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propositions de sujets de stages
Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique
CEA/Cadarache 2012
Sujet
Mise en œuvre d’un infocentre permettant l’extraction sous forme de rapports des
données d’exploitation du tokamak Tore Supra
Développement d'un pré-processeur pour le programme CATSYS
Etude mécanique des interfaces entre un bras articulé et des diagnostics embarquées
pour intervention dans l'enseinte d'un tokamak
Automatisme et supervision des bancs d'essai pour diagnostics téléopérés sur
tokamaks
Modélisation et suivi de l’évolution de la masse d'hélium de l'installation cryogénique
de Tore Supra.
Caractérisation de la réflectivité bi-directionnelle (BRDF) en fonction de l'état de
surface d'échantillons de tungsten testés à haut flux.
Niveau
BTS / DUT
Durée
prolonapproxi- gement
Responsable
mative
thèse
(mois) possible
>2
non
SIGNORET Jacqueline
DUT
2
non
CHANTANT Michel
DUT
2-3
non
GARGIULO Laurent
DUT
2-3
non
HATCHRESSIAN JC
DUT
3
non
LAMAISON Valérie
MASTER /
ING./DUT
<3
non
DELCHAMBRE Elise
De Matlab vers Python
INGENIEUR
>4
non
BURAVAND Yves
Tests et prototypage d'une plateforme d'acquisition et de contrôle sur la base de l'outil
EPICS
INGENIEUR
>4
non
FEJOZ Pascal
Web Services pour la simulation intégrée dans la fusion thermonucléaire
INGENIEUR
>4
non
GUILLERMINET Bernard
Etude dynamique d’une recherche de fuite robotisée pour le réacteur de fusion ITER
INGENIEUR
3-4
non
HOURYGARGIULO
Support à la modélisation thermohydraulique avec SUPERMAGNET
INGENIEUR
6
non
LACROIX Benoit
INGENIEUR
>4
non
LEROUX Fabrice
INGENIEUR
>4
non
LEROUX Fabrice
INGENIEUR
6
non
MISSIRLIAN Marc
Etude de l'endommagement thermomécanique des CFPs d'ITER
INGENIEUR
6
non
MISSIRLIAN Marc
Amélioration d'un code de calcul électrique pour la modélisation de cables
supraconducteurs
INGENIEUR
6
non
TORRE Alexandre
3-4
non
FENZI Christel
6
non
FIRDAOUSS Mehdi
6
oui
GAUTHIER Eric
3-6
non
GIL Christophe
4-6
non
GRISOLIA Christian
3-6
oui
HACQUIN Sébastien
5-6
oui
HILLAIRET Julien
6
non
KELLER Delphine
6
non
LARROQUE Sébastien
6
non
LOTTE Philippe
6
?
MARTIN Vincent
2-3
non
MOLLARD Patrick
>4
non
MOREAU Philippe
>4
oui
NARDON Eric
6
non
PORTAFAIX Christophe
4
non
RICHOU Marianne
5
oui
SAINT-LAURENT François
>4
non
SALASCA Sophie
6
oui
TAMAIN Patrick
6
oui
TAMAIN Patrick
MASTER
<3
non
DELCHAMBRE Elise
Non-local turbulent transport in ITER plasmas
MASTER
6
oui
GHENDRIH Philippe
Modeling of electron multipactor in lower hybrid Current Drive antennas
MASTER
2-4
?
GONICHE Marc
MASTER
3+2
?
GONICHE Marc
MASTER
4-6
oui
GRANDGIRARD Virginie
MASTER
4-6
oui
GRISOLIA Christian
MASTER
3-6
oui
LATU Guillaume
Evaluation du noyau temps réel Xenomai pour les unités d'acquisition de Tore Supra
sous Linux,
Evaluation d'une carte processeur embarquée type ARM et DSP avec Linux comme
système d'exploitation pour les besoins de traitements temps réels dur et rapide sur
Développement d'un programme informatique permettant l'identification de défuats sur
des composants internes de tokamaks type ITER
Evaluation analytique de la dispersion non linéaire d'un spectromètre
Développement d'un outil de visualisation scientifique 3D pour l'aide à l'analyse
d'images infrarouges dans un réacteur de fusion thermonucléaire (Tokamak)
Développement d'un logiciel de pilotage et d'acquisistion d'un interféromètre speckle
appliqué aux mesures d'érosion dans ITER
Analyse et traitement du signal du diagniostic interférométrie-polarimétrie infrarouge
pour les plasmas de Tore Supra
Production de particules W par ablation laser. Caractérisation des poudres produites
Etude expérimentale de la turbulence des plasmas de fusion
Etude d'un nouveau concept d'antennes forte puissance à la fréquence hybride basse
(LH) pour des réacteurs à fusion nucléaire Etude de la maintenance robotisée de composants du futur réacteur expérimental
ITER
Calcul thermique et mécanique d'un composant de tokamak
Création d'un module de calcul prenant en compte l'effet Cotton-Mouton du diagnostic
de Polarimétrie, destiné à être introduit dans les codes de calcul de l'équilibre du
Pilotage d'algorithmes de reconnaissance de phénomènes par analyse vidéo pendant
les opérations plasma dans un tokamak
Analyse et fiabilisation du fonctionnement d'antennes de très forte puissance
Développement d'un outil de vérification du paramétrage des expériences dans les
dispositifs de fusion thermonucléaire
Simulation des flux de rayonnement reçus par la paroi interne d'un réacteur
expérimental de fusion nucléaire
Etudes et dimensionnement thermique et mécanique d'un composant de tokamak
Etude du contrôle non destructif par thermographie infrarouge des proptotypes du
divertor de DEMO
Etude des méthodes d'amortissement des disruptions dans un plasma de tokamak
Conception mécanique et dimensionnement d'un instrument optique pour ITER
Interaction entre écoulements de grande échelle et transport turbulent dans un code
2D de transport turbulent pour le plasma de bord des tokamaks
Modélisation numérique des mesures de flux par sonde mobile dans le plasma de
bord des tokamaks
Développement d'un logiciel pour le développement de la pyroréflectométrie 2D
tricolore adaptée à un environnement fortement réflectif
Ientification de la source de particules à partir des profils de densité électronique en
fusion thermonucléaire contrôlée
Optimisation du pas de temps pour l'étude des phases linéaires et non-linéaires de
simulations gyrocinétiques
Etude de l'implantation de deutérium dans les composés face au plasa des machines
de fusion
Parallélisation extrême en physique des plasmas
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
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INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
MASTER /
INGENIEUR
CEA/CADARACHE
DIRECTION DES SCIENCES DE LA MATIÈRE (DSM)
INSTITUT DE RECHERCHES SUR LA FUSION MAGNETIQUE (IRFM)
CEA/Cadarache - 13108 St Paul-lez-Durance Cedex
Visitez notre site Web : http://www-fusion-magnetique.cea.fr
PROPOSITION DE STAGE 2012
Nom du Responsable du Stage :
Eric GAUTHIER
e-mail : [email protected]
téléphone : 04 42 25 42 04
secrétariat : 04 42 25 49 90
Équipe de Recherche : SIPP/GCECFP
Niveau du stage : MASTER, INGENIEUR
Durée du stage : …6 mois ……….
sujet du stage :
Titre : Développement d’un logiciel de pilotage et d’acquisition d’un interféromètre
speckle appliqué aux mesures d’érosion dans ITER
Contexte et objectifs :
Dans le tokamak Tore Supra, les composants face au plasma reçoivent des flux de puissance et de
particules très importants. Les surfaces en interaction avec le plasma subissent alors des érosions, des
déformations et des déplacements qui se situent dans la gamme de 0.1à 10 microns par décharge plasma.
Pour mesurer, à une distance de 3 mètres, un déplacement de la surface de l’objet de 0.1 µm, on a
développé une méthode optique basée sur l’interférométrie Speckle. Par variation du chemin optique
dans la branche de référence, on obtient des images de phase de l’objet qui peuvent ensuite se traduire en
image 3D de l’objet. Les résultats obtenus par interférométrie Speckle à décalage de phase ont permis de
valider la technique en laboratoire.
Nature du travail à réaliser:
Le candidat participera au développement du laboratoire d’interférométrie Speckle dans le but de
démontrer la faisabilité de la technique pour un diagnostic d’érosion sur ITER. L’étudiant devra se
familiariser avec le montage optique, constitué de lasers, de caméras, de composants optiques (miroirs,
lentilles, etc). Il devra avoir une bonne connaissance de Labview et des cartes NI afin de développer un
logiciel permettant de piloter les différents sous-systèmes (lasers, piezo-électrique, caméras) et réaliser
l’acquisition et le traitement des images.
Par ailleurs, il contribuera aux études en cours, en collaboration avec d’autres laboratoires et l’industrie,
permettant de développer le concept d’un diagnostic de mesure d’érosion dans ITER et la réalisation
d’un prototype pour le simulateur de plasma de bord Magnum PSI, installé aux Pays Bas. Il participera à
la maintenance du laboratoire, à l’analyse et à la présentation des résultats ainsi qu’à la rédaction de
rapports et de publications.
L’étudiant devra avoir une habilitation laser classe IV ou devra suivre une formation à la sécurité laser
par un organisme agréé au début du stage (pris en charge par le CEA).
Domaine de spécialité, compétences : Instrumentation, Optique, génie logiciel, connaissance de
Labview et Matlab.
Prolongement possible thèse : OUI
Bibliographie sommaire :
- E. Gauthier, J. Nucl. Mat. 313-316 (2003) 701.
- E. Gauthier, accepted for publication in J. Nucl. Mat, (2010).
- P. Doré, Thèse Université de Provence, Marseille, 2006
CEA/CADARACHE
INSTITUT DE RECHERCHE SUR LA FUSION PAR CONFINEMENT MAGNETIQUE (IRFM)
PROPOSITION DE STAGE 2011-2012
Philippe Ghendrih
téléphone : 04 42 25 29 93
secrétariat : 04 42 25 63 40
Équipe de Recherche : IRFM/SIPP/GP2B
Niveau du stage : MASTER
Durée du stage : 6 mois…………………….
sujet du stage :
Title : Non-local turbulent transport in ITER plasmas
Turbulent transport in fusion plasmas is a key issue regarding ITER design as well as the ultimate
performance to be achieved. Regarding thermodynamics two means to drive the system out of
equilibrium are considered, on the one hand one can impose particle and/or heat fluxes and analyse the
response of turbulent transport in terms of the average thermodynamical force, for instance the
temperature gradient, and on the other hand one can consider the system as bridging two thermal baths.
The latter then defines the average thermodynamical force across the system, the transport flux
characterising the turbulent response. It is to be stressed that this mean force is usually stratified, the
driving force condensing in the boundary layers. A third way to set the system out of equilibrium has
been devised to ensure a constant thermodynamical force throughout the system. Although clearly
unrealistic from the experimental point of view, the latter paradigm in routinely considered when
addressing turbulent transport in fusion plasmas. As a consequence, and unsurprisingly, the turbulent
transport is then readily described in terms of a local diffusion. To address the more realistic flux-driven
physics requires that one considers a global approach. Our team is a leading one in the physics of flux
driven systems. We have shown that the system is then characterised by intermittency, transport activity
in bursts, with long ranges propagation of coherent turbulent structures. The strongly non-local evidence,
with properties that are reminiscent of self-organised criticality, is then difficult to reconcile with a local
diffusive transport.
The aim of this PhD work is to analyse the dynamics and the impact of non-local features of turbulence
in the global properties of transport. The analytical work will take advantage of the existent of quasiinvariants and their impact on large scale flows and on the non-linear selection rule of the dominant
structures. A key parameter in this analysis will be the extent of the system along the direction of the
thermodynamical force and the effect of the boundary layers. This approach will be completed with
numerical simulations. This work will be done in close collaboration with D. Reiter (Jülich) and G.
Ciraolo (M2P2, Marseille).
Domaine de spécialité, compétences : master degree in physics, motivation to address statistical
physics and numerical simulations, knowledge in plasma physics will be welcomed but is not
mandatory.
Intitulé du master préconisé : master degree in physics and/or numerical simulations
Prolongement possible thèse : YES
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 49 26
Christophe Gil
secrétariat : 04 42 25 45 55
Équipe de Recherche : IRFM/SCCP/GSEM
Niveau du stage : MASTER INGENIEUR
Durée du stage : 3-6 mois
Titre : Analyse et traitement du signal du diagnostic interférométrie-polarimétrie infrarouge pour
les plasmas de Tore Supra
Contexte et objectifs : La fusion par confinement magnétique a pour objectif la production d'électricité
en utilisant des réactions similaires à celles qui produisent l'énergie des étoiles. Elle consiste à confiner à
l'aide de champs magnétiques intenses un milieu (plasma) dont la température est de l'ordre de celle des
étoiles, afin d'amorcer des réactions de fusion thermonucléaires de façon régulée.
La connaissance des profils de densité électronique et de courant du plasma est un élément fondamental
pour réaliser des décharges performantes dans un réacteur de fusion contrôlée (tokamak).
Le diagnostic d’ interférométrie-polarimétrie infrarouge permet de calculer le profil de densité
électronique en mesurant le déphase d’une onde qui a traversé le plasma et de calculer le profil de
courant en mesurant les variations de polarisation et d’ellipticité de cette onde.
Les calculs pour les mesures de densité électronique et de courant sont effectués actuellement en temps
réel par des processeurs FPGA avec deux algorithmes indépendants . Pour fiabiliser les mesures de
densité électronique, de nouveaux algorithmes utilisant globalement l’information , en particulier celle
sur l’ellipticité , doivent être testés.
