La chambre vide - Fonctions et matériaux

06/10/2016
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2016-4:17383
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La chambre vide - Fonctions et matériaux

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	    <date dateType="Updated">Thu 26 Jan 2017</date>
            <date dateType="Submitted">Sun 9 Dec 2018</date>
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REE N°4/2016 97 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITER DOSSIER Introduction Le développement des matériaux (ainsi que des technologies permettant leur assemblage) est un défi majeur que l’ingénierie des composants ex- posées au plasma doit relever afin de satisfaire les nombreuses contraintes d’un réacteur de fusion électrogène. Bien que les objectifs du projet ITER soient bien moins contraignants que ceux d’un réacteur en ce qui concerne les aspects nucléaires, les interactions plasma-matériaux de première paroi restent difficiles à maîtriser [1,2,3]. Les matériaux de première paroi sélection- nés devront en effet résister à des flux de chaleur de l’ordre de la dizaine de MW/m2 , à des températures de surface La chambre à vide Fonctions et matériaux Par Jean-Marc Martinez1 Vessel Engineer, Tokamak Engineering Department, Vessel Division - ITER Organization 1 L’auteur est seul responsable des faits énoncés et opinions émises dans cet article The ITER Tokamak Vacuum Vessel is a high vacuum torus-shaped vessel made of stainless steel in a double wall structure where cooling water will circulate. It measures slightly more than 19 meters wide and 11 meters in height, for a mass of more than 5 000 tonnes (8 500 tonnes including the in-vessel components). The main Vacuum Vessel functions are: fusion seat, confinement barrier, high-vacuum insurance and the diagnostic & heating systems access. In addition a number of in-vessel components are attached to the vacuum vessel inner walls such as the blanket modules that protect the inner wall against high thermal loads and neutrons of high energy produced by the fusion reaction and the divertor which ensures extraction of the fusion reaction products and other plasma impurities as well. In view of the multiple functions of the vacuum vessel and in-vessel components, the development of suitable materials is one of the major challenges to be faced. The main guidelines associated to these functions will be: ABSTRACT Figure 1 : La chambre à vide d’ITER et ses quarante-quatre pénétrations. Cette enceinte équipée des composants internes pèse 8 500 tonnes, soit légèrement plus que la masse de la tour Eiffel [1]. 98 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER pouvant atteindre 1 500 °C tout en assurant un taux d’érosion acceptable vis-à-vis de l’opération de la machine malgré des flux de particules énergé- tiques très élevés. La chambre à vide est une structure hermétique à double paroi en acier inoxydable entre lesquelles circule l’eau de refroidissement. A l’intérieur de la chambre viennent s’intégrer des com- posants face au plasma tels que les modules de couverture qui protègent l’intérieur de la chambre à vide contre les charges thermiques élevées et contre les neutrons de haute énergie produits par la réaction de fusion et le divertor qui assure l’extraction des produits de la réaction de fusion, ainsi que d’autres impuretés issues du plasma. Siège de la fusion, barrière de confi- nement, garante de l’ultra-vide, fournis- seur d’accès pour les diagnostics et les systèmes de chauffage, bouclier ther- mique face au plasma, en charge de l’extraction des produits de fusion et des tests des couvertures fertiles : à la vue de ces multiples fonctions de la chambre à vide et de ces composants internes, le développement de matériaux adaptés constitue l’un des défis majeurs à rele- ver. Les principales lignes directrices qui accompagneront ces fonctions seront : en résistant à toutes les charges opé- rationnelles attendues (thermiques, mécaniques, nucléaires, sismiques) ; plasma permettant l’opération d’un plasma de fusion thermonucléaire ; émise par le plasma de fusion ; nucléaires. Les matériaux utilisés pour la structure des composants ainsi que les technolo- gies développées devront également prendre en compte les contraintes liées à la compatibilité à l’ultra-vide et présen- ter des propriétés