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« WEST » : différence entre les versions
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|NomStructure=WEST | |NomStructure=WEST | ||
|NomStructureAlternatif=W(Tungsten) Environment for Steady-state Tokamaks | |NomStructureAlternatif=W(Tungsten) Environment for Steady-state Tokamaks | ||
|Url= | |Url=https://irfm.cea.fr/en/west/ | ||
|Tutelle=CEA | |Tutelle=CEA | ||
|InfrastructureNationale=IR | |InfrastructureNationale=IR | ||
|TypeInfrastucture=Monosite | |TypeInfrastucture=Monosite | ||
|Localisation=Saint Paul | |Localisation=Saint-Paul-lès-Durance | ||
|CoordonneeGeographique=43.70338, 5.76364 | |CoordonneeGeographique=43.70338, 5.76364 | ||
}} | }} | ||
{{DescriptionStructure | {{DescriptionStructure | ||
|Description=L’objectif de WEST (W(Tungsten) Environment for Steady-state Tokamaks) est la conception, la fabrication et l’industrialisation du divertor de tungstène du tokamak dans le cadre du projet ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) concernant le futur réacteur à fusion nucléaire de noyaux légers pour dégager de l'énergie et la récupérer pour produire de l'électricité. | |Description=L’objectif de '''WEST''' ('''W(Tungsten) Environment for Steady-state Tokamaks''') est la conception, la fabrication et l’industrialisation du '''divertor de tungstène du tokamak''' dans le cadre du '''projet ITER''' (International Thermonuclear Experimental Reactor) concernant le futur réacteur à fusion nucléaire de noyaux légers pour dégager de l'énergie et la récupérer pour produire de l'électricité. | ||
Le divertor de tungstène est le composant principal face au plasma thermonucléaire d'un tokamak. Il assure l'évacuation de la chaleur et de l’hélium lors de la réaction de fusion nucléaire soumis à un confinement magnétique. | Le divertor de tungstène est le composant principal face au plasma thermonucléaire d'un tokamak. Il assure l'évacuation de la chaleur et de l’hélium lors de la réaction de fusion nucléaire soumis à un confinement magnétique. | ||
Les plateformes de simulation et de modélisation de l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA, à Cadarache) sont utilisées pour la préparation, la conduite et l’interprétation des expériences lors de la conception du divertor de tungstène (comportement des matériaux soumis à ces conditions extrêmes de température, résistance au bombardement des particules énergétiques…) afin de mieux comprendre le comportement du plasma thermonucléaire. | Les plateformes de simulation et de modélisation de l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA, à Cadarache) sont utilisées pour la préparation, la conduite et l’interprétation des expériences lors de la conception du divertor de tungstène (comportement des matériaux soumis à ces conditions extrêmes de température, résistance au bombardement des particules énergétiques…) afin de mieux comprendre le comportement du plasma thermonucléaire. | ||
WEST est le nœud français dans le réseau européen [[Est le noeud français::EUROfusion]] et mondial [[Est le noeud français::ITER]] des infrastructures de fusion. | WEST est le nœud français dans le réseau européen [[Est le noeud français::EUROfusion]] et mondial [[Est le noeud français::ITER]] des infrastructures de fusion. | ||