Le but du stage sera :
• De tester les algorithmes existants par des simulations Matlab utilisant les données
expérimentales de Tore Supra et JET
• De proposer et tester des améliorations d’algorithme en utilisant simultanément toutes les
informations sur la phase et sur polarisation et sur l’ellipticité
Nature du travail à réaliser par l'étudiant :
Compréhension du diagnostic interférométrie-polarimétrie
Analyse et reconstruction des signaux expérimentaux
Proposition d’amélioration des techniques
Domaine de spécialité, compétences : Physique, Instrumentation
Prolongement possible thèse : NON
CEA/CADARACHE
Marc GONICHE
téléphone : 04 42 25 61 95
secrétariat : 04 42 25 62 22
Équipe de Recherche : SCCP/GCHF
sujet du stage :
Titre : Modeling of electron multipactor in Lower Hybrid Current Drive antennas
Contexte et objectifs : Fusion by magnetic confinement requires high powers to be coupled to the
plasma for heating but also for non-inductive current drive (CD). Lower Hybrid (LH) range of
frequency waves (1-8GHz) are widely used in present tokamaks to drive a part or the whole plasma
current. The wave is launched from an array of waveguides facing the plasma. The power handling is
mostly limiter by the so-called multipactor effect which occurs when the transit time of an electron from
one waveguide wall to another is equal to half the period of the wave. In that case electron avalanche and
arcing may occur in the waveguides.
The electron dynamics in the RF field with the boundary conditions imposed by the waveguides walls
can be modelled assuming the secondary electron emission coefficient Y(E) of the surfaces is known
The RF field in waveguides can be computed from full wave code like the COMSOL multiphysics
package and for the modelling of the multipactor, a Monte Carlo code (SPARKS) has been developed
mainly for the space applications but is fully operational for the fusion community.
. The scaling of this threshold with the operating frequency but also with the dimensions of the
waveguides is important to predict the power handling capability of the ITER LHCD antenna. The effect
of the surface contamination by oxides is also a very important issue.
In a tokamak environment, the electron trajectory is more complicated because the static magnetic field
needs to be considered which is scarcely the case in the available literature.
Analysis of the multipactor from literature in order to master the problem. The student will have to get
familiar with COMSOL and SPARKS. Parametric studies to establish the scaling with f (2-8 GHz) ,
waveguide dimensions, Y(E). The effect of static magnetic field will also be addressed.
Domaine de spécialité, compétences : Physics with ability in mathematics and computing
Prolongement possible thèse : Could be envisaged
Sujet de MASTER 2 :
IDENTIFICATION DE LA SOURCE DE PARTICULES À PARTIR DES PROFILS DE
DENSITÉ ELECTRONIQUE EN FUSION THERMONUCLÉAIRE CONTRÔLÉE
Responsables :
Marc Goniche :
[email protected]
Tel : 04 42 25 61 95
Emmanuel Witrant : [email protected] Tel : 04 76 82 63 27
MOTS-CLES :
Systèmes distribués, identification EDP, fusion thermonucléaire contrôlée, énergies durables.
CADRE ET OBJECTIFS DU SUJET :
Le tokamak Tore Supra est équipé d’antennes à la fréquence hybride basse pour chauffer le plasma et générer le
courant toroidal. La puissance est couplée au plasma en approchant l’antenne du plasma confiné. Durant la
propagation de l’onde vers le cœur du plasma, une partie faible mais non négligeable va être absorbée au bord
dans une zone où le plasma n’est pas confiné et donc froid. Un effet possible de cette absorption périphérique est
l’ionisation du gaz qui se traduit par une augmentation de la densité électronique. Cette ionisation est localisée et
ne se produit que dans les tubes de flux magnétique passant devant l’antenne. Sur Tore Supra, la densité
électronique est mesurée à l’aide d’un réflectomètre micro-ondes qui possède aussi bien une bonne résolution
spatiale (∆r~1cm) que temporelle (∆t~2ms pour les expériences utilisées).
On se propose de mettre au point un algorithme d’identification permettant de déterminer le ‘terme source’, c’est à
dire le nombre d’électrons crée par unité de temps et de volume, quand le chauffage HF est allumé, ainsi que le
coefficient de diffusion des particules. Pour cela, on utilise un modèle simple de transport des particules dans la
zone de plasma non confinée (plasma de bord) et une méthode d’identification paramétrique pour les systèmes
distribués. Ce travail fait suite à une activité de recherche en cours. En effet, la synthèse du modèle et la
formulation du problème ont été présentées dans [2] avec une approche d'identification quasi-statique. Une
approche d’identification optimale en ligne du terme source est proposée dans [3].
L’objectif du présent stage est :
• de reformuler le modèle multi-zones en coordonnées cylindriques
• de palier au problème de conditionnement matriciel rencontrés dans [3] par l'application de la méthode de
synthèse linéaire à paramètres variant [4]
• d'appliquer une technique d'identification récursive pour l'estimation des paramètres de transport
• d’appliquer les algorithmes sur une base suffisamment représentative de chocs
L’accent sera porté sur la robustesse de la méthode d’identification vis-à-vis des bruits de mesure ainsi que sur la
distinction entre les erreurs induites par le modèle et celles induites par la discrétisation. La dépendance spatiale
des termes à identifier sera également un élément important à prendre en compte.
L’algorithme sera validé sur des chocs de Tore Supra qui ont été spécifiquement réglés pour cette détermination.
On portera une attention particulière à l’évaluation des incertitudes qui pourraient se révéler très grandes.
Nature du travail à réaliser par l'étudiant : Mise au point d’un algorithme d’identification à partir d’un modèle
analytique simple et de données expérimentales (le profil de densité électronique) ou théorique (longueurs de
connexion, température électronique/ionique). Validation de cet algorithme sur plusieurs jeux de données. Si les
travaux avancent bien, on pourra améliorer le premier modèle.
REFERENCES :
[1] J. Mailloux, M. Goniche et al., Long distance coupling of the lower hybrid waves on Tore Supra, Proc. of the 25th European conference
on Cont. Fus.and Plasma heating, Prague, European Physical Society, Vol.23, part I, (1998) 1394
[2] E. Witrant, M. Goniche and Equipe TORE SUPRA, "A QSS approach for particle source identification in Tore Supra tokamak", Proc. of
48th IEEE Conference on Decision and Control, Shanghai, December 16-18, 2009. Invited paper.
[3] E. Santiago, E. Witrant, M. Goniche and F. Clairet, "An Optimal Feedback Approach to Particle Source Identification in Tokamaks", Proc.
of the 15th IEEE International Conference on System Theory, Control and Computing, Sinaia, Romania, October 14-16, 2011.
[4] F. Bribiesca Argomedo, C. Prieur, E. Witrant and S. Brémond, "Polytopic Control of the Magnetic Flux Profile in a Tokamak Plasma",
Proc. of the 18th IFAC World Congress, Milan, Italy, August 28 - September 2nd, 2011.
CONTEXTE: stage rémunéré
COLLABORATION : GIPSA-lab (3 mois) – CEA Cadarache / DRFC (2 mois)
Une poursuite en thèse est envisageable.
GIPSA-lab, département Automatique – ENSIEG – B.P. 46 – 38402 – Saint-Martin-d’Hères-Cedex
CEA/CADARACHE
INSTITUT DE RECHERCHE SUR LA FUSION PAR CONFINEMENT MAGNETIQUE
(IRFM)
SERVICE INTEGRATION PLASMA PAROI
Virginie GRANDGIRARD
téléphone : 04 42 25 61 19
secrétariat : 04 42 25 49 90
Équipe de Recherche : IRFM / SIPP / GP2B
Niveau du stage : MASTER 2
Durée du stage : 4 à 6 mois
Sujet du stage :
Titre : Optimisation du pas de temps pour l'étude des phases linéaires et non-linéaires de
simulations gyrocinétiques.
La compréhension du transport turbulent est un point crucial pour prédire les propriétés de
confinement et donc les performances d'un plasma de fusion, tel que celui du futur tokamak ITER .
La description physique la mieux justifiée pour traiter ce problème du point de vue théorique et
numérique repose sur l'approche dite "gyrocinétique". Elle couple l'évolution - dans un espace des
phases à cinq dimensions, trois de position et deux d'énergie - de la fonction de distribution des
différentes espèces du plasma, essentiellement ions et électrons, aux équations de Maxwell. La
résolution de telles équations non-linéaires 5D passe par le développement de codes numériques
massivement parallèles.
Nous développons et exploitons au sein de l'institut un tel code gyrocinétique (GYSELA)
qui traite actuellement de la turbulence ionique en considérant les électrons adiabatiques. Ce
développement se fait dans le cadre de collaboration nationales et internationales avec une
intéraction forte entre physiciens, mathématiciens et spécialistes de la parallélisation. Les
simulations associées sont extrêmement coûteuses en temps de calcul et taille mémoire. Le code
qui affiche une efficacité de 78% à plus de 65000 coeurs tourne en production sur 256 jusqu'à 2048
coeurs. L'accès aux "Grand Challenges CINES" nous a permis de réaliser une simulation
exceptionnelle pendant 1 mois sur 8192 processeurs (6 millions d'heures mono-processeur) pour un
maillage de 272 milliards de points.
Dans ce contexte, l'optimisation du pas de temps des schémas est un enjeu majeur, non
seulement pour réduire les coûts des simulations actuelles (un gain ne serait-ce que d'un facteur 2 a
déjà un fort impact) mais aussi pour pouvoir espérer accéder à la prise en compte des électrons
cinétiques dans le futur.
Le travail de l'étudiant consistera à étudier l'impact du choix du pas de temps sur les
comportements physiques des simulations. La première étape concernera la phase linéaire où les
résultats pourront être comparés à ceux obtenus par le code quasi-linéaire QualiQuiz développé à
l'institut. Dans un deuxième temps, l'étude de l'impact sur la phase non-linéaire devra permettre : (i)
d'optimiser le pas de temps mais aussi (ii) de définir des critères de validation tels que la
conservation de l'équilibre des forces, les niveaux de flux de chaleurs, etc... Ces critères nonlinéaires sont essentiels non seulement d'un point de vue physique mais aussi d'un point de vue
numérique car ils nous permettront d'améliorer nos critères de sélection des nouveaux schémas
numériques développés en collaboration avec l'université de Strasbourg.
Domaine de spécialité, compétences : mathématiques appliquées et/ou physique des plasmas
Prolongement possible : OUI
CEA/CADARACHE
DIRECTION DES SCIENCES DE LA MATIERE (DSM)
INSTITUT de RECHERCHES sur la FUSION par confinement MAGNETIQUE
(IRFM)
Tel. Secrétariat 04 42 25 48 50
PROPOSITION DE SUJET DE STAGE 2012
________________________________________________________________________
Christian Grisolia
N° de téléphone : 04 42 25 43 78
Équipe de Recherche : IRFM
Niveau du stage : INGENIEUR (MASTER DE RECHERCHE)
Titre du sujet du stage : Etude de l’implantation de deutérium dans les composés face au plasma
des machines de fusion
Résumé du sujet du stage :
Lors de l’opération des tokamaks comme ITER, des flux importants de particules interagissent avec les
composants face au plasma (CFP) de la machine. Dans le cas de matériaux légers (carbone et béryllium), une
pulvérisation de la surface des CFP est observée. Ces matériaux pulvérisés se redéposent ensuite sur les parois
en piégeant des quantités importantes d’atomes d’hydrogène constitutif du fuel du tokamak (pour ITER
tritium/deutérium). Dans le cas de matériau lourd comme le Tungstène, le flux incident est implanté et diffuse
ensuite dans le corps du matériau entrainant encore un piégeage de tritium. Pour des raisons de sureté,
l’inventaire de Tritium retenu dans les parois d’ITER est limité. De plus, la densité d’un plasma de fusion c'est-àdire la quantité totale d’ions dans la décharge est fortement liée au piégeage du fuel dans les CFP. Il est, par
exemple, impossible d’initier un plasma de Tokamak si la source de particules neutres au bord de la décharge est
trop élevée c'est-à-dire si la quantité de fuel piégé dans la paroi dépasse une limite opérationnelle donnée.
Il est donc essentiel de connaître la quantité de tritium piégé dans les CFP et de déterminer les procédés de
piégeages dans les couches déposées et dans les composés métalliques. Ceci peut se faire grâce à la
modélisation des résultats obtenus par la technique de thermo-désorption qui consiste à analyser par
spectrométrie de masse les composés chimiques désorbés lors d’un chauffage homogène et contrôlée des
échantillons étudiés. Cette technique est opérationnelle à l’IRFM.
Le stage proposé consiste à étudier le piégeage du deutérium dans des échantillons de tungstène préalablement
implantés en deutérium par la technique de thermo-désorption. Les spectres obtenus seront alors modélisés par
un modèle classique de diffusion piégeage.
Dans le cadre d’une équipe pluridisciplinaire, le stagiaire réalisera les expériences de thermo-désorption
d’échantillons.
Il modélisera les résultats à l’aide d’un code de calcul afin de préciser la physique du piégeage du fuel dans ces
échantillons et déduire les énergies d’activation des pièges permettant de retenir le deutérium.
Enfin, on déduira des résultats obtenus ci-dessus l’influence de la paroi de Tore Supra sur la densité plasma dans
le cadre d’un modèle d’interaction plasma paroi.
Prolongement possible thèse : OUI (FORTEMENT SOUHAITE !)