magnétiques, physico- chimiques et structurelles, adaptées aux opérations, aux exigences de radiopro- tection et technologiques (soudage, bra- sage, etc.), le tout sans oublier la réalité des coûts. Fonction : enceinte à vide Conception de la chambre à vide La chambre à vide est une structure de révolution d’axe vertical à double pa- roi en acier inoxydable entre lesquelles circulera l’eau de refroidissement. Avec un volume total de 1 600 m3 , la chambre à vide d’ITER permettra d’établir un vo- lume de plasma (840 m3 ) qui sera dix fois plus grand que celui du plus grand des tokamaks aujourd’hui en activité (le JET, en Angleterre). Elle mesurera plus de 19 m de large et 11 m de haut, pour une masse supérieure à 5 000 t (avec la couver- ture et le divertor, ce poids sera porté à 8 500 t). L’accès à l’intérieur de la chambre plasma se fera au travers de 44 queusots ou « pénétrations » pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostics, de chauffage et de vide (figure 1). Garantir l’ultra-vide La fonction principale de la chambre à vide est bien entendu de garantir le vide ; environnement indispensable au plasma (volume de 1 400 m3 ). Après l’étuvage de la chambre, c’est- à-dire le dégazage des matériaux par les cryo-pompes suite à une montée impor- tante en température du circuit d’eau de refroidissement (cf. section sur le condi- tionnement de l’ultra-vide), la pression partielle de tous les éléments dans la chambre (autre que l’hydrogène) est de l’ordre de 10-7 mbar. Le vide s’obtient via la succession de deux paliers, le vide primaire (>1 mbar) puis le vide secon- daire (<1 mbar) qui font appel à des technologies différentes dont les détails sont donnés dans l’article cité. Il faut donc satisfaire à des exigences très strictes concernant la qualité de la paroi interne de la chambre à vide néces- saires pour garantir l’ultra-vide [4]. Une at- tention particulière doit être apportée aux différents types d’assemblage tels que l’assemblage mécanique (taraudages, filetages et rainurages), l’assemblage collé (les colles ont tendance à dégazer et vieil- lissent mal avec le temps et les chocs) et l’assemblage soudé (la fusion reste le moyen le plus sûr pour obtenir une jonc- tion étanche de même nature) mais aussi à l’état de surface des matériaux (de base ou non) employés. Les pièces destinées à l’ultra vide doivent suivre un protocole strict de fabrication de manière à éviter la contamination par des impuretés, accom- pagné d’un stockage dans un endroit propre et non oxydant (tableau 1). Tableau 1 : Différentes causes de mauvais dégazage de surface [4]. Etat de surface Cause Détails Solution/Produit Gras - Souillé Mauvais nettoyage Chaque élément doit être minutieuse- ment nettoyé avant assemblage Pentane, Acétone, Alcool… Mauvaise manutention Dépôt de gras et de copeaux Gant blanc, outils propres Mauvais stockage Mettre les pièces dans un endroit propre avec des protections Bouchon, Couvercle, Papier aluminium scotché sur l’extérieur de l’enceinte Oxydé À l’air ambiant L’humidité de l’air La surface oxydée modifie les propriétés de dégazage Au contact des fluides Phénomènes d’électrolyse Provoque des micro fuites voire plus. REE N°4/2016 99 La chambre à vide Il est donc aisé d’imaginer qu’avant toute opération, si l’une de ces exigences n’est pas respectée, une chasse aux fuites devient nécessaire ce qui implique nécessairement une perte de temps pro- portionnelle aux fuites constatées. Blindage neutronique et homogénéisation des lignes de champ magnétique toroïdal Le volume à l’intérieur de la double paroi de la chambre est occupé à 55 % par des inserts de blindage (figure 2). Ces tôles en en acier doux ferritique (sous les bobines TF) et non-ferritique pour les autres zones ont également un rôle de correction des fluctuations du champ ma- gnétique toroïdal, réduisant la diminution du champ toroïdal entre deux bobines TF créant des « miroirs locaux » pouvant im- pacter de façon négative la performance du plasma. Pesant jusqu’à 500 kg cha- cune, ces tôles augmentent le blindage neutronique de la chambre à vide, limitant ainsi le rayonnement vers les aimants. Ces tôles sont disposées en sandwich avec intercalaires pour permettre la circu- lation de l’eau entre les tôles. Les deux tiers de ces éléments stratégiques, au nombre de 9 000, seront installés pen- dant la fabrication de la chambre à