Simulations multiphysiques du transport du tritium dans la couverture tritigène la WCLL pour OEMO

Multiphysics tritium transport simulations of the WCLL breeding blanket for DEMO

• Auteur / Autrice : James Dark
• Direction : Yann Charles, Jonathan Mougenot, Etienne Hodille
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Sciences des matériaux
• Date : Soutenance le 14/10/2024
• Etablissement(s) : Paris 13
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Galilée (Villetaneuse, Seine-Saint-Denis)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire des Propriétés Mécaniques et Thermodynamiques des Matériaux (....-2010) - Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (CEA Cadarache, Saint-Paul-lez-Durance)
• Jury : Président / Présidente : Marie-France Barthe
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Steven Van boxel, Sara Freey
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Frédéric Christien, Raffaella Testoni

Mots clés

Mots clés contrôlés

Multiphysique

Transport

Tritium

Mots clés libres

Demo

Wcll

Piégeage

Demo

Wcll

Trapping

Résumé

Cette étude présente le développement d'un modèle multiphysique dont l'objectif et la simulation du transport du tritium dans la couverture tritigène de DEMO WCLL (Water Cooled Lithium Lead). Le code FESTIM est utilisé pour évaluer la rétention et la permeation du tritium influencé par la thermique et la mécanique des fluides. Le modèle développé à pour objectif d'estimer les accumulations d'inventaire dans les matériaux de structures et à quantifier la perméation dans les canaux de refroidissement. Utilisant la méthode des éléments finis (FEM), le modèle intègre des données provenant de simulations neutroniques et tient compte de la dynamique des fluides et du transport de la chaleur. Des études paramétriques évaluent l'influence des coefficients de transfert de chaleur, des sources de tritium et de la solubilité du tritium dans le PbLi. Les travaux mettent l'accent sur l'impact des mécanismes de piégeage du tritium, qui augmentent de 80% les stocks de tritium dans les tubes de la zone tritigène et multiplient dix dans la première paroi. Un nouveau modèle, paramétré pour le tungstène, tient compte de l'évolution temporelle des concentrations de pièges dues à l'endommagement et au recuit thermique, qui peut être utilisé pour estimer l'impact de l'endommagement neutronique sur le transport du tritium dans les composants face au plasma. Les résultats suggèrent que l'inventaire de tritium dans la première paroi en tungstène pourrait être multiplié par 700 après six jours d'exposition par rapport au cas non endommagé. Des méthodologies sont décrites pour modéliser les barrières de perméation du tritium de manière implicite pour la modélisation FEM à l'échelle des composants. Les modèles et méthodologies développés fournissent des indications précieuses pour la conception et l'optimisation des futurs réacteurs de fusion, en assurant une gestion plus efficace et durable du tritium dans les systèmes de couverture tritigènes.

This work presents the development of a multiphysics tritium transport model in the Water-Cooled Lithium Lead (WCLL) breeding blanket, designed using FESTIM to evaluate tritium retention and permeation influenced by heat transfer and fluid mechanics. The developed model aims to estimate inventory buildups within structural materials and quantify permeation into cooling channels. Utilising the Finite Element Method (FEM), the model integrates data from neutronics simulations and accounts for complex fluid flow and heat transfer. Parametric studies assess the influence of heat transfer coefficients, tritium sources, and solubility in PbLi. The work emphasises the impact of tritium trapping mechanisms, increasing tritium inventories in the breeding zone pipes by 80% and in the first wall by tenfold. A new model, parameterised for tungsten, accounts for the temporal evolution of trap concentrations due to self-damage and thermal annealing, which can be used to estimate the impact of neutron damage on tritium transport in plasma-facing components. Results suggest the tritium inventory in the first wall could increase 700 times after six days of exposure compared to the undamaged case. Methodologies are outlined to modes tritium permeation barriers implicitly for component scale FEM modelling. The developed models and methodologies provide valuable insights for designing and optimising future fusion reactors, ensuring more efficient and sustainable tritium management in breeding blanket systems.