Fusion power has the potential to produce clean and safe energy that can contribute significantly to the worlds energy system. The road to this promising energy resource has been long, but with one of the biggest projects in the scientific area that is now on going, a fusion project called ITER, the end of the road is ahead of us. Experiments with a new reactor wall are now in progress at the fusion test reactor JET in Oxford, England.  The experiment is a pre study of a possible reactor wall for the new fusion reactor ITER in Cadarache in Provence-Alpes-Côte-d'Azur, France. The ITER like reactor wall (ILW) contains Beryllium and has theoretically favourable properties for achieving better reactor conditions, compared to the old Carbon based wall (CW). One reason for changing the wall is to decrease the fuel dilution, i.e. amount of particles that the reactor wall contributes to the fusion plasma. This is an important factor to minimize; 1% of fuel dilution with Carbon will cause a loss in power up to 12%, while the corresponding value for Beryllium is 8%. For Deuterium fuelled plasmas at JET, the fuel dilution can be quantified by the ratio of the Deuterium and electron densities, nd/ne. In this work, nd/ne is estimated using data from the neutron emission spectrometer TOFOR, along with measurements of the electron density (ne) and temperature (Te). In this report it is investigated how sensitive these fuel dilution measurements are to uncertainties in the measurements of ne and Te. The fuel dilution measurements changed relatively in a span of 10% to 23% when changing Te and ne with 10% in the fuel dilution model. To determine the differences in fuel dilution between the Carbon and ITER like reactor wall, a comparison has to be made between the old reactor wall and the new ILW. To do this, similar plasma scenarios need to be represented during fusion discharges with both walls. In this report, JET’s database is searched through using different search criteria, in order to enable a fair comparison between the walls. The comparison showed a tendency of lower fuel dilution, i.e. cleaner plasmas, for discharges with the ILW, but the data points are quite scattered and the ILW discharges have, in general, a lower temperature than the CW discharges, which makes the comparison difficult. Therefore, it is too early to definitely tell anything about a possible improvement of the fuel dilution levels after the installation of the ILW.

No autorizada por el autor para ser publicada a texto completo / Tesis (magíster en derecho con mención en derecho penal) / El objetivo del presente trabajo es el análisis del grado de desarrollo de los delitos que comúnmente se denominan “delitos sexuales”. Para alcanzar ese propósito se desarrolla un estudio de los tipos penales que se encuentran incluidos en la referida denominación, determinando el o los bienes jurídicos protegidos, para luego establecer para cada caso la probabilidad de su ejecución en grado de tentativa o frustración. Seguidamente se examina la faz objetiva y subjetiva de la tentativa, en los casos que así corresponde. Se complementa el trabajo además con jurisprudencia mayoritariamente de la Excelentísima Corte Suprema de nuestro país, entregando sustento práctico a las afirmaciones realizadas. El resultado es un estudio acabado del iter criminis en los delitos considerados como de carácter sexual o que tienen relación con esa actividad.

Memoria (licenciado en ciencias jurídicas y sociales) / En específico, el presente trata sobre el Iter Criminis en la jurisprudencia, establecido en nuestro ordenamiento jurídico en el artículo 7 del Código Penal, el que define las distintas fases del delito y les otorga la punibilidad. A pesar de la basta aplicación que tiene el artículo 7 del Código Penal en la práctica judicial, la determinación de la fase de desarrollo del delito, realizada por los tribunales nacionales, no es unívoca, encontrándose diferentes criterios jurisprudenciales al aplicar dicho artículo. El presente trabajo se realizó recopilando y seleccionando las sentencias dictadas por los tribunales nacionales entre los años 2003 e inicios de 2010. La recopilación se llevó a cabo utilizando la base de datos en línea del Ministerio Público, la que reúne sentencias dictadas por Jugados de Garantía, Tribunales de Juicio Oral, Cortes de Apelaciones y Corte Suprema. Cada sentencia se esquematizó mediante la elaboración de una ficha, que informa sobre los aspectos más relevantes de ella. Este trabajo contiene un total de 86 fichas, ordenadas de acuerdo a la fecha de pronunciamiento de la sentencia, y clasificadas de acuerdo a las consideraciones relevantes efectuadas por el tribunal. Cada ficha tiene asignado un número, al que el índice de clasificación se remite. Es de esperar que este trabajo sirva como fuente de información a quien desee consultarlo, al tratarse de una investigación seria, práctica y actualizada sobre el tema.

