Le tungstène est le matériau choisi pour le divertor d'ITER en raison de ses propriétés thermiques et physiques. Les densités de flux et les énergies des particules, et la température de surface pourront varier de plusieurs ordres de grandeur le long de la surface du divertor, soit respectivement 1020-1024 m2s-1, 0.1-100 eV, et 370-1370K. Exposé à de telles conditions, le tungstène peut subir de l'érosion, des fissurations et d'autres modifications de surface affectant ses propriétés thermomécaniques. Une autre préoccupation est la rétention des atomes de tritium implantés dans la surface et leur diffusion dans l'épaisseur du matériau. Nombre d'études ont porté sur la rétention et les modifications de surface induite par le plasma, mais se concentraient principalement sur l'effet de l'énergie des ions, leur fluence et la température de surface, mais très peu portaient sur l'influence du flux de plasma, avec des résultats erratiques et peu cohérents entre eux. L'objectif de cette thèse est de fournir une image cohérente du comportement du tungstène exposé à des conditions pertinentes pour les futurs réacteurs de fusion. Une investigation systématique évaluant l'impact de la densité de flux de plasma et de la température de l'exposition sur les modifications de surface et l'accumulation d'hydrogène dans tungstène a été effectuée au moyen d'expériences menées dans les dispositifs plasma linéaires, PSI-2 à Jülich, Pilot-PSI et Magnum-PSI à DIFFER, et PISCES-A à UCSD. La corrélation entre densité de flux de particules, température d'exposition, modifications de surface et rétention de l'hydrogène dans le tungstène a été étudiée pour différentes microstructures de matériau. Des échantillons de trois types de tungstène poly-cristallin (traité thermiquement à 1273 et 2273 K) et monocristallin (orientation 110) ont été exposés à des plasmas de deutérium et des températures de surface de 530 à 1170 K à deux gammes différentes de flux d'ions deutérium (~1022 et ~1024 m2s-1). Toutes les expositions ont été effectuées à la même énergie d'ions incidents de 40 eV et une fluence de particules de 1026 m2. Les échantillons ont été analysés post mortem en utilisant diverses techniques d'imagerie et d'analyse de surface (microscopie, spectroscopie de désorption thermique (TDS) et analyse par faisceau d'ions). L'augmentation du flux de particules de deux ordres de grandeur a provoqué la formation de bulles au-dessus de 700 K, températures pour lesquelles elles sont généralement absentes à faible flux. De petites cloques de respectivement quelques dizaines de nm et jusqu'à une taille latérale de 1 micron ont été détectées sur des échantillons de tungstène poly-cristallin recuit et monocristallin. Au contraire, les cloques sont absentes sur les échantillons recristallisés, sauf à faible flux et basse température où des vésicules d'environ 10 micron et des cavités sont apparues le long des joints de grains. La rétention totale de deutérium a été mesurée par TDS. A faible température d'exposition la fraction retenue était un à deux ordres de grandeur plus élevée après l'exposition à faible flux qu'à haut flux. Au contraire, une tendance opposée de la rétention totale à des températures d'exposition élevées a été observée. Par conséquent, le maximum de la rétention de deutérium totale a été observé pour une température supérieure dans le cas du flux incident de particules élevée (~850 K) comparée à l'exposition de faible flux (~650 K). Globalement les résultats sur la rétention de deutérium étaient similaires pour toutes les microstructures de tungstène étudiées. La rétention diminue à haute température et son maximum est plus bas pour des expositions à haut flux. Or, en raison du décalage de la rétention maximale vers des températures plus élevées, la quantité de deutérium piégée pour des températures supérieures à 800 K était plus élevée à haut flux qu'à faible flux, soit ~ un ordre de grandeur inférieur à la rétention maximum à faible flux / Tungsten is the selected material to be used in the ITER divertor due to its favorable thermal and physical properties. Particle flux densities and energies, and surface temperature will vary by several orders of magnitude along the divertor surface, with values in the range 1020-1024 m2s-1, 0.1-100 eV and 370-1370 K, respectively. Exposed to such conditions, tungsten may undergo erosion, cracking and other surface