Master de Recherche : Science des matériaux, Physique du solide, Physique des surfaces
CEA/CADARACHE
DIRECTION DES SCIENCES DE LA MATIERE (DSM)
INSTITUT de RECHERCHES sur la FUSION par confinement MAGNETIQUE
(IRFM)
Tel. Secrétariat 04 42 25 48 50
PROPOSITION DE SUJET DE STAGE 2012
________________________________________________________________________
Christian Grisolia
Philippe Delaporte (LP3Marseille)
N° de téléphone : 04 42 25 43 78
Équipe de Recherche : IRFM – LP3
Niveau du stage : INGENIEUR OU MASTER RECHERCHE
Titre du sujet du stage : Production de particules de W par ablation laser. Caractérisation des
poudres produites.
Résumé du sujet du stage :
Dans un réacteur à fusion thermonucléaire de type Tokamak (ITER), l’interaction des matériaux avec le
plasma a pour conséquences la création de poussières métalliques tritiées (W, Be et W/Be) dont la
taille varie de quelques nanomètres à quelques dizaines de µm et qui sont très réactives chimiquement.
En cas de pertes accidentelles de confinement, l’inhalation de ces microparticules pourrait alors
entrainer des conséquences sur la santé des travailleurs. Très peu d’études existent concernant la
toxicité et la radio-toxicité de ces particules.
La première étape de ce travail consiste à fabriquer des poussières comparables à celles que l’on peut
trouver dans un tokamak par des techniques d’ablation laser afin d’obtenir des particules dont la taille
doit être comprise entre 100 et 150 nm et dont la surface spécifique doit être élevée (>10m2/g)
Le travail proposé consiste à développer la technique laser de production de particules et à caractériser
les poudres produites
Master de Recherche : Science des matériaux, Physique du solide, Physique des surfaces
CEA/CADARACHE
Bernard Guillerminet
e-mail : Bernard.guillerminet @cea.fr
téléphone : 04 42 25 46 05
secrétariat : 04 42 25 26 61
Équipe de Recherche : IRFM/STEP/GICA
Niveau du stage : INGENIEUR
Durée du stage : de 5 à 6 mois
sujet du stage :
Titre : Web Services pour la simulation intégrée dans la fusion thermonucléaire
Dans le cadre du programme de recherche EURATOM-CEA sur la fusion thermonucléaire contrôlée,
l'IRFM exploite le tokamak Tore Supra, premier grand tokamak au monde doté d'aimants
supraconducteurs, mis en service en avril 1988 sur le site de Cadarache. Cette installation scientifique de
recherche est principalement dédiée à l'étude de la physique et des technologies permettant de réaliser
des plasmas performants de longues durées (http://www-fusion-magnetique.cea.fr/). Le stagiaire
intégrera le Groupe Informatique, Contrôle-Commande et Acquisition (GICA) qui est en charge de
l’ensemble des infrastructures et des projets informatiques et électronique de l'Institut.
La modélisation de plasma et plus généralement de machine de fusion est un enjeu très important pour la
compréhension et le fonctionnement des machines de fusion en préparation (ITER par exemple) et le
stage s’inscrit dans le développement d’outils pour leurs simulations.
Développement d’un outil de création automatique de Web Service pour des codes écrits en FORTRAN
ou C/C++. Une première version de cet outil existe pour le FORTRAN, il s’agira de l’étendre au C/C++,
de l’adapter à la nouvelle version d’échange de données.
Domaine de spécialité, compétences : informatique distribuée, connaissance des Web Services, de Java
et du C/C++. La connaissance du FORTRAN n’est pas un pré-requis
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 61 25
Sébastien HACQUIN
secrétariat : 04 42 25 62 33
Équipe de Recherche : IRFM/SCCP/GTTM
sujet du stage :
Titre : Etude expérimentale de la turbulence des plasmas de fusion
Un des enjeux majeurs des recherches sur la fusion par confinement magnétique est le
contrôle et une meilleure compréhension du transport turbulent, qui est responsable de la
dégradation du confinement du plasma et donc des limites de performance des machines à
fusion appelées tokamaks. De bonnes mesures des paramètres du plasma sont essentielles à
une bonne analyse des phénomènes turbulents. Basé sur le principe du radar et le sondage du
plasma par des ondes électromagnétiques, la réflectométrie micro-onde est notamment un
diagnostic précieux pour déterminer les caractéristiques des fluctuations de densité. Le thème
proposé dans ce stage est l’étude détaillée des spectres de fluctuations obtenus à partir des
données de réflectométrie. L’analyse de la forme et des différentes composantes de ces
spectres doit permettre la validation de modèles théoriques visant à expliquer les mécanismes
de turbulence. En raison de leur large bande fréquentielle de sondage (50-160 GHz)
permettant des mesures pratiquement tout le long de l’axe radial du plasma, les diagnostics de
réflectométrie installés sur le tokamak TORE SUPRA sont spécialement bien adaptés à l’étude
de l’asymétrie des caractéristiques de la turbulence entre les régions du plasma à fort et à
faible champ magnétique.
- Introduction au principe de fonctionnement du diagnostic de réflectométrie
- Acquisition de connaissance sur les méthodes d’analyse des données de ce diagnostic
- Analyse des données acquises lors des dernières campagnes expérimentales sur Tore Supra
- Mise en évidence de l’asymétrie des spectres expérimentaux et comparaison avec les
résultats obtenus sur d’autres tokamaks (TEXTOR, T-10, …)
Domaine de spécialité, compétences : connaissances basiques en physique des plasmas et en
électromagnétisme requises; capacité de programmation en Matlab souhaitée
COMMISSARIAT A L’ENERGIE ATOMIQUE
DRHRS / SCP
BUREAU DES STAGES DE LONGUE DUREE EN ENTREPRISE
LAURENCE LOURS / CEA Saclay
01.69.08.20.90
[email protected]
Formulaire
Fiche Stage 2-3 mois
http://www.cea.fr/ressources_humaines/stages_et_formation_en_alternance
Centre : Cadarache
Dépt/Service/Labo :
Pôle ou Direction : DSM
IRFM/STEP/GARV
Encadrement
Nom - Prénom de l’ingénieur responsable : HATCHRESSIAN Jean-Claude
Tél :
04 42 25 46 14
Nom du chef de laboratoire : SAMAILLE Frank
SANCHEZ Stéphanie
Secrétariat :
Fax :
04 42 25 26 61
Tél. :
Tél. :
04 42 25 47 31
04 42 25 42 95
Titre du stage (visible sur internet)
Automatisme et supervision des bancs d’essai pour diagnostics téléopérés sur tokamaks
Sujet confié au stagiaire / objectifs du stage (à compléter si besoin est sur une feuille annexe)
L’exploitation d’ITER et des futurs réacteurs de fusion dépendra fortement de la robotisation des opérations de
maintenance et autres interventions. Dans ce contexte, le CEA a développé un bras robot poly-articulé pour l’inspection
télé-opérée dans l’enceinte à vide des tokamaks. En complément, différents programmes de R&D sont initiés par le CEA
afin d’étudier et concevoir de nouveaux diagnostics et outils embarquables.
Afin de qualifier ceux-ci un nouveau banc d’essai est mis en œuvre au sein de l’IRFM.
Selon l’avancement du projet le stagiaire mènera :
• les études préparatoires pour le pilotage des équipements de qualification (définition composants, schémas de
câblage automate, écriture du programme de contrôle-commande)
• ou les essais de réception et de qualification du banc d’essai
Il développera les interfaces de supervision.
Domaine de spécialité requis : (En page 2, cochez le domaine de classement du sujet pour le site internet)
Autres domaines de spécialités, mots clés :
Mécanique, Technique du vide, Robotique (non exigés)
Moyens informatiques mis en œuvre :
Langages :
Logiciels : Unity pro Schneider /Logiciel Siemens (outils de programmation API) /Panorama (outil de supervision
graphique)
Autres moyens mis en œuvre (expériences, méthodes d’analyses, autres...)
Niveau souhaité :
Bac +4
Formation souhaitée :
Bac +5
Ingénieur
Stage pouvant se poursuivre en thèse :
autre : Bac +2
Master
OUI
Technicien
NON
Niveau d’habilitation requis (voir Remarques →)
Accès Sensible
Confidentiel Défense
Secret Défense
Accès sensible : correspond au minimum requis pour tous stagiaires
CEA/CADARACHE
+33 442 25 39 81
téléphone:
Julien HILLAIRET
secrétariat : +33 442 25 62 22
Équipe de Recherche : IRFM/SCCP/GCHF
Niveau du stage : MASTER 2 - INGENIEUR
Sujet du stage :
Titre : Etude d’un nouveau concept d’antennes forte puissance à la fréquence hybride basse (LH) pour
des réacteurs à fusion nucléaire.
L’objectif des recherches sur la fusion est de démontrer la faisabilité scientifique et technologique de la
fusion à des fins pacifiques. Afin d’atteindre les conditions physiques nécessaires aux réactions de fusion
nucléaire dans un réacteur électrogène, des plasmas de très haute température, de l’ordre de 100 millions
de degrés, doivent être générés et maintenus sur de longues périodes.
Afin de générer des plasmas performants sur de longues durées, un tokamak -- comme ITER -- nécessite
des dispositifs de chauffage et de génération de courant additionnels. Des antennes haute-fréquences,
délivrant des puissances de plusieurs mégawatts au plasma, sont actuellement utilisées dans de nombreux
tokamaks expérimentaux dans le monde. Sur ITER, un système à la fréquence hybride inférieure (LH)
délivrant 20 MW à 5 GHz est proposé pour étendre les performances et la durée des plasmas. Un predesign de ce système a été réalisé à partir de l’expérience acquise, en particulier sur le tokamak Tore
Supra. Toutefois, ces antennes sont encombrantes (plusieurs dizaines de tonnes) ; leur réalisation et leur
refroidissement est complexe.
L’objectif de ce stage est d’étudier un nouveau concept d’antennes LH, basé sur un assemblage de guides
d’onde à fentes, qui serait plus compatible avec l’environnement complexe d’un réacteur à fusion.
Durant ce stage, le candidat devra tout d’abord se familiariser avec les antennes de génération de courant
par l’onde LH, comme celles utilisées actuellement sur le tokamak Tore Supra. Son étude portera ensuite
sur un nouveau concept d’antenne compatible avec l’environnement d’un réacteur à fusion. Le candidat
utilisera des outils de modélisation HF comme Ansys HFSS, ainsi qu’un code interne (ALOHA)
permettant de modéliser le couplage de ces antennes avec le plasma. Un nouveau module pourra être
développé dans le code de couplage afin de modéliser les systèmes d’adaptation nécessaires au bon
fonctionnement de ces antennes.
Domaine de spécialité, compétences : Notions d’hyperfréquences et de physique des plasmas
CEA/CADARACHE
+33 442 25 39 81
téléphone:
Julien HILLAIRET
secrétariat : +33 442 25 62 22
Niveau du stage : MASTER 2 - INGÉNIEUR
Sujet du stage : Design of A new concept of Lower Hybrid High Power RF Antennas for
thermonuclear Fusion Reactor
Background:
The goal of fusion reactor research is to demonstrate the scientific and technological feasibility of fusion
power for peaceful purposes. In order to achieve the conditions similar to those expected in an
electricity-generating fusion power plant, very hot plasmas, with temperature exceeding 100 million of
degrees must be generated and sustained for long periods.
In order to achieve long pulse operations, a tokamak -- such as ITER -- requires additional heating and
current drive systems. Radio Frequency (RF) antennas, delivering multi-megawatts level of power into
the plasma, are presently used in many different tokamaks all around the world. The most efficient
method to generate additional current drive in the plasma is currently the Lower Hybrid Current Drive
(LHCD) systems. The tokamak Tore Supra is the world leader in this field, with two 3.7 GHz LHCD
antennas able to inject 7 MW in continuous wave into the plasma and thus sustain long plasma
discharges. In ITER, a 20 MW Lower Hybrid Range of Frequency launcher at 5 GHz is proposed
aiming at extending plasma performance and duration and a pre-design using the RF schemes of present
antennas has been performed. However, these antennas are cumbersome, heavy weight and delicate to
manufacture. The extrapolation of these antennas to reactor grade devices is a challenge.
Objectives:
The objective of this thesis is to study a new and innovative concept of Lower Hybrid antenna which
could be more compatible with fusion grade reactors. In order to generate an additional toroidal current
in the plasma, such antennas should synthesize a travelling wave with a toroidal phase velocity resonant
with a fraction of the plasma bulk electrons. Some new antenna designs fulfilling these properties, such
for example slotted waveguides, is being proposed for study. This concept should be easier to
manufacture and to water cool, while being more robust to the high energy neutron streaming of future
fusion reactors.
During this training, the student will have to familiarize with the Lower Hybrid current drive systems -such as the ones currently used in the Tore Supra tokamak -- from the RF sources to the plasma. Then,
the study will focus on this innovative RF antenna designs fitting fusion grade tokamak environment.
The student will use commercial modeling tools such as Ansys HFSS as well as internal codes (ALOHA)
to model the loading and the cooling of such antennas facing a tokamak fusion plasma. A new module
will have to be implemented in the coupling code to design the matching system which can be required
for this new type of antenna.
Skills: Radio Frequency engineering, notions of mechanical engineering and plasma physics.
Possible associated PHD thesis: YES
CEA/CADARACHE
Michael HOURY
[email protected]
téléphone : 04 42 25 44 16
secrétariat : 04 42 25 62 25
Équipe de Recherche : IRFM/STEP
Niveau du stage : 1ière année MASTER ou école ingénieur, DUT ou DEUG
Sujet du stage :
Titre : Etude dynamique d’une recherche de fuite robotisée pour le réacteur de fusion ITER.