Pour réaliser les conditions des réactions de fusion thermonucléaire dans le tokamak ITER, des moyens additionnels de chauffage sont requis. L'une des principales méthodes pour chauffer les ions du plasma de coeur sera l'injection de neutres D0 énergétiques. Le neutraliseur est l'étape de l'injecteur de neutres d'ITER où le faisceau de deutérium prend ses propriétés en termes de taux de neutres D0 et de direction de propagation. L'interaction entre le faisceau à 1MeV et le gaz D2 neutralisant (~0.1Pa) crée un plasma secondaire. Les phénomènes physiques en jeu sont présentés à travers l'analyse des résultats du code OBI-2. OBI-2 est un code PIC-MCC (Particle In Cell Monte Carlo Collision) en géométrie cylindrique (2D3V) développé au LPGP qui permet de suivre la propagation du faisceau et les particules du plasma le long du neutraliseur.L'injection de lithium comme cible neutralisante a été étudiée et comparée au deutérium. Une étude paramétrique sur le neutraliseur basé sur le lithium a été réalisée dans la mesure où la longueur et/ou la densité de Li injectée peuvent être modifiées. Le profil de densité de Li a été estimé par le code Monte-Carlo 3D MC-OLIJET développé au LPGP. Le profil résultatnt a été implémenté en entrée du code PIC-MCC. Les résultats montrent la faisabilité du neutraliseur basé sur le lithium, gardant la convergence correcte du faisceau et avec de meilleures performances en termes de durée de vie des cryompompes avant régénération, de neutralisation du faisceau, d'effet de rétrodiffusion des ions positifs. / To achieve thermonuclear fusion reactions in the ITER tokamak, additional heating is required. One of the main method to heat the core plasma ions will be the injection of energetic D0 neutrals. The neutralizer is the stage of the Neutral Beam Injector of ITER where the deuterium beam gets its properties in terms of neutral rate D0 and direction of propagation. The interaction between the 1MeV beam and the D2 neutralizing gas (~0.1Pa) creates a secondary plasma. These physical phenomena involved are presented through the analysis of the OBI-2 code results. OBI-2 is a PIC-MCC (Particle In Cell Monte-Carlo Collision) code in cylindrical geometry (2D3V) developed in the LPGP which allows to follow beam propagation and plasma particles along the neutralizer.The injection of lithium neutralizing target has been investigated and compared to deuterium one. Parametric study of the Li based neutralizer has been performed since the length and/or density of Li injected can be modified. The Li density profile has been estimated through the Monte-Carlo 3D code MC-OLIJET developed in the LPGP. The resulted profile has been implemented as an imput of the PIC-MCC code. Results show the feasibility of a lithium based neutralizer, keeping correct beam focusing and with better performance in terms of cryompump lifetime before regeneration, beam neutralization, positive ion backstreaming effect.

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.

Le béryllium, utilisé comme matériau de première paroi dans la chambre à vide d'ITER, peut piéger une fraction significative de tritium provenant du plasma. Du point de vue de l'analyse de sûreté, il s'agit d'évaluer l'efficacité des dispositifs mis en place par l'exploitant pour maîtriser l'inventaire en tritium durant le fonctionnement nominal d'ITER et de prédire le comportement du tritium en situation accidentelle. L'objectif de ces travaux de thèse est de déterminer, par le biais de la Théorie de la Fonctionnelle de la Densité, le comportement du tritium dans le béryllium en termes de mécanismes de rétention et de désorption. La stabilité des défauts ponctuels dans le béryllium a d'abord été évaluée et analysée au regard des données expérimentales, mettant en évidence la prédominance du défaut lacunaire dans le béryllium. Ensuite, tous les sites d'occupation stables du tritium et les chemins de diffusion les plus favorables ont été déterminés. Cette analyse a été étendue au processus de multi-piégeage, mettant en évidence que cinq atomes de tritium peuvent être piégés dans une lacune. Enfin, les données obtenues ont été introduites dans un code Monte-Carlo Cinétique permettant d'évaluer le coefficient de diffusion du tritium et un modèle couplant mécanismes de réaction et de diffusion pour l'interprétation de spectres expérimentaux de thermo-désorption (TDS) obtenus à l'IEK-4 (Jülich -- Allemagne). Les spectres modélisés reproduisent de manière satisfaisante les spectres expérimentaux pour les faibles fluences. A forte fluence, la mise en évidence expérimentale d'un pic à basse température pourrait s'expliquer par la formation d'hydrure de béryllium. / Beryllium will be used as a plasma-facing material for the ITER vacuum vessel. Due to high plasma fluxes, significant amounts of hydrogen isotopes could be retained in the beryllium walls. From the safety point of view, it is important to assess the capability of devices which will be used to limit the tritium inventory in the tokamak in nominal conditions and secondly, to predict the behaviour of tritium in case of accident. The objective of this work is to evaluate within the framework of the Density Functional Theory the behaviour of tritium in beryllium in terms of retention and desorption mechanisms. Firstly, the stability of point defects in beryllium has been evaluated and compared to experiments. Vacancies are shown to be the dominant defect in beryllium. Then, the most stable interstitial sites for tritium atoms and the most favorable migration pathways have been determined. This study has been extended to multiple-trapping phenomenon in monovacancy, in which up to five atoms can be trapped. These data have been used in a kinetic Monte-Carlo code to calculate the diffusion coefficient of tritium and a reaction-diffusion based model, which provides a good agreement with experimental thermal desorption spectra made at IEK-4 (Jülich -- Germany). The emergence of desorption peak at low temperature under high fluence could be explained by the hydride formation.