vide ; le reste sera livré sur le site ITER pour une mise en place pendant la phase d’assem- blage de la machine. Matériaux peu réactifs aux neutrons rapides L’un des principaux défis de l’exploi- tation industrielle de l’énergie de fusion consiste à développer les matériaux capables de conserver leurs propriétés physiques après avoir été sollicités aux conditions extrêmes (thermiques et neutroniques) qui règnent dans un ré- acteur de fusion et dont la décroissance radioactive est rapide. La R&D sur la fusion a déjà abouti au développement d’aciers à faible niveau d’activation basé sur plus de 30 ans d’expériences avec les réacteurs à neu- trons rapides notamment en France et dans l’Union européenne. Un acier aus- Figure 2 : Insert de blindage occupant le volume à l’intérieur de la double paroi de la chambre à vide immergé dans l’eau de régulation thermique. En mars 2016 en Inde chez Avasarala Technologies Ltd, déjà des milliers de plaques d’inserts sont usinées [1]. Éléments Pourcentage Détails Cobalt* < 0.05 Limitation des impuretés issues de la corrosion Diminution du phénomène de transmutation sans affecter les propriétés Niobium* < 0.01 Tantale* < 0.01 Limitation des impuretés issues de la corrosion Cuivre < 0.3 Bore < 0.002 (0.001) Amélioration de la soudabilité des aciers irradiés Phosphore < 0.025 Liés au procédé de fabrication métallurgique. Éléments Inhérents. Une diminution augmente la qualité de l’acier. Soufre 0.01 Tableau 2 : Redéfinition des taux permissibles d’éléments significatifs [5,6]. (* ) Eléments concernés par les exigences de radioprotection pour les déchets FMA-VC (Type A). 100 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER ténitique inoxydable, désigné comme l’inox 316L(N)-IG a été sélectionné pour la fabrication de la chambre à vide. Ce matériau est d’une base standard RCC- MR X2CrNiMo17-12-2 à azote contrôlé en raison de ses bonnes caractéristiques : résistance à la corrosion, soudabilité, dis- ponibilité et propriétés mécaniques aux- quelles viennent se greffer des exigences supplémentaires d’ITER telles que la redé- finition des taux permissibles d’éléments significatifs (tableau 2), une perméabilité magnétique inférieure à 1,03 et les exi- gences du vide (inclusions). Comme les aciers conventionnels de type 316L, le 316L(N)-IG possède de bonnes propriétés de fabrication et de soudabilité et ceci pour une large gamme de produits. De nouvelles avancées sont atten- dues, tant pour l’acier que pour d’autres matériaux aux propriétés adaptées aux réacteurs de fusion. En 2007, en com- plément de leur engagement dans ITER, EURATOM et le Japon ont signé l’accord d’approche élargie (Broader Approach). C’est dans ce cadre que sont conduits des travaux de R&D visant notamment à développer des technologies de pointe pour les futurs réacteurs de fusion de démonstration (DEMO). Des travaux sont en cours pour finaliser la conception intégrée d’une installation internationale d’irradiation des matériaux en neu- trons de 14 MeV (International Fusion Materials Irradiation Facility - IFMIF), qui permettra de tester et de qualifier des matériaux avancés dans un environne- ment neutronique similaire à celui des futures centrales de fusion. Fonction de sûreté ITER est une installation nucléaire de base INB-174 dans lequel la chambre à vide est une partie de la première bar- rière de confinement pour le tritium, élément radioactif dont il faut se proté- ger. En effet, le tritium est un élément qui, bien que faiblement radioactif, doit être confiné de manière extrêmement rigoureuse car il se dissémine partout et surtout dans l’oxygène. Pour éviter tout risque de relâche- ment de tritium, plusieurs barrières se dressent entre l’installation et l’environ- nement et les parois de la chambre à vide constituent la première de ces bar- rières de sûreté. La deuxième est for- mée par les bâtiments et les systèmes de détritiation chargés d’extraire le tri- tium des gaz et des liquides. Le rapport préliminaire de sûreté spécifie l’utilisation du code RCC-MR qui propose des règles de conception et de construction des matériels mécaniques contenus dans des îlots nucléaires de type réacteur à neutrons rapides (RNR) imposant alors des choix technologiques importants et tout particulièrement sur les matériaux (Cf. section précédente). Fonction de régulation thermique & conditionne- ment de