L’Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (IRFM) étudie et développe des moyens pour
localiser des fuites d’eau et d’hélium sur les réacteurs de Fusion. Pour le projet ITER, futur réacteur expérimental
de fusion thermonucléaire, l’IRFM doit réaliser et mesurer les performances d’un détecteur d’eau ou d’hélium,
lequel doit, in-fine être associé à un bras robot pour son opération dans l’enceinte du réacteur.
Le sujet du stage s’intéresse à l’association du détecteur avec le bras robot. Il s’agit de réaliser une évaluation
des performances de l’ensemble robot+détecteur par une étude analytique de type simulation. En particulier, il
s’agira de mesurer les résolutions spatiales et temporelles que l’on peut obtenir avec le système complet
robot+détecteur.
On considérera des paramètres d’entrées tels que la vitesse de déplacement du bras, sa précision sur son
positionnement, le temps de réponse et la sensibilité du détecteur avec, là aussi, une précision de mesure. Une
fuite sera considérée en un point avec un gradient de diffusion linéaire avec un coefficient d’atténuation fonction
de la distance. La simulation donnera un signal « physique simulé » intégrant des incertitudes. A partir d’une
analyse de ce signal physique, une représentation 2 ou 3D de la fuite peut être obtenue et une précision sur sa
localisation peut-être mesurée.
L’étudiant réalisera un programme (par exemple sous MATLAB) qui permettra de :
- produire le signal « physique simulé »
- analyser ce signal pour extraire la position de la fuite avec une précision de mesure
- corréler la précision de mesure aux paramètres d’entrée du problème (et de leur précisions) : vitesse de
déplacement du détecteur sur la trajectoire, paramètre de la trajectoire, sensibilité du détecteur, temps
de réponse, …)
In-fine le programme réalisé proposera une interface conviviale pour les utilisateurs.
La figure ci-dessous schématise la problématique : La mesure du gaz se fait une trajectoire virtuelle suivie par le
robot (1). Un signal « physique simulé » est calculé (2). L’analyse du signal simulé permet de construire la fuite et
sa diffusion (3) et calculer la précision de la mesure (4).
Domaine de spécialité, compétences :
Mesures physiques, automatisme, statistique, outils informatiques tels que MATLAB
Mathematica, …
Prolongement possible thèse : non
CEA/CADARACHE
Delphine KELLER
téléphone : 04 42 25 61 04
secrétariat : 04 42 25 49 90
Équipe de Recherche : SIPP / GIPM
Durée du stage : 6 mois
Sujet du stage :
Titre :
Etude de la maintenance robotisée de composants du futur réacteur expérimental ITER
Le sujet de stage se situe dans le cadre des activités d’ingénierie et intégration des diagnostiques d’ITER.
Les composants de la chambre à vide seront soumis à de forts chargements thermiques, mécaniques et
radiologiques. Ces contraintes auront pour effet d’affecter progressivement les performances des
dispositifs mis en œuvre dans le tokamak. Ces éléments devront donc être soumis à des phases de
d’entretien ou de réparation pour assurer leur fonctionnalité de manière permanente. La sévérité du
milieu de travail qu’implique le tokamak ITER impose de prendre en compte au plus tôt dans la
conception les besoins de maintenance de ses différents constituants.
L’étude concerne un dispositif face au plasma qui doit être transporté depuis son emplacement sur le
tokamak vers les halls de maintenance pour son entretien et/ou sa réparation. Le stagiaire devra participer
à la conception mécanique du composant afin de faciliter et fiabiliser sa télémanipulation lors des phases
d’arrêt du réacteur expérimental.
L’étudiant pourra être amené à utiliser des outils de Réalité Virtuelle pour visualiser ses modèles.
Domaine de spécialité, compétences : Conception mécanique (CATIA) - Calculs mécanique/RDM
/MEF (ANSYS - Scilab)
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 76 80
Benoît LACROIX
secrétariat : 04 42 25 42 95
Équipe de Recherche : IRFM/STEP/GCRY
Niveau du stage : MASTER ou INGENIEUR
sujet du stage :
Titre : Modélisation thermohydraulique d'une bobine supraconductrice avec SUPERMAGNET
Les tokamaks JT60-SA et ITER comportent un système magnétique constitué de bobines
supraconductrices refroidies à des températures cryogéniques (environ 5 K) par circulation d’hélium
supercritique.
Afin d’étudier le comportement thermique et thermohydraulique de ces bobines, plusieurs codes de
calcul et outils numériques ont été développés. Le logiciel SUPERMAGNET constitue l'évolution de
logiciels existants (GANDALF et FLOWER), déjà utilisés au CEA dans le cadre des projets JT60-SA et
ITER.
Le stage consistera à modéliser une bobine supraconductrice avec SUPERMAGNET et à comparer les
résultats obtenus avec ceux issus de modèles précédemment développés.
Supermagnet est un logiciel superviseur permettant de lancer simultanément plusieurs codes de calcul,
chaque code simulant une partie du système à représenter.
Le travail de modélisation d’une bobine consistera à définir l’architecture du modèle et à mettre au point
les différents fichiers de données nécessaires au calcul : description détaillée d’une partie de la bobine,
description plus grossière du reste de la bobine, description du circuit cryogénique alimentant la bobine
en He supercritique, cartographie de champ magnétique, etc.
Une fois ce travail réalisé, des scenarios seront simulés et pourront être comparés à des calculs analogues
déjà effectués avec d’autres logiciels.
Domaine de spécialité, compétences : Modélisation, thermohydraulique, thermique
CEA/CADARACHE
e-mail : Valé[email protected]
téléphone
: 04 42 25 27.15
LAMAISON Valérie
secrétariat : 04 42 25 26.61
Niveau du stage : DUT
Durée du stage : ……3 mois……………….
sujet du stage :
Titre : Modélisation et suivi de l’évolution de la masse d'hélium de l'installation cryogénique de Tore Supra.
Le fonctionnement système cryomagnétique de Tore Supra nécessite la mise en œuvre d’environ 3 tonnes
d’hélium à divers niveaux de température de 300 K à 1.8 K.
Dans une installation très vaste et ramifiée, les pertes d’hélium sont un souci majeur des exploitants, compte-tenu
du cout de ce fluide.
La limitation de ces fuites d'hélium passe par un calcul instantané fiable de la masse totale d'hélium sur
l'installation, quelle que soit la configuration de celle-ci.
Affiner les calculs en temps réel de la masse d'hélium de l'installation de Tore Supra pour en fiabiliser les bilans et
alerter au plus tôt les exploitants en cas d’anomalie.
La difficulté réside notamment dans l’imprécision actuelle des calculs lors des phases transitoires du système,
lesquelles sont relativement longues et masquent parfois d’importantes fuites.
Le but du stage est de développer un programme qui fasse appel à des archives pour extrapoler les bilans
entre 2 régimes stables. La reconstruction de l’évolution de l’inventaire par les fichiers archives sera
ensuite comparée aux mesures en temps réel pour détecter les anomalies.
Développer un programme faisant appel à des archives et exécuter des calculs relativement simples.
Domaine de spécialité, compétences : Informatique industrielle, Mesures physiques,
Maitrise d’Excel. Des connaissances en VBA et Panorama seraient un plus.
CEA/CADARACHE
Sébastien LARROQUE
téléphone : 04 42 25 34 23
secrétariat : 04 42 25 65 44
Équipe de Recherche : IRFM/SIPP/GIPM
Niveau du stage : MASTER – INGENIEUR
sujet du stage :
Titre : Calcul thermique et mécanique d’un composant de tokamak
Au sein de l’institut de recherches sur la fusion par confinement magnétique, le groupe Ingénierie des
Projets Mécaniques est chargé de projets d’études et du dimensionnement de composants du Tokamak
Tore Supra ou d’autres machines comme ITER, JT60SA.
Ces composants sont étudiés et dimensionnés afin de répondre aux spécifications.
Les principales contraintes sont notamment les flux thermiques provenant du plasma, les contraintes de
fonctionnement dans l’ultra vide à haute ou à basse température, les contraintes associées aux courants
de Foucault dus à la perte accidentelle du confinement du plasma, ainsi que les efforts
électromagnétiques.
Intégrées au sein du bureau d’étude, les activités présentées ci-dessus conduisent à participer à la
conception et au dimensionnement de composants. La nature première du travail consiste à effectuer des
analyses thermomécaniques avec le logiciel de calculs ANSYS afin de valider les concepts proposés ou
d’orienter la définition de renforts. Ces études auront pour but, en plus d’assurer l’intégrité des
composants étudiés, de mettre en évidences les marges existantes vis à vis des normes et codes de
conception en vigueur (RCCM-R).
Domaine de spécialité, compétences : Mécanique des structures, thermique, électromagnétisme
CEA/CADARACHE
SERVICE INTEGRATION PLASMA PAROI
Guillaume LATU
Virginie GRANDGIRARD
[email protected]
téléphone : 04 42 25 63 57 / 04 42 25 61 19
secrétariat : 04 42 25 49 90
Équipe de Recherche : SIPP/GP2B
Niveau du stage : MASTER2 ou STAGE FIN D'ETUDE INGENIEUR
Début du stage : janvier 2012
sujet du stage :
Titre : Parallélisation extrême en physique des plasmas
La modélisation du transport turbulent est un point clef pour prédire les propriétés de confinement d'un
plasma de fusion, tel que celui du futur tokamak ITER. L'amélioration des modèles théoriques passe par
une description cinétique des populations des particules. La description cinétique vise à étudier
l’évolution de la fonction de distribution des particules dans un espace des phases à 5 dimensions (3D en
espace et 2D en vitesse). Cette évolution temporelle est régie par une équation de Vlasov couplée nonlinéairement aux équations de Maxwell. Dans ce cadre, l'un des objectifs majeurs au sein de l'Institut de
Recherche sur la Fusion Magnétique (IRFM-CEA) est de développer le code gyrocinétique Gysela5D.
Le code Gysela5D utilise en production entre 256 et 4096 coeurs (et jusque 65586 cœurs lors des
benchmarks). Bien que cela suffise pour les besoins actuels, une parallélisation sur un plus grand nombre
de coeurs permettra d'avoir accès à des configurations physiques bien plus réalistes. Le but du stage est
d’adapter les routines pour une parallélisation extrême sur une architecture spécifique, une machine
BlueGene. Ces travaux permettront de préparer le passage vers les machines exascale qui sont prévues
dans les années à venir.
Adapter une application pour l'architecture BlueGene (IBM) nécessite d'avoir extrait plusieurs niveaux de
parallélisme afin de pouvoir utiliser un très grand nombre de cœurs de calcul, mais aussi d’optimiser les
schémas de communication MPI.
Le travail de stage consistera dans un premier temps analyser les trois parties principales du code qui ne
mettent pas en œuvre la même décomposition de domaine et n'utilise pas les mêmes structures de
données. Ces parties sont: le solveur Vlasov, le solveur champs et enfin les diagnostiques. Puis, chaque
partie sera améliorée dans le but d'extraire des niveaux de parallélisme supplémentaires, et surtout adapter
les schémas de communication pour un déploiement sur architecture BlueGene. Le but final est de
découper le problème calculatoire sur plusieurs dizaines de milliers de cœurs.
Domaine de spécialité, compétences : informatique parallèle, mathématiques appliquées
Prolongement possible : OUI (Thèse)
CEA/CADARACHE
Fabrice LEROUX
téléphone : 04 42 25 46 55
secrétariat : 04 42 25 62.25
Durée du stage : 4 à 6 mois…………………….
sujet du stage :
Titre : Evaluation du noyau temps réel Xenomai pour les unités d'acquisition de Tore Supra sous Linux
Le système d’exploitation Linux a été choisi pour la nouvelle génération de système d’acquisition de
données sur Tore Supra. Actuellement il est utilisé pour des unités ayant des besoins de temps réel mou
avec un temps de cycle supérieur à 1ms. Les futurs besoins d’asservissement temps réel pour la sécurité
des composants de la machine devront garantir le respect d’échéances temporelles. Le système
d’exploitation Linux devra répondre à des besoins de temps réel dur. L’extension Xenomai pour Linux
permet au système d’exploitation de respecter des échéances temporelles.
L’objectif de ce stage est de mettre en place Xenomai sur une unité d’acquisition afin d’évaluer les
performances du système d’exploitation sur l’architecture matériel choisie à Tore Supra.
Le travail peut être décomposé en 4 parties :
• La première étape sera la compréhension de Xenomai avec Linux.
• La seconde étape sera la mise en place de Xenomai sur une unité d’acquisition en labo.
• La troisième étape permettra d’évaluer les performances de processus Xenomai et leur influence
sur les tâches Linux, d’étudier la communication entre les tâches Xenomai et Linux.
• Une dernière étape sera d’explorer sur un système multi-coeur la possibilité de dédier un cœur à
Xenomai et un autre à Linux.
Le livrable final du stage sera un document de synthèse présentant les problèmes rencontrés, les solutions
mises en œuvre ainsi que des recommandations pour l’utilisation de Xenomai pour les unités
d’acquisition.
Domaine de spécialité, compétences : Une bonne capacité d’organisation, une connaissance du système
Linux et de l’acquisition de données.
CEA/CADARACHE
Fabrice LEROUX
téléphone : 04 42 25 46 55
secrétariat : 04 42 25 62.25
Durée du stage : 4 à 6 mois…………………….
sujet du stage :
Titre : Evaluation d'une carte processeur embarquée type processeur ARM et DSP sous Linux.
