Les réacteurs de fusion thermonucléaire nécessitent de forts champs magnétiques pour confiner le plasma. Ces champs sont générés par des électroaimants conçus à partir de câbles supraconducteurs refroidis par une circulation d’hélium, nommés des CICC (cable-in-conduit conductors). Un des défis à relever lors de la conception est la protection du système cryomagnétique en cas de transition accidentelle du supraconducteur vers l’état résistif (nommé quench) qui conduit à la libération, sous forme de chaleur, de l’énergie électromagnétique stockée dans l’aimant : la montée en température du conducteur et la montée en pression de l’hélium doivent être maîtrisées.
Notre étude a consisté à modéliser les phénomènes thermohydrauliques intervenant lors du quench d’un CICC du projet de Tokamak JT-60SA. Pour cela nous avons utilisé un code de thermohydraulique existant, Vincenta. L’objectif est de comprendre quels sont les mécanismes qui gouvernent la propagation de la zone normale du conducteur et la montée en pression de l’hélium. Nous nous sommes plus particulièrement intéressés à l’analyse du phénomène de quench-back thermohydraulique que certains auteurs ont observé expérimentalement et numériquement.
Stage effectué du 1er Mars au 31 Juillet, encadré par C. Meuris.
