Soutenance de thèse de Axel DUNAND

La compréhension des mécanismes fondamentaux régissant l’interaction du combustible (deutérium, D, et tritium, T) et des produits (l’hélium, He) de fusion avec les premières parois du tokamak et en particulier avec le divertor en tungstène (W) représente un enjeu majeur pour le fonctionnement des réacteurs de fusion. Une première partie de cette thèse présente une étude de laboratoire approfondie de la rétention et de la désorption du D dans le W en présence ou en absence d’oxygène (O) sur la surface. Les expériences, menées sur un monocristal de W(110) préparé avec différents états de surface, ont été conduites en réalisant des cycles d’implantation de D2+ (ou exposition au D2) et de thermodésorption. Ces études montrent que la rétention de D est très fortement dépendante de la présence d’impuretés en surface et mettent en évidence l’importance de la caractérisation de surface et de la localisation en surface du O et du D sur sa rétention ainsi que sur la dépendance en température de la désorption du D. Une deuxième partie de la thèse se focalise sur la rétention d’He dans le W, facteur de modification de la rétention de D et T dans le W. L’He n’étant pas soluble dans le W, il s’agglomère sur des défauts préexistants mais il peut aussi s’auto-piéger en fonction du flux d’implantation (être immobilisé sans défauts préexistants). Pour mettre en évidence expérimentalement l’auto-piégeage de l’He, un échantillon de W(110) a été implanté avec des ions He+ à 130 eV en utilisant différents flux d’implantation (avec une fluence constante). L’augmentation du flux ionique d’He+ à 0,7 × 1017 He+ m-2 s-1 conduit à l’apparition soudaine de deux pics de désorption à 950 K et 1700 K. La position des pics est en accord avec les données issues de la théorie fonctionnelle de la densité et indique l’apparition de l’auto-piégeage de l'He une fois que ce flux d’implantation est atteint. Ces résultats pourront être utilisés dans le future pour améliorer les modèles de rétention et de croissance des bulles d’He dans le W.

Understanding the fundamental mechanisms governing the interaction of fuel (deuterium, D, and tritium, T) and fusion products (helium, He) with the first walls of the tokamak and in particular with the tungsten (W) divertor represents a major challenge for the operation of fusion reactors. A first part of this thesis presents an in-depth laboratory study of the retention and desorption of D in the W with and without oxygen (O) on the surface. The experiments, conducted on a single crystal W(110) prepared with different surface state, were conducted by performing cycles of implantation of D2+ (or exposure to D2) and thermodesorption. These studies show that the retention of D is very strongly dependent on the presence of impurities on the surface and highlight the importance of surface characterization and surface localization of O and D on its retention as well as on the temperature dependence of the desorption of D. A second part of the thesis focuses on the retention of He in the W, a factor modifying the retention of D and T in the W. As He is not soluble in W, it agglomerates on pre-existing defects but it can also self-trap depending on the implantation flux (be immobilized without pre-existing defects). To experimentally demonstrate self-trapping of He, a sample of W(110) was implanted with He+ ions at 130 eV using different implantation fluxes (with constant fluence). The increase in the ion flux of He+ to 0.7 × 1017 He+ m-2 s-1 leads to the sudden appearance of two desorption peaks at 950 K and 1700 K. The position of the peaks is consistent with data from the density functional theory and reveal the He self-trapping once this implantation flux is reached. These results can be used in the future to improve retention and growth patterns of He bubbles in W.