De nouveaux traitements des données en temps réel doivent être mis en place sur la chaine d’acquisition
de données de Tore Supra. Certains de ces traitements seront réalisés au plus prêt des détecteurs
permettant d’améliorer la qualité des mesures et de réduire le volume de données remontés dans la base
de Tore Supra. La solution retenue devra combiner à la fois un coût réduit du matériel, répondre aux
performances attendus, permettre un temps de développement réduit et enfin l’utilisation de Linux
comme système d’exploitation.
L’objectif de ce stage est l’évaluation d'une carte processeur embarquée type ARM et DSP avec Linux
comme système d'exploitation pour les besoins de traitements temps réels dur et rapide sur Tore Supra.
• La première étape sera de faire fonctionner Linux sur la carte d’évaluation.
• La seconde étape sera de prendre en main la partie DSP de la carte et de l’évaluer.
• La troisième étape permettra d’évaluer les différents périphériques (USB, liaison série) et les bus
de communication disponibles sur la carte pour une liaison avec les voies d’acquisitions.
Le livrable final du stage sera un document de synthèse présentant les problèmes rencontrés, les solutions
mises en œuvre ainsi que des recommandations pour l’utilisation de ce type de cartes sur Tore Supra.
Domaine de spécialité, compétences : Une bonne capacité d’organisation, une connaissance du système
Linux et de l’acquisition de données.
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 49 57
Philippe Lotte
secrétariat : 04 42 25 45 55
Équipe de Recherche : Groupe de Support aux Expériences et Modélisation.
Niveau du stage : MASTER, INGENIEUR
Titre : Création d’un module de calcul prenant en compte l’effet Cotton-Mouton du diagnostic de
Polarimétrie, destiné à être introduit dans les codes de calcul de l’équilibre du plasma (CRONOS
ITM et local, EQUAL…)
Contexte et objectifs : La fusion par confinement magnétique a pour objectif la production d'électricité
en utilisant des réactions similaires à celles qui produisent l'énergie des étoiles. Elle consiste à confiner à
l'aide de champs magnétiques intenses un milieu (plasma) dont la température est de l'ordre de celle des
étoiles, afin d'amorcer des réactions de fusion thermonucléaires de façon régulée.
Le profil de densité de courant du plasma est un élément fondamental pour réaliser des décharges
performantes dans un réacteur de fusion contrôlée (tokamak).
Le diagnostic de polarimétrie infrarouge permet de calculer le profil de densité du courant en mesurant
les variations de polarisation d’une onde qui a traversé le plasma. A l’inverse, la connaissance du profil
de courant permet de recalculer la mesure attendue. Pour l’instant, on ne considère que l’effet Faraday
pour ce diagnostic. La prise en compte de l’effet Cotton-Mouton devrait apporter un meilleur accord
entre la mesure de Polarimétrie et la valeur recalculée.
Le but du stage sera :
• De réécrire le module Cotton-Mouton (développé en Matlab) en langage Fortran 90.
• D’introduire ce module dans le code CRONOS de simulation d’une décharge plasma, dans la
version locale et sur la plate-forme européenne de calcul ( ITM).
• De tester et valider ces modifications
• De faire une étude systématique de l’influence de l’effet Cotton-Mouton sur la mesure en
fonction des différents scénarios de Tore Supra.
• Une deuxième partie du travail consistera à valider le code d’équilibre du plasma EQUAL en
comparant les résultats obtenus à une base de données existante.
Compréhension du diagnostic polarimétrie
Apprentissage des codes de calcul existants, création d’un nouveau module de calcul, étude physique de
l’influence de ce nouveau module sur les résultats du calcul.
Domaine de spécialité, compétences : Physique, fortes compétences en Informatique
CEA/CADARACHE
INSTITUT DE RECHERCHE SUR LA FUSION MAGNETIQUE (IRFM)
téléphone : 04 42 25 33 76
Vincent MARTIN
secrétariat : 04 42 25 63 40
Équipe de Recherche : service intégration plasma paroi / groupe composants face au plasma
Niveau du stage : MASTER 2 / INGENIEUR 3EME ANNEE
Sujet du stage :
Titre : Pilotage d’algorithmes de reconnaissance de phénomènes par analyse vidéo pendant les
opérations plasma dans un Tokamak
Le tokamak Tore Supra installé à Cadarache est dédié à l’étude de la fusion nucléaire par confinement magnétique.
Tore Supra est équipé de nombreux systèmes de mesure (caméras infrarouge et visible, spectromètres, sondes,
etc.) permettant de surveiller et de diagnostiquer en temps-réel l’état du plasma et des composants internes de la
machine. Un diagnostic infrarouge est notamment utilisé pour la sécurité temps-réel des composants internes qui
ne doivent pas surchauffer au-delà de certaines limites. L’étude et l’analyse de ces échauffements sont également
primordiales pour la compréhension des interactions plasma-paroi.
Les phénomènes thermiques observés dépendent beaucoup du scénario plasma (paramètres physiques de
l’expérience) et du conditionnement antérieur des composants internes. Par exemple, certains types d’événements
ne peuvent être reconnus que si d’autres événements ont été reconnus préalablement. Afin d’optimiser le processus
de reconnaissance, il est donc indispensable de savoir piloter les algorithmes en fonction de tous ces paramètres
d’entrée. Dans ce but, un moteur de reconnaissance de scénarios, basé sur la résolution de contraintes logiques,
spatiales et temporelles, a été développé au sein de l’équipe-projet INRIA Pulsar. Le but de ce stage est d’intégrer
ce moteur au système de reconnaissance des événements thermiques existant à Tore Supra. Pour ce faire, il faut
définir les règles d’inférence pour le choix des algorithmes de reconnaissance en se basant sur la connaissance des
scénarios plasma et des phénomènes thermiques observés. Ces règles sont définies à l’aide du formalisme de
description de la connaissance exploité par le moteur. Toute la connaissance est actuellement formalisée sous la
forme d’une ontologie (réalisée sous Protégé) décrivant les objets d’intérêt ainsi que les opérateurs applicables sur
ceux-ci.
En se basant sur le travail existant, la tâche à accomplir consistera à :
1. Prendre en main le moteur de reconnaissance de scénario développé à l’INRIA.
2. A partir de l’ontologie existante, définir les règles pour le pilotage du choix des algorithmes de
reconnaissance d’événements thermiques, en interaction avec les experts du domaine (physiciens en
charge de l’exploitation, experts en traitement d’image).
3. Intégrer le moteur dans le système actuel de reconnaissance automatique d’événements thermiques.
4. Tester le comportement du système sur une base de chocs plasma (vidéos IR + paramètres plasma).
Domaine de spécialité, compétences : génie logiciel, systèmes de vision intelligents, programmation
C++/Python, goût pour la physique appliquée, travail en équipe
Rémunération : selon formation (de 700 à 1300€ brut/mois) + aide au logement (229€/mois) + prime de
fin de stage
Contact : envoyer CV + lettre de motivation à [email protected]
CEA/CADARACHE
MISSIRLIAN Marc
téléphone : 04 42 25 25 98
secrétariat : 04 42 25 49 90
Équipe de Recherche : SIPP/Groupe Conception et Exploitation de Composant Face au Plasma (GCECFP)
Durée du stage : 6 mois minimum
Sujet du stage :
Titre : Développement d’un programme informatique permettant l’identification de
défauts sur des composants internes de tokamaks type ITER.
Les résultats issus de ce stage permettront de participer au développement de traitements nécessaires à l’étude des composants
face au plasma (CFP) dans les machines de fusion thermonucléaire contrôlée par confinement magnétique.
Les CFP sont constitués d’une partie face au plasma (matériaux d’armure), en Composite à Fibre de Carbone (CFC) ou en
Tungstène (W) qui est assemblée à un alliage de Cuivre. Ces composants sont refroidis à l’eau pressurisée et jouent le rôle
d’échangeurs. Ils sont soumis à des flux thermiques très élevés (jusqu’à 10-20 MW/m² notamment dans ITER) et nécessitent
le développement de technologies spécifiques.
Afin de vérifier l’intégrité des CFP, ceux-ci sont étudiés sur différents bancs de tests. Les données issues des mesures par
thermographie infrarouge doivent-être comparées à des abaques provenant de calculs thermiques dans le but d’en extraire une
probabilité de présence de défauts au niveau des assemblages au sein des composants. Si des défauts sont mis en évidence,
ceux-ci sont alors définis pas leur taille et leur localisation.
Une méthodologie comparative entre les profils de températures mesurés et les abaques est actuellement employée à travers
un programme écrit sous le langage MatLab. Celui-ci a été développé à l’issue d’un stage en 2011 et à des fins d’évaluations
de la méthode.
L’objectif de ce stage est de développer le code, depuis le logiciel MatLab, d’un programme permettant d’intégrer
une large gamme de type de défauts, de générer les abaques issus des calculs et d’offrir une interface utilisateur
aboutie.
Le résultat de ce développement doit-être appliqué aux nombreuses données récentes issues des composants ITER
1. Bibliographie :
• Prise en main des données expérimentales, numériques et spécificités,
• Etude de la méthodologie développée en 2011.
2. Développement d’un outil numérique sous MatLab :
• Développement de la création de la base de données comparative (abaques)
• Développement des algorithmes recherche de concordance.
• Implémentation d’une interface utilisateur.
Domaine de spécialité, compétences : Programmation informatique, logiciel Matlab. Notion de thermique,
Thermo-hydraulique, Thermographie IR, Eléments Finis.
Bibliographie très sommaire :
•
Etude de l’endommagement thermomécanique des composants face au plasma d’ITER. Rapport de stage
Stephane AMIEL, 2011
Lieu : CEA Cadarache - Langue : Français.
CEA/CADARACHE
Marc Missirlian
téléphone : 04 42 25 25 98
secrétariat : 04 42 25 49 90
Équipe de Recherche : IRFM/SIPP/Groupe Conception et Exploitation de Composant Face au Plasma (GCECFP)
Sujet du stage :
Titre : Etude de l’endommagement thermomécanique des CFPs d’ITER
Dans les machines de fusion thermonucléaire de type Tore Supra (TS) ou ITER, le plasma est confiné par des
champs magnétiques et physiquement contenu dans une chambre à vide protégée par des Composants Face au
Plasma (CFP). Ces CFP sont soumis à des flux de rayonnement et éventuellement à des flux de convection très
intenses en provenance du plasma (10 à 20 MW/m2), ils doivent présenter les capacités thermiques nécessaires à
l’évacuation de tels flux.
Pour des raisons de compatibilité avec le plasma et pour des raisons thermomécaniques, ils sont généralement
composés d’un assemblage de matériau réfractaire (exple : composite carbone à fibres de carbones, tungstène) et
d’un matériau conducteur (exple : cuivre), le tout étant refroidi à l’eau pressurisée. Ces contraintes nécessitent des
technologies spécifiques : des concepts appelés « tuile plate » ou « monoblock » ont été développés depuis
plusieurs années en Europe avec succès et sont considérés aujourd’hui comme référence pour ITER.
Dans ce cadre, le CEA mène des tests sur un banc d’essai de fatigue thermomécanique permettant de simuler le
chargement thermique d’un plasma par bombardement électronique ou ionique sur des prototypes instrumentés et
refroidis à l’eau pressurisée. Une quantité importante de données est générée, notamment de l’imagerie infrarouge
(IR) mettant en évidence i) la validité d’un concept ou d’une technologie d’assemblage ii) un éventuel
endommagement en fatigue thermomécanique (mesurable par des paramètres thermiques comme la température de
surface sous flux ou le temps de réponse caractéristique).
Le travail du stage portera sur l’évaluation, la compréhension et la modélisation de cet endommagement
1. Bibliographie – Prise de connaissance des campagnes expérimentales (objectif, caractéristiques, données IR)
2. Expérimental
- Dépouillement des tests, mise en forme des données IR (imagerie, mesures)
- Interprétation des résultats
3. Calcul
- Modélisation (thermique, thermomécanique) par éléments finis via le code de calcul ANSYS ;
- Calculs analytiques en thermique, thermo-hydraulique : bilans de puissance, vérification de la cohérence des
résultats expérimentaux
Domaine de spécialité, compétences : Thermique, Mesure IR, Mécanique, Matériaux, Eléments Finis
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 32 54
Patrick MOLLARD
secrétariat : 04 42 25 45 55
Niveau du stage : MASTER - INGENIEUR
Sujet du stage :
Titre : Analyse et fiabilisation du fonctionnement d’antennes de très forte puissance.
Contexte et objectifs : Tore Supra est un Tokamak supraconducteur en exploitation depuis 1988 sur le
centre d’étude du CEA de Cadarache dans le Sud-est de la France. Tore Supra est principalement dédié
à l'étude de la physique et des technologies permettant de réaliser des plasmas performants de longue
durée.
Sur Tore Supra, le chauffage du plasma est assuré par l'injection d'ondes électromagnétiques à des
fréquences permettant leur absorption par le plasma. Une de ces installations, le système de chauffage à
la Fréquence Cyclotronique Ionique (FCI), est composée d'un ensemble de 6 générateurs de puissance
dans la gamme 30-80 MHz, de lignes de transmission et de 3 antennes d’une puissance unitaire de 4 MW
installées dans le tore plasma. Cette installation est gérée par une équipe pluridisciplinaire d’une dizaine
de personnes.
