressive damage of W under the effect of these fluxes. This work primarily relies on temperature measurements by infrared (IR) thermography, with the very high spatial resolution camera of WEST, which is a unique tool for measurements at the scale of a W block, and on numerical calculations using the finite element method.
The presented results highlight very peaked heat flux decays, related to the thickness of the SOL and the size of the W blocks. In some cases, IR temperature profiles indicate the presence of two distinct components at the scale of a block: a fine component and a broader one. Bragg grating fibers embedded in the components (Thesis Y. Anquetin 2021-2024) confirms these observations. The flux profiles seem even more peaked on the leading edges of the components, exposed to the heat flux with a quasi-normal incidence. The observed temperatures are very high (over 3400°C), and several phenomena could alter the properties of the materials and/or affect the properties of the electrostatic sheath at the plasma-wall interface. The analysis of the IR images has allowed the evaluation of the surface flux distribution on the W blocks and in the inter-component spaces, under conditions very close to those expected in ITER. The effect of reflections induced by the low emissivity of W on temperature measurements is also addressed. It is shown that these reflections can lead to the appearance of false hot spots on the IR images. The two W fusion experiments conducted in 2020 and 2024 respectively allowed the observation of a new mode of component cracking (ductile cracking) and the achievement of sustained and significant W fusion, conducive to the study of molten W dynamics.
Keywords: nuclear fusion, tokamak, plasma, plasma-facing components, tungsten, ITER, divertor, bevel, heat flux, heat transfer, plasma-wall interaction, infrared thermography, finite element calculations, emissivity.