Les micro-instabilités ioniques et électroniques présentes dans les plasmas de fusion sont à l’origine de la turbulence. Le transport anormal de particules et d’énergie, induit par cette turbulence, joue un rôle néfaste pour les performances des machines à fusion nucléaire comme le tokamak. C’est dans ce cadre général que s’inscrit ce travail visant à une meilleure compréhension de la turbulence et des phénomènes de transport sous-jacents. On sait que la dynamique des particules piégées joue un rôle très important dans l’établissement de la turbulence au travers des instabilités ioniques TIM (Trapped Ion Modes) et électroniques TEM (Trapped Electron Modes). Nous nous attachons donc dans ce travail au développement d’un modèle décrivant ces particules piégées (ions et électrons) de manière cinétique. L’échelle de temps à laquelle nous nous plaçons est de l’ordre de la période de précession toroïdale des particules piégées, période typique de la turbulence TIM/TEM. L’originalité de ce modèle réside dans la réduction de la dimension du problème (de 6D à 4D) par la moyenne sur les deux échelles de temps rapides associées aux particules piégées, respectivement le mouvement cyclotronique et le mouvement de rebond. De plus, l’utilisation des variables d’angle et d’action permet de transformer deux variables en paramètres. Le modèle final ainsi obtenu est 4D, dont deux dimensions interviennent sous la forme de paramètres. L’analyse linéaire du modèle nous permet de connaître les gradients de température et de densité permettant le déclenchement des instabilités TIM et TEM. Il nous permet également de connaître les taux de croissance et les pulsations associés à ces deux instabilités. Ensuite, nous nous appuyons sur le code global TERESA 4D décrivant les ions piégés cinétiques pour y inclure la résolution non-linéaire du modèle décrivant les ions et les électrons piégés cinétiques. Les échelles spatio-temporelles de la turbulence induite par les électrons et celle induite par les ions étant du même ordre de grandeur, cela nous permet d’intégrer à ce code une réponse cinétique des électrons avec un très faible coût numérique supplémentaire par rapport à la version existante. A l’aide de ce nouveau code nous pouvons observer une turbulence générée à la fois par les TIM et les TEM, ceci avec peu de ressources numériques. Nous pouvons obtenir des turbulences présentant différentes structures typiques observées dans les tokamak. C’est le cas des écoulements zonaux et des streamers ayant un rôle majeur dans le transport de particules et d’énergie. En vue d’une meilleure compréhension, voire d’un meilleur contrôle du transport, l’influence de différents paramètres, comme la largeur banane ou le rapport de température ionique sur la température électronique, est étudiée. / In tokamak plasmas, it is recognized that ion and electron micro- instabilities are held responsible for turbulence giving rise to anomalous transport. These limit particle and energy confinements in tokamak devices. This is the context of this work. The main objective is to have a better understanding of turbulence and thus of anomalous transport. It is known that the behaviour of trapped particles plays a major role in the development of turbulence via trapped ion mode (TIM) instability and trapped electron mode (TEM) instability. This work focus on the development of a model describing kinetic trapped particles (ions and electrons). The involved time scale is of the order of the trapped particle precession frequency which corresponds to characteristic frequency of TIM/TEM turbulence. The originality of this model is the reduction of the dimension from6D to 4D. This reduction is made by averaging over both the fast cyclotron motion and the bounce motion. In addition, using a set of action-angle variables allows one to deal with two parameters instead of two variables. The final model is 4D, dealing with two parameters and 2D space coordinates. The temperature and density gradients which trigger TIM and TEM instabilities are given by the linear analysis of the model. This analysis allows us to calculate the growth rates and frequencies associated with these instabilities. In order to solve the non-linear model describing both trapped kinetic ions and trapped kinetic electrons, we use the existing global code TERESA 4D including only trapped kinetic ions. The spatial and temporal scales associated to TIM and TEM turbulence are of the same order of magnitude. It allows us to include trapped electron kinetic response with very low numerical cost compared to the existing version. The TIM/TEM turbulence can be generated by this new code with low computational resources. Different typical structures observed in tokamak can be studied. This is the case of zonal flow and streamer structures which play a major role in anomalous transport. Finally, the influence of different parameters, such as banana width or electron to ion temperature ratio, is considered.