Les antennes sont des composants soumis à de fortes densités de puissance dont la fiabilité est cruciale
car leur indisponibilité pénalise de façon importante l’exploitation du Tokamak. Le circuit électrique de
chaque antenne comprend 4 condensateurs (50 kV, 1.4 kA, 30-150 pF) qui assurent le réglage en temps
réel pendant les tirs de puissance. Malgré le fait que ces condensateurs aient subit une évolution pour
augmenter leur fiabilité, des antennes ont été mises hors service à plusieurs reprises à cause de la
détérioration d’un de ces composants sans que l’on ait réussi à en identifier la cause.
Un travail doit être fait pour déterminer s’il existe des événements précurseurs qui auraient conduit à la
casse des condensateurs en analysant les différentes sources de données à notre disposition.
1/ Etudier le fonctionnement du système afin de déterminer les grandeurs à analyser.
2/ Croiser les différentes sources de données (montage mécanique, cahier de manip, enquête auprès des
opérateurs, PV de tests de réception…) pour réaliser un historique du fonctionnement du système.
3/ Sur la base des résultats des deux précédentes actions écrire un programme sous MATLAB d’analyse
des données de fonctionnement des antennes (courant, tension, puissance, évolution des
condensateurs….) enregistrées pendant les tirs de puissances (plusieurs centaines) afin de générer des
statistiques qui pourraient permettre d’expliquer la casse des condensateurs. Cette analyse pourra
déboucher sur des consignes d’exploitation permettant de fiabiliser le système.
Domaine de spécialité, compétences : Electronique/électrotechnique, mesures physiques, informatique
CEA/CADARACHE
Philippe MOREAU
téléphone : 04 42 25 36 39
secrétariat : 04 42 25 42 95
Équipe de Recherche : IRFM/STEP/GPAS
Durée du stage : >4 mois…………………….
Sujet du stage :
Titre : Développement d’un outil de vérification du paramétrage des expériences dans les dispositifs de
fusion thermonucléaire.
La fusion thermonucléaire est une solution d’avenir pour produire de l’électricité. Les réactions de fusion se produisent dans un milieu appelé plasma dont la température est de l’ordre de 100 millions de degrés. Actuellement,
les dispositifs expérimentaux ayant permis d’obtenir les meilleures performances sont basés sur le confinement
magnétique du plasma et portent le nom de tokamak. Les recherches sont en pleine expansion, en particulier avec
le projet international de construction du tokamak ITER. Les tokamaks sont des dispositifs complexes et coûteux
car ils sont composés de nombreux sous-systèmes et dispositifs de mesures utilisés pour assurer la stabilité et la
performance du plasma.
Avec l’augmentation de la durée des décharges plasma et des enjeux de protection du dispositif expérimental du à
une plus grande énergie stockées dans le plasma, la vérification du paramétrage des expériences prend une importance cruciale. Le processus de vérification doit :
- assurer que l’expérience restera dans l’enveloppe opérationnelle du tokamak
- contrôler la disponibilité des sous-systèmes mis en jeu
- estimer la possibilité d’atteindre les performances demandées par le physicien responsable de l’expérience.
Le plasma étant un milieu complexe et parfois instable, un moyen d’effectuer une telle vérification est d’utiliser un
simulateur de décharge plasma couplé à l’outil de définition des paramètres expérimentaux et à un programme
d’analyse permettant d’identifier une éventuelle impossibilité à réaliser la décharge plasma programmée.
Ce stage propose de découvrir l’environnement d’exploitation d’un tokamak et de se familiariser avec l’ensemble
des sous-systèmes mis en œuvre. Dans un premier temps, il s’agira de traiter un exemple simplifié mais représentatif de situations réelles.
Les principaux objectifs du stage sont :
- Modéliser de façon simplifiée les courants circulant dans les bobines dites poloïdales pour assurer l’équilibre
du plasma et induire le courant souhaité dans le plasma
- Développer une interface permettant de relire le paramétrage décrivant la décharge plasma pour l’utiliser
comme entrée du simulateur de décharge plasma
- Développer un programme d’analyse des résultats obtenus pour identifier toute incompatibilité entre le paramétrage saisi et les possibilités techniques ou physiques de réalisation de l’expérience.
Domaine de spécialité, compétences : Physique et technologie des plasmas et tokamaks, connaissances souhaitées en informatique : Matlab (Simulink optionnel)
CEA/CADARACHE
Eric Nardon
téléphone : 04 42 25 46 97
secrétariat : 04 42 25 42 95
Équipe de Recherche : IRFM/STEP/GPAS
Durée du stage : > 4 mois
Sujet du stage :
Titre : Simulation des flux de rayonnement reçus par la paroi interne d’un réacteur expérimental de fusion nucléaire
Le déroulement des décharges plasma dans les dispositifs de recherche en fusion thermonucléaire peut
être interrompu par le développement d’instabilités macroscopiques conduisant à une perte brutale du
plasma appelée « disruption ». Les dispositifs de recherche actuels, tels la machine Tore Supra du CEA
Cadarache, sont dimensionnés pour supporter les effets de ces disruptions, en particulier pour ce qui est
des pics de flux de chaleur engendrés sur la paroi matérielle du réacteur. Mais pour le prochain réacteur
de démonstration scientifique ITER en cours de construction, la quantité importante d’énergie stockée
dans le plasma (~175MJ) et les courtes échelles de temps en jeu (~3ms) seront susceptibles de générer
des contraintes thermiques extrêmement élevées que l’on devra mieux répartir sur la paroi. La méthode
envisagée à cette fin, pour laquelle de premières expériences ont été menées sur les machines actuelles,
est basée sur l’injection d’une grande quantité de gaz dans le plasma. Ceci permet d’évacuer une grande
partie de l’énergie stockée dans le plasma par des processus de rayonnement, qui ont l’avantage de distribuer les flux de chaleur de façon plus homogène sur la paroi. Néanmoins, si l’injection de gaz est trop
locale, les flux de chaleur peuvent rester trop piqués. Il faut donc utiliser plusieurs injecteurs de gaz répartis autour du plasma. L’optimisation du nombre de ces injecteurs passe par la simulation, en particulier celle de la propagation du rayonnement depuis le plasma jusqu’aux parois matérielles.
L’objet du stage est dans un premier temps de développer un code 3D pour calculer la propagation du
rayonnement depuis le plasma jusqu’à la paroi matérielle, la distribution spatiale de la source de rayonnement étant considérée comme une donnée d’entrée (provenant d’un autre code qui simulera l’effet de
l’injection de gaz sur le plasma). Le plasma sera supposé transparent aux radiations. Dans un second
temps, il est proposé de raffiner les calculs en tenant compte des réflexions au niveau des parois (comme
celles-ci seront métalliques dans ITER, on s’attend à ce que les réflexions jouent un rôle).
Domaine de spécialité, compétences : Physique, simulation numérique. Connaissances en physique des
plasmas souhaitables, en particulier dans la perspective d’un prolongement en thèse.
Prolongement possible thèse : Oui
D
CEA/CADARACHE
Christophe Portafaix
téléphone : 04 42 25 46 09
secrétariat : 04 42 25 65 44
sujet du stage :
Titre : Etudes et dimensionnement thermique et mécanique d’un composant de tokamak
Au sein de l’institut de recherches sur la fusion par confinement magnétique, le groupe Ingénierie des
Projets Mécaniques est chargé de projets d’études et du dimensionnement de composants du Tokamak
Tore Supra ou d’autres machines comme ITER, JT60SA.
Ces composants sont étudiés et dimensionnés afin de répondre aux spécifications.
Les principales contraintes sont notamment les flux thermiques provenant du plasma, les contraintes de
fonctionnement dans l’ultra vide à haute ou à basse température, les contraintes associées aux courants
de Foucault dus à la perte accidentelle du confinement du plasma, ainsi que les efforts
électromagnétiques.
Ces activités conduisent à participer à la conception et au dimensionnement de composants et à effectuer
des analyses mécaniques, thermiques, électromagnétiques avec les logiciels de calculs (ANSYS,
Cast3M).
Domaine de spécialité, compétences : Mécanique des structures, thermique, électromagnétisme
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 28 06
RICHOU Marianne
secrétariat : 04 42 25 65 44
Durée du stage : Supérieur à 4 mois
sujet du stage :
Titre : Etude du contrôle non destructif par thermographie Infrarouge des prototypes du
divertor de DEMO
Dans les machines de fusion thermonucléaire de type Tore Supra (TS), ITER ou DEMO, le plasma est
confiné par des champs magnétiques et physiquement contenu dans une chambre à vide protégée par
des Composants Face au Plasma (CFP). Ces CFP sont soumis à des flux de rayonnement et
éventuellement à des flux de convection intenses en provenance du plasma, ils doivent présenter les
capacités thermiques nécessaires à l'évacuation de tels flux.
Pour des raisons de compatibilité avec le plasma et pour des raisons thermomécaniques, ces
composants sont généralement composés d'un assemblage de matériau d'armure réfractaire qui fait
face au plasma (ex : tungstène) et d'un matériau de structure. Des technologies spécifiques sont
utilisées pour assembler ces deux matériaux. Pour évacuer la chaleur, ces composants sont également
refroidis à l'aide d'un fluide caloporteur.
Afin de caractériser la tenue en fatigue thermomécanique de ces composants, un bombardement
électronique est réalisé et permet ainsi de simuler le chargement thermique induit par le plasma. Les
prototypes du divertor de DEMO (machine de fusion magnétique de type ITER), ayant comme matériau
d'armure le tungstène, montrent une limite d'utilisation en fatigue pour des flux de l'ordre de 10 MWm-2.
Dans le cas de ces CFP, la limitation provient actuellement d'un assemblage non optimisé entre le
matériau d'armure et le matériau de structure. Ainsi il apparaît comme nécessaire d'évaluer la qualité de
l'assemblage de ces composants en étudiant leur capacité à évacuer la chaleur. Cette évaluation est
réalisée de manière non destructive avant et après les tests en fatigue sur différents composants à
l'aide du banc d'essai SATIR (Station d'Acquisition et Traitement InfraRouge) qui est localisé à l'IRFM
(CEA, Cadarache). L'objectif est de définir, pour ce type de composants, la sensibilité du banc
SATIR vis à vis de la détection des défauts d'interface.
Domaine de spécialité, compétences : Thermique, Modélisation Eléments finis
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 77 51
SALASCA Sophie
secrétariat : 04 42 25 65 44
Durée du stage : Supérieur à 4 mois
sujet du stage :
Titre : Conception mécanique et dimensionnement d'un instrument optique pour ITER
Le sujet de stage porte sur le développement d'un des instruments optiques du futur réacteur
expérimental de fusion ITER, le diagnostic Visible/Infra Rouge. Une conception préliminaire de
cet instrument a déjà été réalisée. Le stage vise à améliorer cette conception préliminaire et le
dimensionnement de ce diagnostic vis-à-vis des efforts mécaniques et thermiques très sévères
auquel il est soumis.
La première partie du stage consistera à améliorer la conception mécanique existante du
diagnostic, au moyen du logiciel de CAO Catia V5. La deuxième partie du stage sera
consacrée au dimensionnement de ce diagnostic, du point de vue de ses chargements
thermiques et de ses chargements mécaniques. Tous les calculs seront menés à l'aide du
code de calculs aux éléments finis Ansys Workbench.
Domaine de spécialité, compétences : conception mécanique (CAO), calcul de structures,
calculs par éléments finis, thermique, mécanique, thermomécanique, thermohydraulique
CEA/CADARACHE
Jacqueline Signoret
téléphone : 04 42 25 47 71
secrétariat : 04 42 25 62 25
Niveau du stage : MASTER ou INGENIEUR EN INFORMATIQUE
Durée du stage : > 4 mois…………………….
sujet du stage :
Titre : mise en œuvre d’un infocentre permettant l’extraction sous forme de rapports des données
d’exploitation du tokamak Tore Supra
L’exploitation du tokamak Tore Supra consiste en la réalisation d’expériences de fusion nommées
« chocs », près de 50.000 à ce jour, qui sont caractérisées par des données de format divers, saisies,
acquises, ou issues de traitements.
Pour l'ensemble des acteurs de l'IRFM (physiciens, exploitants, diagnosticiens, pilotes), l'accès à ces
données, leur interprétation, leur manipulation et l'édition de rapports est stratégique. Cela passe
notamment par la qualité des outils mis à la disposition des utilisateurs.
L’Open Source Pentaho http://www.pentaho.com/ répond à ce besoin.
Une première étude réalisée courant 2009, a permis d’explorer les possibilités de cette solution.
L’objectif du stage est donc après analyse détaillée des besoins, de réaliser une plateforme logicielle
permettant aux utilisateurs finaux d’exploiter les données conformément à leurs métiers. On pourra
s’appuyer sur l’étude précitée.
Ce projet comportera plusieurs phases:
- assimiler les besoins des différents acteurs
- définir une structure de données adaptée aux vues métiers des acteurs qui pourra nécessiter une
réplication partielle et intelligente d’une partie de données
- réaliser une interface utilisateur souple et convivial et les requêtes associées
Le stagiaire devra mener le projet de bout en bout, ce qui signifie qu'au delà des phases techniques
décrites précédemment il aura également en charge les documentations d’installation, d’administration et
d’utilisation du produit.
Domaine de spécialité, compétences : langages : SQL, PHP
Logiciels : MySQL, Pentaho, Ingres
Prolongement possible thèse : Non
CEA/CADARACHE
François SAINT-LAURENT
téléphone : 04 42 25 61 40
secrétariat : 04 42 25 62 25
Équipe de Recherche : CEA/DSM/IRFM/STEP/GPAS
Niveau du stage : MASTER/INGENIEUR
Sujet du stage :
Titre : Etude des méthodes d’amortissement des disruptions dans un plasma de tokamak.