l’ultravide À l’intérieur de sa structure en double paroi, une eau de refroidissement circule afin de répondre aux fonctions suivantes : de l’opération de plasma (T = 100 o C ± 10 o C & P = 8 bars ± 3 bars) ; - voir des conditions de l’ultra-vide (T = 200 o C ± 10 o C & P = 21 bars ± 3 bars, Cf. section sur la garantie de l’ultra-vide) ; C’est la pression maximale d’eau de refroidissement observée par la chambre à vide qui la classifie alors comme équi- pement sous pression nucléaire (ESPN) nécessitant un organisme indépendant autorisé par l’autorité de sûreté nucléaire (ASN) afin d’assurer la conception, la fa- brication et les essais de conformité. ITER sera également la première ma- chine de fusion dotée d’une couverture à refroidissement actif. En raison de l’in- tensité des dépôts de chaleur que l’on anticipe, la couverture est conçue pour supporter une charge thermique maxi- male capable de dépasser 500 MW. Fonction de limitation des transferts thermiques L’écran thermique Des écrans thermiques placés à deux endroits différents — entre la chambre à vide et les aimants, et entre les aimants et le cryostat (figure 3) — limiteront le transfert thermique entre les zones de température élevée et les éléments qui Figure 3 : L'écran thermique activement refroidi par un flux d'hélium à la température de 80 K [1]. REE N°4/2016 101 La chambre à vide doivent être maintenus à basse tempé- rature. Une réduction de la charge ther- mique issue du plasma d'environ deux ordres de grandeur est indispensable pour que les systèmes cryogéniques d’une puissance raisonnable assurent le refroidissement efficace et stable des aimants, des cryo-pompes et du bou- clier thermique (Cf. article d’Eric Fauve). Un revêtement de faible émissivité L’écran thermique est composé de panneaux en acier recouverts d'une couche d'argent de manière à mainte- nir le pouvoir d'émission en dessous de 0,05. Les panneaux sont activement refroidis par un flux d'hélium à la tem- pérature de 80 K (- 193 °C), circulant à l'intérieur des tubes de refroidissement soudés à la surface des panneaux. La surface totale du bouclier thermique est de quelque 10 000 m² pour une hau- teur maximale de 25 m. Fonction de couverture thermique face au plasma Une conception modulaire adaptée à la forme en D du plasma Les modules de couverture pro- tègent l’intérieur de la chambre à vide contre les charges thermiques élevées et absorbent l’énergie des neutrons protégeant ainsi les bobines supracon- ductrices. Ils ralentissent les neutrons, transformant leur énergie cinétique en énergie thermique qui sera dissipée par l'eau de refroidissement. Dans la phase d’industrialisation de la réaction de fusion, cette énergie sera utilisée pour produire de l'électricité. Chaque module mesure 1 x 1,5 m et pèse jusqu'à 4,6 t. Il en existe quelque 180 variantes (en fonction de l'emplace- ment du module au sein de la chambre à vide). Structures amovibles, toutes ont en commun une première paroi dé- montable (un remplacement peut être effectué en fonction de son érosion) positionnée directement face au plasma et chargée d'en évacuer la charge ther- mique. Les modules doivent en outre permettre le passage de plusieurs sys- tèmes de diagnostic, des dispositifs de visualisation et des systèmes de chauf- fage du plasma [7]. Matériaux peu compatibles avec le plasma La couverture est l'un des compo- sants d'ITER les plus critiques et les plus délicats à réaliser du point de vue tech- nique car elle se trouve directement positionnée face au plasma chaud comme le divertor. En raison de ses propriétés physiques exceptionnelles, on a choisi le béryllium (Be) comme matériau de revêtement de la première paroi : il contamine peu le plasma et assure un bon transfert thermique vers le circuit de refroidissement. Par ail- leurs, le béryllium est supposé réduire Figure 4 : Un « carrelage » de 440 modules de couverture qui protège l’intérieur de la chambre à vide et les aimants et 54 cassettes formant le divertor qui assure l’extraction de la chaleur, des cendres d’hélium et d’autres impuretés issues du plasma [8]. 