modifications affecting its thermal and mechanical properties. Another concern is the retention of implanted radioactive fuel atoms (tritium) in the material surface and their diffusion through the bulk. A considerable amount of studies have addressed retention and plasma induced surface modifications, focusing mainly on the effect of ion energy, ion fluence and surface temperature while very little knowledge exists on the influence of the plasma flux. These results are largely scattered and occasionally bear a lack of consistency. The aim of this thesis is to provide a coherent picture of the behavior of tungsten exposed to plasma conditions relevant for future fusion reactors. A systematic investigation assessing the impact of the plasma flux density and exposure temperature on surface modifications and hydrogen accumulation in tungsten was performed by means of experiments carried out in the linear plasma devices PSI2 at Forschungszentrum Juelich, Pilot-PSI and Magnum-PSI at DIFFER, and PISCES-A at UCSD. The correlation between the particle flux density, exposure temperature, surface modifications and hydrogen retention in tungsten was investigated for different material microstructures. Three types of polycrystalline tungsten (thermally treated at 1273 and 2273 K) and single crystal tungsten samples (110 crystal orientation) were exposed to deuterium plasmas at surface temperatures of 530-1170 K to two different ranges of deuterium ion fluxes (low and high flux: ~1022 and ~1024 m2s-1). All the exposures were performed at the same incident ion energy of 40 eV and particle fluence of ~1026 m2. The exposed samples were analyzed postmortem utilizing various surface imaging and analyses techniques (microscopy, thermal desorption spectroscopy and ion beam analysis). Increasing the particle flux by two orders of magnitude caused blister formation at temperatures above 700 K for which blistering is usually absent under low flux exposure conditions. Small blisters of several tens of nanometers and up to 1 micrometer of lateral size were detected on the annealed polycrystalline and in single crystal tungsten samples, respectively. On the contrary, blisters were absent on the recrystallized samples except for the low flux and low temperature case where large blisters of about 10 micrometer and cavities along the grain boundaries appeared. The total deuterium retention was measured by means of thermal desorption spectroscopy (TDS). In the cases with low exposure temperatures, the retained fraction of deuterium was one to two orders of magnitude higher after exposure to the low flux compared to the high flux. On the contrary, an opposite tendency of the total deuterium retention at high exposure temperatures was observed. Hence, the maximum of the total deuterium retention was observed to occur at a higher temperature in the case of high incident particle flux (~850 K) compared to low flux exposures (~650 K). Overall, experimental results on deuterium retention were similar for all the investigated tungsten microstructures. Deuterium retention decreased at high temperatures and the maximal retention was lower for high flux exposures. However, due to the shift of the maximal retention to higher temperatures, the amount of deuterium retained at temperatures above 800 K was higher at high flux rather than at low flux, being still about one order of magnitude lower than the maximal retention at low flux

Québec Université Laval, Bibliothèque 2019

Dans la conception des futurs réacteurs de fusion, l’impact des interactions plasma – paroi pèse grandement sur le choix des matériaux à utiliser en première interface. L’utilisation du tritium en tant que combustible impose de plus des limites de sécurité quant à la quantité totale contenue dans le réacteur. L’analyse d’échantillons de parois de Tokamaks a montré une pénétration et une rétention du deutérium (utilisé à la place du tritium) au sein des matériaux carbonés; cette rétention est problématique car contrairement à la rétention dans les couches co-déposées, on ne peut espérer l’éliminer facilement. De part l’accès difficile aux échantillons réels, l’étude de ce phénomène se limite souvent à des analyses post-mortem.Afin d’accéder à la dynamique du phénomène et de s’affranchir de potentielles redistributions des éléments lors du stockage, un dispositif couplant micro analyse nucléaire (µNRA) et implantation basse énergie simultanée, visant à reproduire l’interaction entre le deutérium et les matériaux de la première paroi, a été mis en place. L’analyse µNRA permet de caractériser les profils de répartition en trois dimensions du deutérium en temps réel, à des échelles micrométriques. Des tests ont permis de confirmer le caractère non-perturbateur du faisceau d’analyse.On observe sur l’ensemble des données obtenues que la surface de l’échantillon (0-1 µm) présente une teneur en deutérium élevée et quasi constante ; la répartition du deutérium y est uniforme. A contrario, le deutérium piégé en profondeur (1-11 µm) se concentre dans des sites préférentiels liés à la microstructure du matériau. L’inventaire deutérium en profondeur semble augmenter avec la fluence incidente, malgré une grande dispersion des données attribuée à la variation de structure des zones étudiées. La saturation surfacique comme la migration en profondeur sont instantanées ; le stockage sous vide entraine une légère désorption du deutérium.Les observations faites par µNRA ont été croisées avec celles obtenues via d’autres techniques expérimentales. La µtomographie X a permis d’identifier clairement les porosités comme sites de localisation préférentielle du deutérium en profondeur. La micro-spectrométrie Raman a révélé la formation d’une couche amorphe fine (~30 nm) et saturée en deutérium à la surface du CFC suite à l’exposition au faisceau de deutérium. Enfin, la caractérisation expérimentale de la migration du deutérium dans les CFC obtenue est confrontée aux modèles existants, et un modèle simplifié original est proposé. Considérant que le dépôt en profondeur se produit par le biais de l’implantation et de la diffusion coulombienne du deutérium à la surface des porosités, il permet de reproduire qualitativement les profils de migration observés. / Plasma-wall interactions play an important part while choosing materials for the first wall in future fusion reactors. Moreover, the use of tritium as a fuel will impose safety limits regarding the total amount present in the tokamak. Previous analyses of first-wall samples exposed to fusion plasma highlighted an in-bulk migration of deuterium (used as an analog to tritium) in carbon materials. Despite its limited value, this retention is problematic: contrary to co-deposited layers, it seems very unlikely to recover easily the deuterium retained in such a way. Because of the difficult access to in situ samples, most published studies on the subject were carried out using post-mortem sample analysis.In order to access to the dynamic of the phenomenon and come apart potential element redistribution during storage, we set up a bench intended for simultaneous low energy ion implantation, reproducing the deuterium interaction with first-wall materials, and high energy microbeam analysis. Nuclear reaction analysis performed at the micrometric scale (µNRA) allows characterizing deuterium repartition profiles in situ. This analysis technique was checked to be non-perturbative.We observed from the experimental data set that the material surface (depth 0-1 µm) displays a high and nearly constant deuterium content, with a uniform distribution. On the contrary, in-bulk deuterium (1-11 µm) localizes in preferential trapping sites related to the material microstructure. In-bulk deuterium inventory seems to increase with the incident fluence, in spite of the wide data scattering attributed to the structure variation of studied regions. Deuterium saturation at the surface as well as in-depth migration is instantaneous; in-vacuum storage leads only to a small deuterium global desorption.Observations made via µNRA were combined with results from other characterization techniques. X-ray µtomography allowed identifying porosities as the preferential trapping sites for in-depth deuterium retention. Raman µspectrometry disclosed the formation of an amorphous layer at the surface, very thin (~30 nm) and deuterium saturated, following deuterium irradiation.At last, we confronted the experimental characterization obtained with existing models for deuterium behaviour in carbon materials and proposed a simple and original one. Considering that in-depth retention is due to deuterium implantation and Coulombian diffusion at the open porosity surfaces, it allows reproducing qualitatively the observed experimental profiles.