Les disruptions qui se produisent dans les tokamaks sont des phénomènes extrêmement violents. Elles
correspondent à la perte en quelques millisecondes de toute l’énergie (thermique et magnétiques) contenue dans
le plasma. Elles sont initiées par la croissance irréversible d’instabilités magnétohydrodynamiques (MHD) liées
aux conditions du plasma. Les effets qu’elles induisent sur les structures du tokamak sont de plusieurs types :
- forces électromagnétiques qui peuvent déformer irrémédiablement la machine
- flux thermiques extrêmes sur les composants en vue directe du plasma.
- Génération de faisceaux d’électrons relativistes qui peuvent détruire localement l’enceinte du tokamak.
Ces effets croissent avec la taille du tokamak. Pour ITER le nombre acceptable de disruptions sera limité. Aussi
de nombreuses études sont entreprises pour :
- prédire la probabilité de disruption et ainsi chercher à réduire leur nombre.
- trouver des techniques pour adoucir leurs effets sur le tokamak.
Une des méthodes d’adoucissement des effets consiste à injecter du gaz à grande vitesse au moment de
la disruption. Les analyses montrent que les forces électromagnétiques sont réduites et le gaz permet d’étaler les
flux thermiques sur une plus grande surface de paroi, réduisant ainsi les flux extrêmes. La génération d’électrons
relativistes primaires est aussi fortement réduite, mais un phénomène d’amplification de ces électrons relativistes
demeure pendant la descente du courant plasma. Ces études sont menées à l’IRFM depuis une dizaine d’années.
Le stage proposé porte sur la mise au point et la validation expérimentale d’un nouveau type d’injection de
gaz. Il s’agit de cartouches de gaz sous haute pression (150-200 bar) qui seront mises à feu par une impulsion
électrique lors de la disruption. Les études théoriques montrent qu’une succession de telles injections de gaz
permet d’empêcher la croissance exponentielle des électrons relativistes formés à la descente du courant plasma.
Un tel dispositif est envisagé sur ITER et demande à être validé sur les tokamaks actuels. Il s’agira de réaliser des
expériences permettant d’identifier l’interaction du gaz avec le plasma chaud et de quantifier l’action sur
l’ergodisation des lignes de champs et sur la génération des électrons relativistes.
En association avec les physiciens porteurs de cette expérience l’étudiant devra finaliser les tests de
l’injecteur en laboratoire, l’installer sur le tokamak, préparer et participer aux sessions expérimentales de
validation sur plasma. Il effectuera la majeure partie de l’analyse des données recueillies concernant en particulier
la confirmation ou non des effets de mitigation de la disruption.
Ce travail pourra être poursuivi par une thèse.
Domaine de spécialité, compétences : Expérimentation, analyse de données, simulations numériques
CEA/CADARACHE
Patrick TAMAIN
téléphone : 04 42 25 26 16
secrétariat : 04 42 25 63 40
Niveau du stage : MASTER / INGENIEUR
sujet du stage :
Titre : Interaction entre écoulements de grande échelle et transport turbulent dans un code 2D de
transport turbulent pour le plasma de bord des tokamaks
Contexte et objectifs : La question du transport dans le plasma de bord des tokamaks demeure l'une des
principales inconnues pour les machines futures et en particulier ITER. La compréhension des
mécanismes physiques expliquant les flux de particules et d’énergie dans la partie extérieure du plasma
est fondamentale pour la détermination et l'optimisation des performances fusion ainsi que de l’espérance
de vie des composants face au plasma. Beaucoup d'efforts ont été entrepris dans la dernière décennie vers
le développement de modèles cohérents et fondés sur des codes dits « premier principe », c'est-à-dire
s’appuyant sur des équations de conservation. Les résultats de cet effort ont démontré que, bien que la
turbulence à petite échelle domine largement le transport dans le plasma de bord, l’existence de
structures de grande échelle est également un des points clés dans le transport de particules et de
puissance. Non seulement elles génèrent des flux à l'échelle de la machine qui sont susceptibles
d'expliquer les asymétries de charge thermique, de dépôt d'impuretés et de seuil de détachement, mais
aussi leur interaction non linéaire avec la turbulence peut localement changer les propriétés de transport.
Une bonne description de cette interaction complexe est nécessaire afin de comprendre les observations
actuelles et de les extrapoler pour les machines futures. L’objectif du stage est d’analyser la génération
des écoulements de grande échelle et leur impact sur la turbulence à l’aide d’un code 2D de turbulence
développé à l’IRFM.
L’IRFM a développé un code 2D de turbulence pour le plasma de bord des tokamaks (réacteurs
expérimentaux pour la fusion), TOKAM-2D, dont les résultats sont en excellent accord qualitatif avec les
observations expérimentales. Après une période de formation à l’utilisation du code, le stage consistera à
utiliser le code et à en exploiter les sorties pour comprendre, via la confrontation à des modèles simples,
la dynamique des écoulements de grande échelle et leur interaction avec la turbulence.
Domaine de spécialité, compétences : niveau ingénieur ou master, des connaissances en physique des
plasmas et en méthodes numériques sont souhaitable
CEA/CADARACHE
Patrick TAMAIN
téléphone : 04 42 25 26 16
secrétariat : 04 42 25 63 40
Niveau du stage : MASTER / INGENIEUR
sujet du stage :
Titre : Modélisation numérique des mesures de flux par sonde mobile dans le plasma de bord des
tokamaks
Contexte et objectifs : L’un des enjeux les plus cruciaux des recherches sur la fusion contrôlée par
confinement magnétique est celui de la compréhension des mécanismes conduisant aux pertes de
particules et d’énergie dans le bord du plasma. Il est aujourd’hui généralement reconnu que la très grande
majorité de ces pertes est liée à des processus turbulents. Afin de valider et contraindre les modèles
proposés pour décrire la physique en jeu, il est indispensable de disposer de données expérimentales
fiables. Le principal diagnostic utilisé pour mesure le transport turbulent dans le plasma de bord est les
sondes mobiles, qui comportent plusieurs électrodes montées sur des dispositifs hydrauliques permettant
des les insérer rapidement dans le plasma pour mesurer les fluctuations locales de densité et/ou potentiel
électrostatique. L’interprétation de ces données pour remonter au flux de particules est cependant sujette
à caution car elle s’appuie sur des hypothèses difficilement vérifiables. Il est pour cette raison utile de
prendre le problème à l’envers et d’étudier la validité des mesures de sonde sur la base de modèles
numériques simulant les signaux que mesureraient les sondes dans telles ou telles conditions. On parle de
diagnostic synthétique. L’objectif du stage est de mettre en place un tel diagnostic synthétique dans des
simulations de turbulence afin d’étudier la fiabilité des mesures de flux par les sondes. L’influence de la
géométrie de la sonde ainsi que celle des propriétés de la turbulence plasma seront particulièrement
analysées.
L’IRFM a développé un code 2D de turbulence pour le plasma de bord des tokamaks (réacteurs
expérimentaux pour la fusion), TOKAM-2D, dont les résultats sont en excellent accord qualitatif avec les
observations expérimentales. Après une période de formation à l’utilisation du code et à l’analyse de ses
sorties, le stage consistera à utiliser le code et à en analyser les sorties pour prédire le comportement
d’une sonde dans différents plasmas.
Domaine de spécialité, compétences : niveau ingénieur ou master, des connaissances en physique des
plasmas et en méthodes numériques sont souhaitable
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 76 80
Alexandre TORRE
secrétariat : 04 42 25 42 95
sujet du stage :
Titre : Amélioration d'un code de calcul électrique pour la modélisation de câbles supraconducteurs
Les conducteurs qui sont utilisés dans les récents projets de fusion pour créer un champ magnétique
intense sont constitués de matériaux supraconducteurs. Certains de ces conducteurs (Les Câbles en
Conduit) sont constitués de plusieurs torsades de brins supraconducteurs élémentaires, eux-mêmes
structurés à partir de filaments. En raison des différentes inhomogénéités pouvant apparaître au cours de
l'opération (champs magnétique, température, déformation...), la répartition du courant dans ces
conducteurs est très difficile à prévoir. C'est pourquoi, le CEA a développé un code de modélisation
électrique des câbles supraconducteurs: CARMEN. Ce code est basé sur la théorie des réseaux, et permet
le calcul (en régime permanent) des courants dans tous les éléments du réseau.
Au cours de ce stage, le stagiaire devra se familiariser avec les propriétés électriques (et mécaniques) des
supraconducteurs, ainsi qu'à l'utilisation du code CARMEN. Il aura ensuite en charge l'amélioration et
l'optimisation de ce code dans le but de réduire le temps de calcul et d'augmenter les capacités de
modélisation du code (et donc la précision des résultats).
Une évolution du code vers une modélisation des événements transitoires est aussi envisagée.
Domaine de spécialité, compétences : Informatique, Physique, Électrotechnique
CEA/CADARACHE
Yves BURAVAND
téléphone : 04 42 25 23.42
secrétariat : 04 42 25 62.25
Durée du stage : > 3 mois
sujet du stage :
Titre : De Matlab vers Python
La grande majorité des personnels de l'IRFM (physiciens, exploitants, pilotes,..), utilisent Matlab
(http://www.mathworks.com) et ses « toolboxes » comme outil de calcul, dépouillement et visualisation
des diverses données. Le nombre de licences Matlab disponibles à l’IRFM étant limité, il apparaît
judicieux d’envisager la possibilité d’utiliser Python et des bibliothèques supplémentaires (open source)
en remplacement de Matlab.
L’objectif du stage est donc de faire un point sur la possibilité de remplacer Matlab et sa toolbox Signal
par Python, de faire un point sur différentes fonctions et toolboxes Matlab communes à l’IRFM et de
proposer une méthode, des outils de portage de Matlab vers Python.
Plusieurs étapes sont nécessaires :
- installation et prise en main des logiciels nécessaires sous Windows et Linux,
- évaluation des possibilités de Python+bibliothèques en remplacement de Matlab, comparaison,
- point sur les toolboxes et fonctions Matlab communes utilisées à l’IRFM,
- définir une méthode et concevoir des outils de portage des programmes Matlab vers Python,
- Réaliser les documentations nécessaires.
Domaine de spécialité, compétences : Langages : Python, Matlab
Systèmes d’exploitation : Linux, Windows.
CEA/CADARACHE
téléphone
: 04 42 25 49 80
Michel CHANTANT
secrétariat : 04 42 25 62 25
Équipe de Recherche : IRFM/STEP/GARV
Niveau du stage : DUT 2EME ANNEE
Durée du stage : environ 2 mois
sujet du stage :
Titre : Développement d’un pré-processeur pour l’entrée des données du programme CATSYS
Contexte et objectifs : Un programme de simulation en 1D du comportement thermo-hydraulique d’un
procédé thermique a été développé sous matlab (CATSYS) dans notre équipe. Un procédé est composé
de boucles de refroidissement qui échangent des puissances thermiques via des échangeurs de chaleur.
Chaque boucle est constituée de composants (éléments de tuyauteries, échangeurs, pompes, autres…).
Pour effectuer une simulation, il faut fournir au programme une description géométrique des
composants et les connexions qui existent entre eux. Pour augmenter les capacités du programme pour
réaliser des calculs hydrauliques et pour permettre son utilisation par des non-spécialistes de matlab, il
est nécessaire de réaliser un pré-processeur convivial pour entrer les données géométriques et
dimensionnelles des installations.
Dans un premier temps, le stagiaire prendra en charge le programme CATSYS (Analyse de la
documentation, cas tests) pour comprendre le besoin. Il effectuera ensuite une recherche d’éventuels
outils logiciels (freewares) permettant de construire le maillage et les connexions entre les composants.
Suivant, les résultats de cette recherche, soit il créera une interface entre ce logiciel et CATSYS
(matlab), soit il développera un logiciel pour construire le fichier des données d’entrée. Cette interface
devra être la plus conviviale et polyvalente possible.
Il validera ensuite l’outil et rédigera le notice d’utilisation.
Domaine de spécialité, compétences : DUT Informatique, 2ème année, Matlab, interface graphique,
maillage, Préprocesseur d’entrée des données, programmation objets.
CEA/CADARACHE
e-mail : Elise.delchambre@ @cea.fr
téléphone
: 04 42 25 39 23
DELCHAMBRE-DEMONCHEAUX ELISE
secrétariat : 04 42 25 65 44
Équipe de Recherche : IRFM/SIPP/GCECFP
Niveau du stage : MASTER INGENIEUR DUT
Durée du stage : Inférieur à 3 mois
sujet du stage :
Titre : Caractérisation de la réflectivité bi-directionnelle (BRDF) en fonction de l'état de surface
d'échantillons de tungstène testés à haut flux.