Cette thèse est consacrée à l'étude du conditionnement des parois des réacteurs de fusion, en particulier ITER. Le conditionnement est nécessaire pour contrôler l'état de surface de l'enceinte à vide et donc les performances des plasmas d'ITER.Le conditionnement du tokamak JET, ayant une paroi représentative de celle d'ITER, et son impact sur l'opération est étudié de manière approfondie.Un modèle 2D des décharges luminescentes de conditionnement est validé par des données expérimentales. Il prédit des décharges raisonnablement uniformes dans ITER.Des expériences de conditionnement sur JET montrent que l'échange isotopique est un moyen efficace pour contrôler l'inventaire de tritium dans ITER, l'efficacité d'élimination étant potentiellement comparable à la rétention prédite dans un plasma nominal.Un modèle 1D de l'hydrogène échange isotopique en béryllium est élaboré et validé. Il montre que la fluence et la température de surface déterminent l'efficacité de l'échange isotopique. / Thesis is devoted to studies of performance and efficiency of wall conditioning techniques in fusion reactors, such as ITER. Conditioning is necessary to control the state of the surface of plasma facing components to ensure plasma initiation and performance. Conditioning and operation of the JET tokamak with ITER-relevant material mix is extensively studied. A 2D model of glow conditioning discharges is developed and validated; it predicts reasonably uniform discharges in ITER. In the nuclear phase of ITER operation conditioning will be needed to control tritium inventory. It is shown here that isotopic exchange is an efficient mean to eliminate tritium from the walls by replacing it with deuterium. Extrapolations for tritium removal are comparable with expected retention per a nominal plasma pulse in ITER.A 1D model of hydrogen isotopic exchange in beryllium is developed and validated. It shows that fluence and temperature of the surface influence efficiency of the isotopic exchange.

Dans les analyses de sûreté du futur réacteur à fusion ITER, on anticipe un accident de perte de vide susceptible de mettre en suspension des particules produites et déposées sur les parois du tore. L’objectif de cette thèse est de fournir des données expérimentales fiables afin de développer et valider un modèle de mise en suspension (MES), prenant en compte la basse pression et prévoyant les fractions de particules mobilisées lors d’un tel évènement. Pour ce faire, des expériences ont été effectuées en fonction des paramètres clés — diamètre des particules, vitesse de frottement et masse volumique — entrant dans le mécanisme de MES. L’analyse de la granulométrie des particules de tungstène produites en tokamak met en évidence des diamètres allant de 0,1 à 10 µm. Les résultats expérimentaux de MES de dépôts monocouche sont en bon accord avec le model Rock’nRoll lorsque les particules sont uniquement mobilisée par le fluide. Cependant, une mobilisation des particules fines par agglomération, non prise en compte dans les modèles de MES, a été mise en évidence. Mes expériences ont aussi révélé l’importance de la structure (porosité et épaisseur) des dépôts multicouches dans le mécanisme de MES avec, là encore, une mobilisation par agglomération de particules. L’effet de la basse pression dans la mise en suspension a été étudié entre 10 et 1 000 mbar et doit se poursuivre à plus basse pression. Mes résultats de MES montrent une réduction du frottement dans les forces aérauliques à basse pression. Enfin, les mesures de la cinétique du phénomène de MES ont mis en évidence trois zones distincts avec un effet à court terme, un effet à long terme et une zone de transition qui devront être pris en compte dans un calcul de MES. / In ITER, a loss of vacuum accident is likely to re-suspended particles produced and deposited on the torus walls. The thesis purpose is to provide reliable experimental data to develop and validate a re-suspension model, taking into account the low pressure and predicting the amount of particles mobilized during such event. Experiences were carried out as a function of key parameters — particle diameter, friction velocity and density of the atmosphere — entering in the re-suspension mechanism. The size distribution of tungsten particles specific to fusion reactors was obtained from a collection in the AUG tokamak: modes at 0,8 µm and at 1,6 µm. The adhesion forces, adjustment parameters of most re-suspension models, were measured by Atomic Forces Microscopy (AFM). Experimental data of re-suspension of monolayer and multilayers deposits were acquired in two wind-tunnels: BISE-II (Saclay) and AWTS-II (Aarhus). For the monolayer deposits, the re-suspended particle fractions were measured by size bins, for friction velocities of 1.0 and 1.5 m.s-1 at 1,000 mbar, and of 1.0 m.s-1 at 300 mbar. Regarding the multilayers deposits, the re-suspension was measured for five surrounding pressures (25, 60, 10, 300 and 1,000 mbar), constituting a valuable data base for the development of a re-suspension model taking into account the mobilisation by particle clustering and the effect of a low pressure. Finally, measurements of the MES phenomenon kinetic highlighted three distinct regions with a short-term effect, long-term effect and a transition region which must be taken into account in a MES calculation.

