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Propositions de thèses 2018

La rétention du tritium dans l’instalation ITER : du suivi de L’inventaire à l’évaluation du TS en situations accidentelles

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​Lieu de thèse : IRSN/LETR (Cadarache), une période de 4 mois au CIRIMAT (Toulouse) est prévue au démarrage de la thèse

 

Date de début : octobre 2018

 

Compétences recherchées

 

  • Master en chimie, physique ou matériaux

  • Compétences en programmation

  • Une connaissance de base des méthodes ab-initio (DFT) et de la dynamique moléculaire serait un plus

 

 

Sujet de thèse

 

 

L’installation ITER a pour finalité de démontrer la maîtrise de la production d’énergie par fusion thermonucléaire à partir d’un plasma tritium-deutérium confiné par champ magnétique dans une chambre à vide. Les conditions très sévères de fonctionnement qui résultent de la réaction de fusion, les critères liés à la stabilité de celle-ci et la nécessaire limitation de l’absorption du tritium dans la paroi pour des considérations de sûreté limitent le choix du matériau éligible pour la première paroi de la couverture interne de la chambre à vide. De ces raisons, a découlé le choix du béryllium.


L’objectif du travail de thèse est d’étudier l’interaction entre le tritium et les défauts complexes du béryllium qui vont se former en quantité importante dans le matériau soumis aux conditions qui prévalent dans ITER. Ces défauts peuvent être des dislocations, des cavités, des bulles ou encore des précipités, en particulier oxydes de béryllium. Certains de ces défauts, dits étendus, sont susceptibles de piéger une quantité importante de tritium. Ce travail contribuera à fortement améliorer la représentativité des modèles qui seront utilisés pour valider l’efficacité des dispositifs internes à la chambre à vide que l’exploitant compte mettre en œuvre au sein du réacteur ITER. Le sujet s’articule autour de deux axes principaux de recherche, explicités ci-après.

 

Modélisation des défauts étendus intragranulaires


La nature des défauts étendus (dislocations, cavités) créés par irradiation neutronique dans le béryllium peut être déduite d’observations expérimentales. Il s’agira donc, dans un premier temps, de réaliser un état des lieux des données expérimentales liées à la morphologie (topologie et taille) de ces défauts d’irradiation. Dans un second temps, on cherchera à déterminer les énergies de piégeage et de dépiégeage du tritium dans ces défauts par calculs DFT, les cavités pouvant être appréhendées par une approche de type surface. Un second objectif de ce volet sera d’établir les mécanismes de formation de bulles de gaz et leurs implications dans la cinétique de désorption du tritium. L‘étude sera entreprise en mettant en œuvre la dynamique moléculaire. A cet effet, une étape de développement des potentiels interatomiques Be-Be et Be-T sera nécessaire.

 

Modélisation du tritium dans l’oxyde de béryllium

 

Le second volet sera consacré à l’oxyde de béryllium. Il est attendu qu’en condition normale de fonctionnement d’ITER, une couche d’oxyde se forme sur la surface de la première paroi et de manière plus générale aux joints de grains. Il est donc important de caractériser le comportement du tritium dans l’oxyde de béryllium. La cinétique de diffusion sera étudiée soit par des méthodes à l’échelle atomique (DFT), soit à une échelle mésoscopique par des approches de type dynamique moléculaire. L’intérêt de mener cette étude est multiple. Tout d’abord, cela permettra de fournir à un code de diffusion/réaction des données de base pour la modélisation conjointe du transport du tritium dans le métal et l’oxyde. Par ailleurs, ces données permettront de clarifier l’impact d’une couche d’oxyde sur les mesures de diffusion du tritium dans le béryllium métallique pour lesquelles une revue critique approfondie est nécessaire. Enfin, la réactivité du tritium avec l’oxyde permettra d’explorer la possibilité de formation des (di)-hydroxydes de béryllium au sein même du matériau.


Laboratoire IRSN impliqué

Contact

François Virot

Tél : 04 42 19 95 59