L'association échanges hydrogène/deutérium et spectrométrie de masse (HDX/MS) est devenue un outil analytique de choix pour l'étude de la structure et dynamique des protéines. L'approche classique "bottom-up" repose sur la digestion à la pepsine de la protéine deutérée et analyse des peptides protéolytiques par MS. Malheureusement, cette approche souffre de deux limitations majeures : (1) la résolution limitée par la taille des peptides après digestion et (2) l'échange inverse en solution avant l'analyse par MS. La MS en tandem classique ne peut pas être utilisée pour améliorer la résolution depuis que des expériences CID (Collision Induced Dissociation) sur des peptides deutérés ont montré une migration intramoléculaire des deutériums avant dissociation ("scrambling"). Par conséquent, il y a un grand intérêt à développer des approches HDX/MS alternatives pour améliorer les problèmes d'échange inverse, scrambling et résolution. Ce travail a donc consisté à mettre au point une méthode top-down HDX/MS robuste. Un nouveau système d'introduction des protéines deutérées dans le spectromètre de masse, appelé "cryosource", a été développé et les techniques d'activation basées sur la capture/transfert d'électron ont été utilisées. Il a récemment été montré que les méthodes ECD/ETD réduisaient le scrambling dans des conditions contrôlées avec une résolution à l'acide aminé près. L'utilisation de la cryosource a permis de diminuer l'échange inverse pendant des temps longs et avec des débits faibles. L'optimisation de tous les paramètres a été réalisée sur des peptides/protéine modèles. Notre objectif final était que notre approche soit applicable à l'analyse structurale du complexe aIF2.

Dans la conception des futurs réacteurs de fusion, l'impact des interactions plasma - paroi pèse grandement sur le choix des matériaux à utiliser en première interface. L'utilisation du tritium en tant que combustible impose de plus des limites de sécurité quant à la quantité totale contenue dans le réacteur. L'analyse d'échantillons de parois de Tokamaks a montré une pénétration et une rétention du deutérium (utilisé à la place du tritium) au sein des matériaux carbonés; cette rétention est problématique car contrairement à la rétention dans les couches co-déposées, on ne peut espérer l'éliminer facilement. De part l'accès difficile aux échantillons réels, l'étude de ce phénomène se limite souvent à des analyses post-mortem.Afin d'accéder à la dynamique du phénomène et de s'affranchir de potentielles redistributions des éléments lors du stockage, un dispositif couplant micro analyse nucléaire (µNRA) et implantation basse énergie simultanée, visant à reproduire l'interaction entre le deutérium et les matériaux de la première paroi, a été mis en place. L'analyse µNRA permet de caractériser les profils de répartition en trois dimensions du deutérium en temps réel, à des échelles micrométriques. Des tests ont permis de confirmer le caractère non-perturbateur du faisceau d'analyse.On observe sur l'ensemble des données obtenues que la surface de l'échantillon (0-1 µm) présente une teneur en deutérium élevée et quasi constante ; la répartition du deutérium y est uniforme. A contrario, le deutérium piégé en profondeur (1-11 µm) se concentre dans des sites préférentiels liés à la microstructure du matériau. L'inventaire deutérium en profondeur semble augmenter avec la fluence incidente, malgré une grande dispersion des données attribuée à la variation de structure des zones étudiées. La saturation surfacique comme la migration en profondeur sont instantanées ; le stockage sous vide entraine une légère désorption du deutérium.Les observations faites par µNRA ont été croisées avec celles obtenues via d'autres techniques expérimentales. La µtomographie X a permis d'identifier clairement les porosités comme sites de localisation préférentielle du deutérium en profondeur. La micro-spectrométrie Raman a révélé la formation d'une couche amorphe fine (~30 nm) et saturée en deutérium à la surface du CFC suite à l'exposition au faisceau de deutérium. Enfin, la caractérisation expérimentale de la migration du deutérium dans les CFC obtenue est confrontée aux modèles existants, et un modèle simplifié original est proposé. Considérant que le dépôt en profondeur se produit par le biais de l'implantation et de la diffusion coulombienne du deutérium à la surface des porosités, il permet de reproduire qualitativement les profils de migration observés.

