Les réacteurs de fusion ou tokamaks, dont Iter en construction à Cadarache est la préfiguration, utiliseront comme combustibles le deutérium et le tritium, deux isotopes de l'hydrogène.

Le « plancher » (ou divertor) de ces tokamaks sera équipé de composants exposés au plasma et fortement sollicités thermiquement (10 MW/m² en continu). Ceux-ci recevront l'essentiel du flux de particules sortant du plasma constitué de deutérium, de tritium, d'hélium et d'impuretés. Les isotopes de l'hydrogène, en particulier le tritium, pénètreront ensuite au cœur du divertor (tungstène sur alliage de cuivre) et pourront y rester piégés ou bien encore diffuser jusqu'aux boucles de refroidissement à eau.

Pour des raisons de sûreté, il est crucial d'anticiper la quantité de tritium qui pourra être piégée dans les composants face au plasma, ainsi que celle qui diffusera jusqu'aux boucles à eau.

Des physiciens de l'IRFM ont mis au point une méthode permettant d'estimer la quantité totale de tritium piégée dans le divertor d'Iter.

Le comportement de l'hydrogène dans les composants face au plasma d'Iter (« monoblocks ») est décrit par le code Festim (Finite Element Simulation of Tritium In Materials) développé en collaboration avec Université Sorbonne Paris Nord. Le divertor peut être modélisé dans sa totalité à l'aide d'algorithmes d'optimisation, en variant différents paramètres (température de surface du monoblock ou flux de particules incident). Le modèle permet de s'assurer, pour différents scénarios de plasma, que la quantité de tritium dans les composants face au plasma restera inférieure aux limites imposées (750 g pour Iter).

Cet outil représente un atout majeur pour le futur suivi opérationnel des réacteurs tels qu'Iter et son successeur Demo.