102 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER la rétention du tritium par rapport au carbone, sujet en cours de confirma- tion dans les tokamaks actuels. Le bloc de blindage quant à lui sera constitué d'acier inoxydable. Les panneaux de première paroi pro- tègent le bloc de protection du contact direct avec le plasma. Ils assurent égale- ment la protection de l'enceinte et des modules de couverture en évacuant le flux thermique rayonné par le plasma. Outre le béryllium déjà cité, les autres matériaux utilisés dans le système de couverture sont l'alliage cuivre-chrome- zirconium (CuCrZr) pour le dissipateur thermique (puits thermiques) et l'acier 316L (N) [6]. En fonction de leur position à l'inté- rieur de la chambre à vide, ces panneaux sont soumis à différents flux thermiques. Des années de recherche et de déve- loppement (semi-prototypes, proto- types échelle 1, analyses) ont permis de mettre au point deux types de panneaux différents : l'un a été conçu pour sup- porter des flux thermiques de l'ordre de 2 MW/m2 et l'autre jusqu'à 4,7 MW/m2 . Ce deuxième type de panneau est ins- tallé dans les zones de la chambre à vide où l'interaction entre le plasma et la paroi est la plus intense. Pendant la durée de vie opérationnelle du tokamak ITER, ces panneaux pourront être remplacés. La première paroi est composée de « doigts ». Chacun de ces doigts est fixé à une structure poloïdale qui forme l'ar- mature structurelle de chaque panneau de la première paroi et à travers laquelle circule l'eau de refroidissement. La pre- mière paroi sera couplée à un bouclier thermique refroidi à l'eau — élément structurel de la couverture. Fonction d’extraction de la chaleur et des impure- tés issues du plasma : le divertor Une conception optimisée au point X du plasma Le « divertor » est l’un des composants fondamentaux d’ITER. Il est composé de 54 « cassettes » pour une masse totale de 700 t. Courant sur le « plancher » de la chambre à vide, il assure l’extraction de la chaleur, des cendres d’hélium et des autres impuretés transportées par le plasma qui a diffusé au travers de la dernière surface magnétique fermée. Chaque cassette est constituée d'une Figure 6 : Prototype à échelle réduite de composants face au plasma composé des panneaux de première paroi, du puits thermique et du bloc de protection en acier 316L(N) [1]. Figure 5 : Surfaces de flux magnétiques à l’origine de la conception des composants internes (parois face au plasma) avec optimisation au point X d’intersection [7]. REE N°4/2016 103 La chambre à vide structure en acier inoxydable et de trois éléments, ou « cibles », positionnés face au plasma: une cible verticale interne, une cible verticale externe et un dôme (figure 4). Positionnées à l'intersection des lignes de force du champ magnétique, là où les particules de plasma rejoignent la ligne de stagnation tangente à ligne X d’intersection (figure 5), les cibles doivent pouvoir supporter des charges thermiques de surface très élevées. Elles sont refroidies de manière active par circulation d'eau. Matériaux de fonctionnement à haute température Les cibles sont exposées à des charges thermiques très importantes, de l'ordre de 10 à 20 MW/m² (soit 5 à 10 fois celles d'une capsule spatiale pendant la phase de rentrée dans l'atmosphère). Comme pour les modules de cou- verture, afin de diminuer les phéno- mènes induits de la dilation thermique, on a retenu une segmentation par blocs (figure 6) composés d’un maté- riau fonctionnel mais cette fois-ci de type tungstène entourant des tubes en CuCrZr dans lesquels circule le liquide du système de régulation thermique. Comme pour les modules de cou- verture, les cibles sont segmentées par blocs afin de diminuer les phénomènes résultant de la dilatation thermique dif- férentielle entre le matériau de surface (blocs de tungstène sélectionné en par- ticulier pour ses propriétés réfractaires, sa haute résistance à l’abrasion et sa faible affinité physico-chimique avec l’hydrogène) et le matériau des tubes de refroidissement (cuivre-chrome-zir- conium CuCrZr) [6]. Le tungstène (W) a été choisi en 2013 comme matériau de surface pour le Divertor d’ITER au terme d'une intense période de R&D internationale destinée à qualifier son utilisation dans l’environnement tokamak. Pour démon- trer la résistance des cibles en tungs- tène dans les conditions thermiques extrêmes de la machine ITER, des prototypes à échelle 1 ont été testés avec succès sur un banc d’essai dédié en Russie : le ITER Divertor Test Facility (composé d’un canon à électrons de 800 kW couplé à une boucle à eau pres- surisée et une chambre à vide équipée