L'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire a sélectionné le massif de Tournemire (Aveyron) pour installer sa station expérimentale dans le cadre de ses recherches sur les capacités de confinement des milieux argileux pour le stockage de déchets radioactifs. Compte tenu des très faibles teneur en eau et perméabilité des couches argileuses des argilites, la migration dans ce milieu devrait être très faible. L'écoulement et le transport ont été étudiés en utilisant des traceurs naturels de la solution interstitielle.<br />Après le développement d'un nouveau protocole pour l'extraction du chlorure de l'eau porale et des tests sur la méthode de distillation sous vide de la roche pour la mesure du deutérium de l'eau porale, l'acquisition de données pour ces deux traceurs (étudiés pour leur comportement géochimique conservatif) a été effectuée sur la séquence géologique du massif et à proximité des fractures. Les profils de données obtenus suggèrent que le processus majeur de transferts dans le massif soit la diffusion moléculaire mais ils montrent un enrichissement en deutérium et oxygène-18 de la solution interstitielle, jusqu'à un mètre à proximité des fractures, comparé à l'eau porale dans la matrice au-delà de cette zone. Ces observations suggèrent qu'un second processus de transport puisse générer des transferts spécifiques à proximité des fractures.<br />L'hypothèse du processus de diffusion moléculaire à l'échelle du massif a été testée par un modèle de transport, sur une période de plusieurs dizaines de millions d'années, en prenant en compte les caractéristiques géodynamiques de la région (telles que la tectonique et la fracturation induite), et en proposant des scénarios de variations des concentrations de traceurs aux limites du système pour représenter les changements climatiques majeurs. Les transferts de traceurs dans le massif, principalement diffusifs, sont ou ont pu être affectés par un second processus engendrant l'hétérogénéité des concentrations à proximité des fractures. Ce processus implique soit une intrusion de solutions salées, soit des transferts internes au massif dus à des surpressions.

Le projet expérimental international ITER vise à tester la faisabilité de la fusion nucléaire en tant que source d'énergie. Le banc d'essai sera un tokamak où le deutérium et le tritium seront fusionnés et des ions d'hélium et des neutrons énergétiques seront produits. Une partie de l'énergie produite sera déposée dans la zone divertor. Afin de préserver le divertor en tungstène d'ITER, il est envisagé d‘injecter de l'azote au niveau du divertor afin de rayonner plus uniformément la charge d'énergie. Ce mode opérationnel soulève plusieurs questions. Tout d'abord, comment la rétention du combustible de fusion (deutérium et tritium) dans les premières parois de tokamak sera-t-elle affectée? En particulier, est-ce que l'azote implanté agira comme une barrière à la désorption pour le tritium? Deuxièmement, à quelle production d'ammoniac peut-on s‘attendre due aux processus réactifs sur les matériaux des premières parois? Cette thèse présente une étude approfondie de l'interaction du tungstène avec le deutérium et l'azote, avec l‘examen de plusieurs facteurs clés: la rétention de l'azote et du deutérium en fonction de la fluence; l'évolution dynamique de la rétention d‘atomes de deutérium après l'implantation; l'influence de l'azote pré-implanté sur la rétention de deutérium; et la détermination quantitative de l‘ammoniac produit après une implantation séquentielle d‘azote et de deutérium dans le tungstène. Une attention particulière est donnée à l'identification précise des mécanismes de piégeage pour chacune des deux espèces de gaz (azote et deutérium) dans le tungstène. / The international experimental project ITER aims to test the feasibility of nuclear fusion as an energy source. The test bed will be a tokamak reactor where deuterium and tritium will be fused and energetic helium ions and neutrons will be released. A part of the produced energy will be exhausted in the divertor area of the tokamak. In order to preserve the tungsten divertor of ITER, it is envisioned to use nitrogen injection above the divertor in order to radiate more evenly the incident power loads. This operational plan raises several issues. Firstly, how the retention of fusion fuel (deuterium and tritium) in the tokamak first walls will be affected? In particular, does the implanted nitrogen act as a desorption barrier for tritium? Secondly, how much production of ammonia can be expected from reactive processes on the first wall materials? This thesis presents an extensive study of the interaction of tungsten with deuterium and nitrogen, with several key factors being investigated: the nitrogen and deuterium retention as a function of fluence; the dynamic evolution of retained deuterium atoms after implantation; the influence of the pre-implanted nitrogen on deuterium retention; and the amounts of ammonia that are produced on tungsten after sequential implantation of nitrogen and deuterium. A special focus is directed towards identifying the exact trapping mechanisms for each of the two gas species (nitrogen and deuterium) in tungsten.