Dans le but de fournir un système de sécurité fiable pour l'opération d'un tokamak et afin de
pouvoir estimer les puissances déposées sur les composants face aux plasma, la précision sur
la mesure de la température de surface est indispensable. En pyrométrie optique classique,
l'obstacle majeur pour déterminer la température de surface en environnement sévère, tel que
dans ITER, sont la faible et variable émissivité des surfaces métalliques (tungstène, béryllium).
dans ce cas le signal mesuré par les détecteurs est perturbé de façon significative par les
réflexions parasites. Une méthode capable de déterminer simultanément la température
absolue et l'émissivité a été développée au laboratoire PROMES (CNRS). Cette méthode,
appelée pyroréflectométrie bicolore, permet de contrôler en direct l'évolution de l'émissivité et
de la température de surface. Cette technique suppose que la fonction de distribution de la
réflectivité bi-directionnelle (BRDF) est homothétique pour les deux longueurs d'onde de
mesure. Dans le cadre d'une application tokamak, il est important de vérifier cette hypothèse
en particulier sur des composants soumis à de fort flux de chaleur pouvant dégrader fortement
l'état de surface. L'objectif du stage est de caractériser les modifications spectrales des
propriétés radiatives des matériaux en fonction de l'état de surface. Ce travail sera fait dans le
cadre d'un projet collaboratif avec le laboratoire PIIM (Marseille), le laboratoire IUSTI
(Marseille), le laboratoire PROMES (Odeillo) et l'Ecole des mines d'Albi. Le candidat devra se
familiariser avec différentes techniques de caractérisation de surface.
Domaine de spécialité, compétences : Matériaux, Microscopie Electronique, Optique,
thermique
CEA/CADARACHE
e-mail : Elise.delchambre@ @cea.fr
téléphone
: 04 42 25 39 23
DELCHAMBRE-DEMONCHEAUX ELISE
secrétariat : 04 42 25 65 44
Équipe de Recherche : IRFM/SIPP/GCECFP
Niveau du stage : MASTER INGENIEUR DUT
Durée du stage : Inférieur à 3 mois
sujet du stage :
Titre : Développement d'un logiciel pour le développement de la pyroréflectométrie 2D tricolore
adaptée à un environnement fortement réflectif..
Une méthode capable de déterminer simultanément la température absolue et l'émissivité a été
développée au laboratoire PROMES (CNRS). La méthode, appelée pyroréflectométrie
bicolore, permet actuellement de contrôler en direct l'évolution de l'émissivité et de déterminer
la température d'une cible métallique de 500°C à 30 00°C. Cependant si cette technique a été
validé dans des environnements faiblement réflectifs, ses performances n'ont jamais été testé
en environnement fortement réflectifs comme ce sera la cas dans ITER avec l'utilisation de
matériaux d'émissivité faible (tungstène, béryllium). Des simulations montrent que l'introduction
d'une troisième longueur d'onde de mesure, associée à un nouveau traitement des données,
pourraient théoriquement permettre de s'affranchir des réflexions parasites par la résolution
d'un système d'équations non linéaires. Le développement de la pyroréflectométrie tricolore fait
actuellement l'objet d'un montage expérimental avec l'utilisation de diodes lasers. L'extension
de la méthode actuellement ponctuel à une mesure 2D est aussi en cours par l'utilisation de
caméras proche infrarouge. L'objectif du stage est de développer un logiciel d'acquisition et de
traitement des données intégrant un module de traitement en temps réel basé sur la méthode
pyroréflectométrique. Un effort particulier devra être fait sur le choix d'un algorithme de
résolution du système d'équations non linéaires. Le candidat devra avoir des compétences en
programmation et en calcul numérique. Des compétences en électronique seront souhaitées
ainsi qu'un investissement sur l'approche expérimentale.
Domaine de spécialité, compétences : Analyse numérique
CEA/CADARACHE
P.FEJOZ
téléphone : 04 42 25 24 58
secrétariat : 04 42 25 42 95
Durée du stage : > 4mois
Sujet du stage :
Titre : Prototypage d'une plateforme de contrôle et d'acquisition avec EPICS
des plasmas performants de longues durées (http://www-fusion-magnetique.cea.fr/).
La plateforme EPICS a été choisie par le projet ITER pour être le SCADA (supervisory control and data
acquisition) du futur système de contrôle et d’acquisition. EPICS est un Framework open source qui
fournit les outils, les librairies permettant de développer un système de contrôle distribué et temps réel.
L’objectif de ce stage est de mettre en place un démonstrateur permettant d’évaluer les problématiques et
l’effort nécessaire pour intégrer la chaîne de contrôle et d’acquisition de données d’un Tokamak dans ce
Framework.
- Une première étape sera de comprendre les spécificités du contrôle et de l’acquisition de données
sur un Tokamak, en étudiant en détail l’architecture mise en place à Tore Supra.
- Une seconde étape sera de s’intéresser à la plateforme EPICS et aux modalités de mise en œuvre
de cette plateforme, afin d’installer le démonstrateur
- Et enfin la dernière étape sera de prototyper un cas test concret et simplifié du contrôlecommande et de l’acquisition de données d’un tokamak.
Le livrable final du stage sera un document de synthèse présentant les problèmes rencontrées, les
solutions mises en œuvre dans ce démonstrateur, et fournissant une analyse comparative de cette
plateforme avec le système opérationnel sur Tore Supra. L’étudiant aura en charge le projet dans sa
globalité, de l’analyse préalable, jusqu’à la réalisation et la synthèse.
Domaine de spécialité, compétences : Une bonne capacité d’organisation, une connaissance des
architectures de contrôle et d’acquisition de données, ainsi qu’une maîtrise de l’anglais seront nécessaire.
Prolongement possible thèse : NON (supprimer la mention inutile)
CEA/CADARACHE
Christel Fenzi
téléphone : 04 42 25 61 16
secrétariat : 04 42 25 62 22
Équipe de Recherche : SCCP/GSEM
Niveau du stage : MASTER 1, 2ième année école d’ingénieur (par ex. Sup Optique)
sujet du stage :
Titre : Evaluation analytique de la dispersion non linéaire d’un spectromètre
L’analyse du rayonnement émis par les différentes espèces ioniques d’un plasma permet d'accéder à certaines
caractéristiques fondamentales, comme la température ionique, la vitesse de rotation du plasma ou encore la
densité de ces ions. La connaissance de ces paramètres est cruciale à la compréhension de la physique des
plasmas de fusion, et permet éventuellement de contrôler les performances du plasma. En général, de telles
mesures s’effectuent à partir de spectromètres opérant dans le domaine du visible, permettant d’analyser le
rayonnement provenant de l’interaction entre les ions du plasma et un faisceau de particules neutres injectées à
haute énergie. Sur le tokamak Tore Supra implanté au CEA-Cadarache, les performances photoniques du
système de mesure ont récemment été améliorées avec le développement d’un nouveau spectromètre à optiques
dioptriques dont les principales caractéristiques fonctionnelles sont les suivantes : F = 300mm, ouverture F/2.6,
largeur de fente variable (typiquement 50 – 150µm), hauteur de fente = 21mm, réseau holographique 2000t/mm
et de dimension 135mm×110mm×25mm, d ~13 Å /mm à 529nm, résolution spectrale = 0.035ÅRMS.
La configuration optique du système et les spécificités du détecteur CCD utilisé donnent accès à un domaine
spectral instantané de l’ordre de 200Å. Jusqu’ici, seule la partie centrale du détecteur était essentiellement
utilisée, avec une approximation suffisante de la dispersion à l’ordre 0. L’émergence de nouveaux projets de
recherche nécessitent aujourd’hui l’utilisation de la totalité de l’intervalle spectral accessible, avec l’observation
simultanée de différentes raies spectrales. L’objectif du stage proposé est donc la réalisation d’une cartographie
complète de la dispersion (non linéaire) sur la surface du détecteur, nécessaire à une analyse spectrale
rigoureuse.
- Définition et réalisation du protocole expérimental visant à réaliser la cartographie de la dispersion
(utilisation de différentes lampes spectrales, etc…)
- Formulation analytique de la dispersion du spectromètre
- Applications à des cas de spectres expérimentaux : « re-mapping » des spectres, évaluation de l’erreur
commise en approximant la dispersion à l’ordre 1 (dispersion linéaire) ou à l’ordre 0 (dispersion
constante).
Domaine de spécialité, compétences : optique, spectroscopie, programmation scientifique (matlab)
CEA/CADARACHE
INSTITUT DE RECHERCHE SUR LA FUSION MAGNETIQUE (IRFM)
téléphone : 04 42 25 44 00
Medhi FIRDAOUSS
secrétariat : 04 42 25 63 40
Équipe de Recherche : service intégration plasma paroi / groupe composants face au plasma
Niveau du stage : MASTER 2 / INGENIEUR 3EME ANNEE
Sujet du stage :
Titre : Développement d’un outil de visualisation scientifique 3D pour l’aide à l’analyse physique
d’images infrarouge dans un réacteur de fusion thermonucléaire (Tokamak)
Le tokamak Tore Supra installé à Cadarache (13) est un réacteur de fusion nucléaire par confinement magnétique.
Tore Supra est équipé de nombreux outils de mesure (caméras infrarouge et visible, spectromètres, sondes, etc.)
permettant de surveiller en temps-réel le plasma et de diagnostiquer son état ainsi que celui des Composants Face
au Plasma (CFPs) soumis à de forts flux de chaleurs (plusieurs MW/m²). La surveillance infrarouge, essentielle
pour la protection de la machine, consiste à détecter des échauffements anormaux dans la scène IR et à les
caractériser. Le travail d’interprétation repose essentiellement sur la connaissance sur les CFPs (ex. propriétés
optiques, état de surface) et sur les scénarios plasma (ex. équilibre magnétique). Afin de pouvoir synthétiser toute
l’information et la connaissance liée à la scène observée, une plate-forme logicielle d’analyse et d’interprétation de
scènes vidéo a été développée. Une étape essentielle est maintenant d’intégrer dans cette plate-forme un outil
capable de prendre en compte l’environnement 3D de la scène observée.
L’objectif de ce stage est donc de développer un outil de visualisation et de manipulation de géométrie 3D intégré
à la plate-forme d’analyse de scènes vidéo (C++/Python) et de développer les différentes fonctions nécessaires à
son exploitation (projection de l’image 2D sur la géométrie 3D, IHM). Le modèle géométrique du Tokamak,
couplé aux propriétés instrumentales de la camera IR (champ de vue, ligne de visée, résolution spatiale) et au
calcul de dépôt de flux de chaleur, permettra ainsi d’aider à l’interprétation physique des images obtenues avec le
système infrarouge de Tore Supra (7 caméras).
Le stage se déroulera au sein de l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion Magnétique) en interaction avec des
spécialistes en analyse d’images, en génie logiciel et en modélisation physique.
Le travail consistera à :
1. Prendre en main les outils logiciels existants (plate-forme d’analyse vidéo, outil de calcul de dépôt de flux
de chaleur (DFC).
2. Intégrer un module de visualisation et de manipulation 3D dans une plate-forme existante (C++/Python)
3. Proposer et implémenter une méthode d’intégration de l’outil de calcul de DFC dans la plateforme
d’analyse.
4. Evaluer la performance de l’outil développé sur des données simulées et expérimentales
Domaine de spécialité, compétences : informatique graphique 3D, programmation C++/Python, gout pour les
mathématiques et la physique appliquée, travail en équipe
Prolongement possible thèse : non
Contact : envoyer CV + lettre de motivation à [email protected] et [email protected]
COMMISSARIAT A L’ENERGIE ATOMIQUE
DRHRS / SCP
BUREAU DES STAGES DE LONGUE DUREE EN ENTREPRISE
LAURENCE LOURS / CEA Saclay
01.69.08.20.90
[email protected]
Formulaire
Fiche Stage 2-3 mois
http://www.cea.fr/ressources_humaines/stages_et_formation_en_alternance
Centre : Cadarache
Dépt/Service/Labo :
Pôle ou Direction : DSM
IRFM/STEP/GARV
Encadrement
Nom - Prénom de l’ingénieur responsable : GARGIULO Laurent
Tél :
04 42 25 46 84
Nom du chef de laboratoire : SAMAILLE Frank
SANCHEZ Stéphanie
Secrétariat :
Fax :
04 42 25 26 61
Tél. :
Tél. :
04 42 25 47 31
04 42 25 42 95
Titre du stage (visible sur internet)
Etude mécanique des interfaces entre un bras articulé et des diagnostics embarqués pour
intervention dans l’enceinte d’un tokamak
Sujet confié au stagiaire / objectifs du stage (à compléter si besoin est sur une feuille annexe)
L’exploitation d’ITER et des futurs réacteurs de fusion dépendra fortement de la robotisation des opérations
d’inspection et de maintenance. Dans ce contexte, le CEA a développé un bras robot poly-articulé pour l’intervention
télé-opérée dans l’enceinte à vide des tokamaks. Différents programmes de R&D sont initiés corollairement par le CEA
afin d’étudier et concevoir de nouveaux diagnostics et outils à embarquer pour l’opération robotisée.
Placé au sein du bureau d’étude du CEA-IRFM , le stagiaire réalisera les études CAO pour la définition des interfaces et
proposera des concepts pour leur réalisation. Il fournira les coûts associés.
Domaine de spécialité requis : (En page 2, cochez le domaine de classement du sujet pour le site internet)
Autres domaines de spécialités, mots clés :
Robotique et Technique du vide (non exigés)
Moyens informatiques mis en œuvre :
Langages :
Logiciels : ProEngineer, SolidWorks ou Catia
Autres moyens mis en œuvre (expériences, méthodes d’analyses, autres...)
Niveau souhaité :
Bac +4
Formation souhaitée :
Bac +5
Ingénieur
Stage pouvant se poursuivre en thèse :
autre : Bac +2
Master
OUI
Technicien
NON
Niveau d’habilitation requis (voir Remarques →)
Accès Sensible
Confidentiel Défense
Secret Défense
Accès sensible : correspond au minimum requis pour tous stagiaires

Sujet du stage - (paristech.institutoptique.fr) au

Transcription

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