Monsieur Mykola IALOVEGA
Soutiendra publiquement ses travaux de thèse intitulés :
Surface conditions of W components : Impact on hydrogen inventory
Soutenance prévue le mardi 23 février 2021 à 9H30
Lieu : IRFM – René Gravier – Centre de Cadarache 13115 Saint paul lez Durance
Composition du jury proposé :
- M. Thierry Angot, Aix Marseille Université, Directeur de thèse
- Mme Anne-Lise Thomann, Université d’Orléans, Rapporteur
- M. Wolfgang Jacob, Max Planck Institute, Rapporteur
- M. Christian Linsmeier, Forschungszentrum Jülich, Examinateur
- Mme Sabina Markelj, Jozef Stefan Institute, Examinatrice
- M. Christian Grisolia, CEA Cadarache, Examinateur
- Mme Céline Martin, Aix Marseille Université, Examinatrice
- M. Régis Bisson, Aix Marseille Université, Invité
- Mme Elodie Bernard, CEA Cadarache/IRFM, Examinatrice, encadrant CEA
Résumé :
Les recherches sur les isotopes de l’hydrogène et la rétention d’hélium dans les composants faisant face au plasma (PFC) qui sont exposés à diverses conditions plasmatiques sont importantes pour les futurs dispositifs de fusion tels qu’ITER et DEMO. En raison de ses propriétés physiques favorables, en particulier son point de fusion élevé, le tungstène (W) a été choisi comme matériau de surface du plasma du plongeur d’ITER. Dans la phase deutérium/tritium (D/T) d’ITER, le PFC W sera soumis à des flux intenses composés d’isotopes d’hydrogène (HI), d’hélium (He), d’impuretés et de neutrons.
Il a notamment été constaté que l’He affecte de manière significative le W PFC près de la surface, avec la formation de boucles de dislocation, de bulles, voire de W-fuzz. La présence d’impuretés dans le plasma de bordure peut provoquer un redépôt ou un codépôt de couches mixtes à la surface du PFC W, et en présence d’oxygène résiduel, une oxydation de surface est possible en raison de la température élevée du divertor ITER. De telles modifications structurelles du PFC W peuvent modifier considérablement les propriétés du matériau, et donc sa durée de vie, ainsi que sa rétention d’hydrogène, ce qui pose des problèmes de sécurité car le tritium est radioactif.
Dans cette thèse de doctorat, nous avons utilisé des expériences de laboratoire impliquant l’implantation d’ions et la technique de spectrométrie de désorption thermique (TDS) pour étudier les propriétés fondamentales de rétention de l’HI dans le PFC W en raison des différentes conditions de surface : 1) Présence d’une couche d’oxyde formée à la surface du W polycristallin (PCW) dans les conditions pertinentes pour ITER, 2) Présence de changements structurels dus à l’impact de l’irradiation à l’hélium pertinente pour ITER.
Les mesures TDS ont été couplées à des observations microscopiques afin de caractériser les modifications survenant à la surface et dans la masse du matériau à différentes échelles : les techniques de microscopie électronique à balayage et de microscopie confocale à balayage laser ont été utilisées pour les observations de surface à l’échelle du micromètre et du nanomètre ; la microscopie électronique à transmission a été utilisée pour les observations transversales. Des techniques de spectroscopie Raman et à rayons X ont été utilisées pour caractériser la structure et la composition chimique des échantillons.
Les expériences TDS impliquant l’implantation d’ions D à faible énergie ou la charge de gaz T sur des échantillons de PCW oxydés ont mis en évidence des mécanismes de rétention de l’HI dans les oxydes de tungstène radicalement différents par rapport à la PCW vierge. L’état de surface initial du matériau (par exemple la présence d’eau adsorbée) peut également modifier de manière significative le dégazage de HI. Nous avons également mis en évidence un changement de couleur de l’oxyde après l’implantation de HI, qui suggère la formation de bronze de tungstène. Le fait que l’oxyde cultivé sur le PCW n’ait pas été modifié lors de l’implantation du D et des expériences TDS (la morphologie de la surface et la composition élémentaire ont été restaurées), soulève des préoccupations supplémentaires pour l’exploitation sûre à long terme du PFC W dans ITER.
Dans l’autre série d’expériences, nous avons exposé le PCW à du plasma d’hélium dans des conditions de fluence pertinentes pour ITER et WEST, à la fois à faible et à fort flux. Les observations de la morphologie de surface et de masse, combinées à des séquences d’implantations d’ions D à faible flux et faible fluence de 250 eV et à des mesures TDS jusqu’à 1200-1350 K, ont révélé des effets intéressants du cycle thermique sur l’évolution des défauts induits par l’hydrogène et la rétention du deutérium. Les expériences d’implantation d’ions D et de cyclage thermique ont mis en évidence un impact majeur du cyclage thermique sur l’évolution des défauts créés par l’He et la rétention du deutérium. La rétention de D dans les bulles d’He enrichies près de la surface est multipliée par 3 à 8 par rapport à la rétention de deutérium non endommagée. L’évolution de la rétention de D lors du cycle thermique semble être liée à la densité et à la taille des différentes bulles d’He. De plus, nous montrons que le recuit à haute température induit une facette des bulles d’He en forme de polyèdre ainsi qu’une facette des trous en forme de rectangle sur la surface.