Thèse numérisée par la Direction des bibliothèques de l'Université de Montréal.

L'objet de cette thèse est la construction d'un laser étalon à 778 nm pour réaliser une mesure absolue des fréquences 2S-8S/D des atomes d'hydrogène et de deutérium. Cet étalon de fréquence est une diode laser stabilisée en fréquence sur une transition à deux photons 5S-5D de l'atome de rubidium. Les performances métrologiques de ce laser étalon sont 10 fois meilleures que celles du laser He-Ne stabilisé sur l'iode. La fréquence de ce laser a été mesurée au cours de cette thèse grâce à une chaîne de multiplication de fréquence située à l'Observatoire de Paris. L'étude des caractéristiques métrologiques de la fibre optique reliant nos laboratoires a montré que le passage du faisceau du laser étalon dans celle-ci ne détériorait pas ses propriétés métrologiques. Les transitions 2S-8S/8D sont excitées dans un jet atomique par un laser titane-saphir. Plusieurs effets parasites déplacent et élargissent les raies étudiées. Pour s'affranchir de ces effets, une forme de raie théorique est ajustée sur les signaux expérimentaux. Elle tient compte en particulier de l'effet Stark linéaire sur les niveaux excités. La comparaison en fréquence du laser d'excitation et du laser étalon donne la fréquence absolue de la raie étudiée. On en déduit la valeur de la constante de Rydberg : R8 = 109 737,315 6859 (10) cm-1 Ce résultat est le plus précis à ce jour. En comparant les mesures du deutérium à celles de l'hydrogène, on détermine la valeur du déplacement de Lamb de l'état 2S du deutérium : L2S-2P = 1059,230 (9) MHz Cette mesure améliore l'incertitude sur cette valeur de plus d'un ordre de grandeur ; elle est en bon accord avec la dernière mesure de cette quantité. L'incertitude sur ces résultats approche celle des calculs d'électrodynamique quantique donnant les valeurs théoriques des niveaux d'énergie.

Ce travail de thèse est consacré à l'exploration de la dynamique d'espèces moléculaires confinées dans des réseaux nano-méso poreux. Pour caractériser le mouvement de diffusion, on a utilisé la diffusion quasi-élastique des neutrons. La dynamique rotationelle des espèces confinées a été suivie par RNM du deutérium à l'état solide. Plusieurs systèmes ont été étudiés : (i) la dynamique de l'eau dans des adsorbants sélectifs basés sur du chlorure de calcium déposé dans de la silice., (ii) la dynamique d'alcanes linéaires confinés dans les pores de la zéolithe 5A, (iii), la dynamique du butane dans la zéolithe ZSM-5, (iv) la dynamique des cycles benzéniques dans les réseaux de la MIL-53 et de la MIL-47, (v) la dynamique de l'hydrogène dans les MOFs MIL-53 et MIL-47. Dans tous les cas, la nature et la dynamique en milieu confiné dévie fortement de la dynamique à l'état condensé.