Abstract FR:

La fusion thermonucleaire controlee d'un plasma de deuterium et tritium confine magnetiquement est l'un des objectifs de la politique de recherche de l'union europeenne. Un vaste programme internationale de recherche et developpement a ete initie visant a resoudre les problemes technologiques liees a la production d'electricite par la fusion. L'un des points cruciaux de la technologie liee a la fusion est la production du tritium par irradiation neutronique de composes lithies et la recuperation en ligne du tritium: cet isotope radiactif de l'hydrogene, qui constituera le combustible des futures centrales a fusion, n'existe pas en assez grande quantite sur terre. Compte tenu de considerations de securite et d'economie du reacteur, l'inventaire et le relachement du tritium constituent les aspects les plus fondamentaux d'une etude de conception des couvertures. Plusieurs etudes sont en cours en vue d'evaluer le comportement sous irradiation des ceramiques lithiees (par exemple li#2zro#3, lialo#2, li#2o, li#2tio#3), envisagees comme materiaux tritigenes des couvertures solides des reacteurs a fusion de la generation suivante, tant en regime de fonctionnement qu'en conditions d'accident. Cela etant, les investigations portant sur les processus de transport du tritium, par recours a des modeles physico-mathematiques complets, s'inscrivent parmi les activites de pointe menees en ce domaine. Les phenomenes de transport de tritium dans les materiaux ceramiques lithies sont complexes, a telle enseigne que certains d'entre eux ne sont pas encore pleinement elucides. Il existe des differences d'interpretation et de modelisation des etapes limitantes specifiques, qui sont imputables, entre autres, aux lacunes et aux incertitudes qui pesent respectivement sur les bases de donnees de resultats experimentaux et de proprietes. Bien que certains modeles mathematiques et methodes numeriques aient deja ete mis au point et appliques a l'interpretation de resultats experimentaux, il est necessaire d'elargir le champ d'applicabilite des codes de calcul d'ores et deja disponibles afin d'etre en mesure de predire avec une justesse accrue la reponse du relachement du tritium sur une plage plus etendue de conditions experimentales et de caracteristiques des materiaux. Dans le cadre de ces travaux, les possibilites de prediction du transport du tritium qu'offre le code mistral (model for investigative studies of tritium release in lithium ceramics) ont ete etudiees et davantage validees au regard des experiences d'irradiation realisees tant par le passe que plus recemment. L'attention s'est portee sur les mechanismes de diffusion dans les pores, de dissolution et ainsi que sur la cinetique des processus de surface. Les effets de leur presence/absence sur le comportement global du tritium ont ete etudies pour les oxydes ternaires. De plus, la validite du traitement des processus de surface mis en place par le code a ete etendue aux materiaux en zirconate de lithium. Un exemple majeur d'application de mistral a des etudes internationales est donne a travers l'estimation du niveau d'inventaire realisee pour la couverture d'iter (international thermonuclear experimental reactor)