L'objectif du projet ITER est de démontrer la faisabilité scientifique et technique de la fusion nucléaire à des fins énergétiques. Pour obtenir les réactions de fusion, un plasma chauffé à 150 millions de degrés doit être confiné par un champ magnétique de plusieurs teslas en quasi-continu. Pour obtenir ces températures, des antennes radiofréquences (RF) injectent des ondes électromagnétiques de forte puissance dans le plasma, en particulier entre 40 et 55 MHz aux fréquences de résonance cyclotron des ions. L'assemblage et la dilatation thermique en fonctionnement de ces antennes sont rendus possibles par des contacts électriques glissants. Ces contacts doivent supporter un courant RF crête de 2.25 kA en régime stationnaire, dans un environnement sous vide et pendant toute la durée de fonctionnement de l'antenne. De plus, les matériaux de ces contacts doivent être compatibles avec la température de 250°C utilisée pour l'étuvage de la machine pendant plusieurs milliers d'heures cumulées. Ces contacts RF sont donc des composants critiques pour les performances de l'antenne. Aucun contact électrique du commerce n'a jusqu'à présent été qualifié pour ces spécifications et un effort particulier a donc été porté dans le cadre de ce travail de thèse afin de développer une solution satisfaisante. Le choix des matériaux et des revêtements utilisés pour ces contacts a fait l'objet de la première partie de cette étude. Pour ce faire, un modèle multi-physique tenant compte des paramètres RF, mécaniques et thermiques a été développé. À la suite de cette étude, des premiers couples de matériaux et de revêtements ont été sélectionnés. Les propriétés d'échantillons représentatifs ont été caractérisées par des mesures réalisées au laboratoire CIRIMAT avant et après un vieillissement thermique simulé. Afin d'évaluer le comportement électrique et tribologique de ces paires de matériaux dans les conditions de fonctionnement d'ITER, un tribomètre sous vide a été spécifiquement conçu et utilisé pendant ce travail de thèse.[...] / Ion Cyclotron Resonance Heating (ICRH) is one of the most important plasma heating methods in magnetically confined fusion experiments. In ITER, two ICRH antennas are designed to supply 20 MW of Radio-Frequency (RF) power at 40-55 MHz to heat the plasma. RF sliding contacts are used in the antennas to allow their remote handling assembly and to improve their maintainability, as well as to absorb the thermal expansion of the RF conductors during operations. One of the RF contacts is designed to be operated at 2.25 kA in steady-state (1200 s), with a current density of 4.8 kA/m. With such current levels, high heating occurs at the contact area which threatens the structural and material safety of the RF contacts and constrain their life time. In addition, before operation of the ITER ICRH antennas, all the in-vessel structures will be baked at 250°C during thousands of cumulated hours for outgassing. In CEA, R&D work on RF contact development has been carried out for 10 years. Recently, Ag-coated CuCrZr louvers RF contact prototype based on Multi-Contact LA-CUT commercial contact configuration was tested on TITAN test-bed. 1500 A, 1200 s steady-state operation was achieved. However, due to burn failure, the RF contact prototype couldn't reach 1200 s steady-state under 2 kA as expected. In order to improve the performances of the RF sliding contacts to match ITER requirements, failure mechanisms of RF contacts during RF operations were analyzed and possible materials or coated systems that can be used for RF sliding contacts compatible with the ITER environment have been studied in detail within this thesis work. The effects of material selection, cooling parameter and contact resistance on louvers temperature have been modelled and simulated through finite element methods. Moreover, functional coatings like Ag, Au, Rh and their alloys were manufactured by electroplating on 316L and CuCrZr, which are commonly used as base materials on tokamak. By mimicking the ITER baking conditions, the coated samples were thermal aged under vacuum at 250ºC for 500 h, after which the materials properties evolution such as hardness, grain size and adherence was characterized. In addition, the coating life time has been evaluated through cross-sectional diffusion characterizations.[...]