de diagnostics). Des expériences ont été et seront également réalisées dans des tokamaks existants comme au JET (Royaume-Uni) ; à Tore Supra (France) dans le cadre du projet WEST, à DIII-D (Etats-Unis), ASDEX (Allemagne) ou COMPASS (Tchéquie). L’objectif étant d’apporter des renseignements précieux sur le fonctionnement d'un divertor en tungstène lors de décharges longues (plusieurs minutes) ainsi que son im- pact sur les performances du plasma. Fonctions d’accès à la chambre plasma La chambre à vide possède 18 péné- trations hautes, 18 pénétrations équa- toriales et 9 pénétrations basses pour permettre l’accès aux systèmes de chauffage du plasma, de vide, d’alimen- tation, de diagnostics et les opérations de télémanipulations des composants internes (figure 7). 24 traversées sont dédiées à un système de diagnostics très complet, permettant de contrôler, d'évaluer et d'optimiser le comportement du plasma et d'en mieux comprendre la physique qui le gouverne. En particulier, des me- sures de température, de densité, de teneur en impuretés et de temps de confinement des particules et de l'éner- gie seront ainsi réalisées. Trois techniques de chauffage externe seront utilisées pour produire la puis- sance nécessaire (au maximum 72 MW) pour porter le plasma à la température propice aux réactions de fusion: l'injec- tion de neutres et deux sources d'ondes électromagnétiques de haute fréquence (Cf. article de Robert Aymar). Au niveau inférieur, trois pénétrations donneront accès aux cassettes du diver- tor pour permettre leur remplacement Figure 7 : La chambre à vide et ses 45 pénétrations permettant l’accès à divers systèmes. 104 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER ou la maintenance via une conception adaptée (structure modulaire et démon- table) à une manipulation robotique à distance (l’accès à l’enceinte devient impossible au personnel, passé un cer- tain seuil d’opération thermonucléaire) tandis que les six dernières pénétrations basses seront réservées aux systèmes de pompage sous vide (Cf. article d’Eric Fauve). Fonction test des couvertures fertiles tritigènes De nombreux programmes de re- cherche ont été mis en place pour déve- lopper de nouveaux matériaux face au plasma et caractériser leur vieillissement (tungstène ou carbure de silicium pour les armatures, aciers ferritiques-marten- sitiques pour les structures). ITER permettra aussi de tester plu- sieurs concepts de modules tritigènes (Cf. article de Robert Aymar). Les prin- cipaux objectifs pour le choix des ma- tériaux de ces couvertures test (Test Blanket Module, TBM) seront de ne pas engendrer de déchets radioactifs à vie longue, de limiter les phénomènes de dilatation thermique et d’assurer la dis- ponibilité du réacteur. Références [1] ITER website (www.iter.org). [2] R. Arnoux et J. Jacquinot, ITER Le chemin des étoiles ?, Édisud (2006). [3] ITER et les recherches sur la fusion par confinement magnétique, Reflets de la physique, 32 (2013). [4] S. Billoir, Soudure pour le vide / ultra- vide, 5ème rencontre Nationale des Mécaniciens, CNRS, 7-11 Juin 2004, Ile-de-France. [5] V.Barabashetal.,Materialschallenges for ITER - Current status and future activities, Journal of Nuclear Materials 367–370 (2007) 21–32. [6] V. Barabash & al., Materials for the ITER vacuum vessel and in-vessel components - current status, First Joint ITER-IAEA Technical Meeting on “Analysis of ITER Materials and Technologies”, 23-25 November 2010, Principality of Monaco. [7] Ph. Magaud & al., La fusion par confinement magnétique et les enjeux « matériaux », 19ème Congrès Français de Mécanique, 24-28 Août 2009, Marseille. [8] R.A.Pitts&al.,ShapingofITERplasma- facing components: physics basis and open issues, 15th PFMC Conference, 21 Mai 2015, Aix-en-Provence. L'AUTEUR Jean-Marc Martinez (Ecole centrale Marseille 2001 et docteur en méca- nique de l’université Aix-Marseille 2005) a orienté ses premières activi- tés de R&D dans la modélisation du comportement des matériaux et plus particulièrement sur le cas complexe des élastomères pour Airbus Heli- copters. Il s’est ensuite orienté vers la production d’énergie et s’est spé- cialisé dans le domaine du nucléaire pour devenir aujourd’hui Vessel Engineer chez ITER Organization, où il coordonne le design et les calculs de composants du tokamak ITER et tout particulièrement de la chambre à vide.