Modélisation de la durée de vie de composants face au plasma dans les réacteurs à fusion thermonucléaire

Plasma facing components thermomechanical modelisation for lifetime assessment

• Auteur / Autrice : Alan Durif
• Direction : Jean-Michel Bergheau, Guillaume Kermouche, Marianne Richou
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique et Ingénierie
• Date : Soutenance le 04/12/2019
• Etablissement(s) : Lyon
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences Ingénierie Santé (Saint-Etienne)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire de tribologie et dynamique des systèmes (Écully, Rhône ; 1970-)
• Partenaire(s) de recherche : établissement opérateur d'inscription : École Centrale de Lyon (1857-....) - Ecole nationale d'ingénieurs (Saint-Etienne ; 1961-....)
• Jury : Président / Présidente : Brigitte Bacroix
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Jean-Michel Bergheau, Guillaume Kermouche, Marianne Richou
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Carl Labergère, Joseph Moysan

Mots clés

Mots clés contrôlés

Durée de vie (ingénierie)

Tungstène

Mots clés libres

Tungstène

ITER

Recristallisation

Viscoplasticité

Durée de vie

ITER

Tungsten

Recrystallization

Elastic-viscoplastic

Constitutive relations

Résumé

Les réacteurs de fusion thermonucléaire proposent de confiner magnétiquement un plasma dans le but d’obtenir les conditions de pression et de température favorables à la réaction de fusion pour produire de l'électricité en «quasi-continu». Cependant, le confinement est imparfait et, en raison de la configuration magnétique, les pertes d’énergétiques sont dirigées vers les parois internes du réacteur, appelées composants à face de plasma (CFPs), et en particulier dans la partie inférieure de la machine appelée divertor. Pour ITER, ces flux de particules peuvent impliquer une température de surface des CFPs de l'ordre de 2000°C cycliquement maintenue pendant des temps allant de quelques millisecondes à quelques secondes. Pour résister à de telles sollicitations, les CFPs des divertors ITER et WEST sont constitués de blocs de tungstène (W) pur utilisé comme matériau d’armure et assemblés sur un tube de refroidissement en CuCrZr (matériau de structure) dans lequel circule de l’eau. Ces CPFs doivent assurer l'intégrité mécanique des parois internes de la machine, l'extraction de la chaleur et doivent être compatibles avec les espèces chimiques en présence au sein du plasma pour ne pas compromettre son exploitation. Critique pour le fonctionnement du plasma et l’intégrité du réacteur, ces CFPs représentent l’une des principales pièces du réacteur. Ainsi, plusieurs campagnes expérimentales ont été réalisées pour valider cette technologie avant son exploitation en l’environnement tokamak. Bien que cette technologie réponde aux spécifications ITER, les composants s’endommagent au cours des cycles thermiques. Des fissures apparaissent dans le bloc de W après quelques dizaines (voire quelques centaines) de cycles thermiques à 20 MW/m². Cette fissure se propage de la surface exposée aux flux vers le tube de refroidissement. L’apparition de cette fissure n’affecte pas immédiatement la capacité du composant à extraire la chaleur. Néanmoins, cela entraîne des problèmes d’intégrité mécanique des parois internes de la machine et pourrait limiter l’exploitation du plasma. Ainsi, afin d'optimiser leur usage en environnement tokamak, il est nécessaire d'étudier le processus d'endommagement de ces composants et d'estimer leur durée de vie en fonction des chargements thermiques attendus. Dans la littérature, plusieurs modèles numériques ont été développés et ont permis d'identifier les principaux phénomènes impliqués dans le processus d'endommagement des composants. Pour améliorer la prédiction des outils numériques existants, cette thèse a pour objectif de développer un modèle numérique capable de prendre en compte la recristallisation du W; phénomène mentionné dans la littérature comme jouant un rôle important sur la durée de vie des composants. Le modèle numérique final développé (RXMAT) est intégré au code éléments finis ANSYS. Ce nouvel outil numérique est alimenté par les cinétiques de recristallisation du W étudiées jusqu'à 1800 ° C et par les lois de comportement élasto-viscoplastique du matériau identifiées à partir d’essais expérimentaux réalisés de 500°C à 1150°C et à plusieurs vitesses de déformation.Pour la première fois, il est possible de lier numériquement l'évolution de la fraction recristallisée du W à un champ de contraintes et de déformations mécaniques. En comparant les résultats obtenus avec des études de la littérature, on montre qu'en utilisant RXMAT des déformations plastiques équivalentes 10 fois supérieures sont estimées. Ces premiers résultats laissent envisager de nombreuses applications. Celles-ci permettraient par exemple de mieux comprendre l'influence de la géométrie, des propriétés de convection et des cinétiques de recristallisation sur l'accumulation de la déformation plastique équivalente au sein du composant. RXMAT pourrait également être utilisée pour étudier le processus d'endommagement du composant exposé à un flux thermique non homogène, représentatif de l'environnement du tokamak.

Since the industrial revolution, global energy consumption has steadily increased. Historically based on the use of fossil fuels (oil, coal and gas), industrial development allowed the economic growth of the world as we know today. However, the intensive use of such fuels is undoubtedly not without consequences on our planet. The current exploitation methods contribute, for instance to global warming, plastic pollution and ocean acidification. The current energy context requires the development of alternative, sustainable and safe energies. The thermonuclear fusion reaction could become one of these new energy sources and may play a major role in the future global energy mix. Plasma facing components must ensure the mechanical integrity of the fusion device internal walls, the extraction of heat and must be compatible with the chemical species present in the plasma to not compromise its exploitation. Critical for the plasma operation and the reactor integrity, these components represent one of the major reactor parts. ITER and WEST divertor components can be exposed to particles fluxes up to 20 MW/m². To withstand such loading, these components are actively cooled. They are made of pure tungsten used as armored material bonded on water cooled pipe in CuCrZr (structural material). Several experimental campaigns have been performed to validate such components technology before their use in tokamak environment. Although this technology fulfills ITER's requirements, damages were highlighted over thermal cycles. Cracks appear in tungsten block up to few tens (up to few hundreds) of thermal cycles at 20 MW/m² and propagate from the exposed surface to the cooling pipe. The appearance of this crack, does not immediately affect the component heat exhaust capability. Nevertheless, this leads to mechanical integrity issues for the machine internal walls and could limit the plasma operation. To optimize the components use, this thesis aims at predicting numerically their lifetime. The time required for the crack opening corresponds to the component lifetime. In literature, several numerical models were developed and identified the major phenomena involved in the component damage process. To improve the prediction of existing numerical tools, this thesis aims at developing a numerical model able to take into account tungsten recrystallization; mentioned in the literature as having significant role on component lifetime. The final numerical model developed (RXMAT) is integrated in the finite elements code named ANSYS. This new numerical tool is fueled by the tungsten recrystallization kinetics studied up to 1800°C and the elastic-viscoplastic constitutive laws of tungsten and recrystallized tungsten identified based on experiments performed from 500°C to 1150°C at several strain rates. For the first time, it is possible to numerically link the evolution of the tungsten recrystallized fraction to a mechanical stress and strain fields. It is shown that RXMAT makes it possible to estimate plastic strains 10 times greater than those obtained in the literature. By doing so, first numerical results also highlighted that further experiments have to be done to study the ductile to fragile transition temperature and fatigue behavior of tungsten. In perspectives, RXMAT can be used to study the component lifetime exposed to non-homogeneous thermal flux, representative of the tokamak environment and also study the impact of tungsten recrystallization kinetics, component geometry and convection parameters on its lifetime.