​Dans les installations qui mettent en jeu la réaction de fusion nucléaire deutérium-tritium (D-T), le tritium injecté dans le plasma peut se piéger dans les composants. Or, pour des raisons de sûreté, cette rétention doit rester limitée. L'inventaire de tritium au sein de l'enceinte à vide d'ITER est actuellement fixé à 700 g maximum. La maîtrise de cet inventaire représente donc un enjeu crucial et différentes méthodes sont étudiées minimiser sa quantité. Parmi elles, l'échange isotopique ou « change-over » représente une piste prometteuse.

Cette technique consiste à réaliser des plasmas en pur deutérium après des plasmas en D-T pour récupérer le tritium piégé dans les composants face au plasma.

Une campagne expérimentale menée au sein de WEST
Cette méthode a été testée sur le tokamak WEST, équipé d'un divertor - composant qui reçoit la majeure partie du flux de chaleur et des particules provenant du plasma central - constitué de 456 composants activement refroidis, chacun formé de 35 monoblocs de tungstène identiques à ceux prévus pour ITER.

La campagne expérimentale s'est déroulée en trois étapes successives : une première série de plasmas en deutérium (D), suivie d'une série de plasmas en hydrogène (H), pour enfin terminer par une série de plasmas en D. L'objectif était de suivre précisément l'évolution de l'inventaire en H et en D dans les composants du divertor au cours de ces différentes phases.

Pour interpréter l'évolution de l'inventaire, un modèle des monoblocs du divertor a été élaboré en utilisant deux codes utilisés au CEA-IRFM :

• SOLEDGE3X-EIRENE, qui génère les conditions d'exposition au plasma sur le divertor ;
• MIHMS, qui modélise la rétention de l'hydrogène et du deutérium dans le mur au cours de l'expérience et simule les pressions liées au dégazage.  

L'efficacité de l'échange isotopique confirmée
Les inventaires simulés dans les monoblocs ont permis de démontrer l'efficacité de l'échange isotopique. Après la phase en pur deutérium suivant les plasmas en hydrogène, l'inventaire en H est réduit en moyenne de 70 %.

Les simulations suggèrent donc que les plasmas dominés par le deutérium récupèrent efficacement l'hydrogène (et donc le tritium) piégé en sous surface. En revanche, l'hydrogène retenu plus en profondeur nécessite un temps plus long pour être extrait.

Dans le cas de plasma utilisant du tritium, l'échange isotopique pourrait donc s'avérer efficace pour récupérer le tritium retenu vers la surface.

​​​