Memoire Online - Production des ions négatifs en surface de graphite dans un plasma d'hydrogène et de deutérium

Le projet ITER a pour but de contrôler la fusion de noyaux d'hydrogène afin de produire de l'énergie. Un plasma chaud d'hydrogène est confiné magnétiquement au coeur de la machine de fusion (tokamak). Pour chauffer ce plasma on utilise des faisceaux d'hydrogène atomique H énergétiques produits à partir de faisceaux d'ions négatifs H- neutralisés. Le développement de sources d'ions négatifs est donc primordial pour la fusion. En plasma d'hydrogène, les ions négatifs H- sont produits en volume mais peuvent également être produits en surface. Ce phénomène a peu été étudié dans la communauté plasma c'est pourquoi nous nous y intéressons.

Afin d'augmenter la production des ions négatifs en surface, on dépose sur les surfaces du césium, en raison de sa propriété de réduire le travail de sortie. Il augmente le rendement de la production des ions négatifs en surface, mais le césium peut échapper à la source d'ions et polluer la décharge.

Notre étude concerne le graphite, un des plus prometteurs matériaux destinés à être utilisés comme matériaux de surface. Notre but est de comprendre le mécanisme de formation des ions négatifs sur cette surface par bombardement d'ions positifs du plasma.

A l'aide d'un spectromètre de masse (EQP 300) dans le réacteur helicon « PHISIS » et d'une sonde de langmuir, nous avons mesuré des distributions d'ions négatifs. Notre plasma est excité à basse énergie, en régime capacitif et inductif, avec deux gaz (D2 et H2), le deutérium est utilisé pour son effet isotopique.

Nous mesurons les fonctions de distributions résolues en énergie (IEDF en anglais) pour des ions négatifs H- et D-. Nous avons obtenus des spectres qui montrent la présence de plusieurs mécanismes de création, sur la surface à partir des neutres ou des ions positifs, et/ou dans le volume à partir de l'hydrogène.

MOTS CLES : Plasma, helicon, negative ions, mass spectrometer, argon, hydrogen, graphite, plasma-surface physics.

Ce travail a été effectué au laboratoire PIIM (Physique des Interactions et Ionisations Moléculaires), Equipe plasma-surface, je tiens à exprimer toute ma gratitude à Monsieur R. STAMP, directeur e tMonsieur J.M. LAYET, responsable équipe plasma surface, pour l'amabilité de son accueil et l'attention constante qu'il a porté à la progression de cette étude.

Que Monsieur BENDERDOUCHE N., qui a bien voulu accepter la présidence du jury de soutenance, trouve ici l'expression de ma reconnaissance.

J'exprime ma gratitude à Messieurs BELOUATHEK A. et BENOSTHMANE A., qui, malgré de lourdes charges ont accepté de juger ce travail.

C'est sous la direction de Mr. TERKI HASSAINE M., responsable au laboratoire LEOG (Laboratoire Electronique des Ondes Guidées) que j'ai réalisé cette étude et, qui a accepté d'être encadreur de ce travail, qu'il en soit remercié.

Je tiens à remercier plus particulièrement, M. CARRERE et G. CARTRY pour leurs aides précieuses tout au long de mon travail. Ils ont su répondre à la fois aux questions théoriques que nous nous posions et proposer des solutions aux problèmes expérimentaux. Notre collaboration, leurs encouragements et suggestions très constructifs, ont permis l'aboutissement de ce travail. Qu'ils veuillent bien trouver ici, le témoignage de mon amical gratitude. Je remercie encore Gill pour son aide à la rédaction de ce mémoire.

Que soit chaleureusement associé à ces remerciements, L. SHIESKO pour ses conseils et sa disponibilité tout au long de notre travail. Merci BENI.

Je n'oublie pas dans ces remerciement les autres membres de l'équipe : Sédrick, Patrick, Thierry ANGOT, Jean-Pierre LEGRE, Etienne, Joe et Jean-Bernard FAURE, qui ont contribué à la bonne ambiance de l'équipe. Merci à tous !

J'exprime aussi toute mon amitié à D. CHANDRA et S. FUTATANI, en souvenir de très bons moments passés ensemble.

Que tous ceux qui, par leur gentillesse et leur bonne humeur, ont contribué à créer une excellente ambiance de travail sachent combien elle m'a été agréable.

Ce mémoire n'aurait pu être réalisé sans le soutien moral du professeur S. BENKADDA,

Avant Propos	1

I. Introduction	3

I.1 La fission et la fusion	3
I.2 La fusion magnétique	4
I.3 Le projet ITER	6
I.3.1 Historique	6
I.3.2 Description du projet	7
I.3.3 Perspective	9
I.4 Problématique IDN	10
I.4.1 Le chauffage du plasma	10
I.4.2 Le chauffage par injection de neutre	10
I.5 Présentation du travail	11
I.5.1 Aspect historique	12
I.5.2 Travail actuel	12

II. Notions fondamentales sur les plasmas	14

II.1 Introduction	14
II.1.1 Définition	14
II.2 Comportement du plasma	15
II.3 Taux d'ionisation	16
II.4 Température électronique	17
II.5 Longueur de Debye	19
II.6 La gaine	20
II.7 Conclusion	22

III. Dispositif expérimental et diagnostics	23

III.1 Le réacteur Helicion Phisis:	23
III.1.1 Bref historique	23
III.1.2 Description du réacteur	24
III.2 DIAGNOSTICS UTILISES	28
III.2.1 Les sondes de Langmuir	28
III.2.2 La spectrométrie de masse	34

III.3 PARAMETRES EXPERIMENTAUX	37
III.3.1 Pompage de gaz et pression	37
III.3.2 Paramètres générateurs RF	38
III.3.3 Echantillon	38
III.4 CONCLUSION	38
IV. Mesures expérimentales	39

IV.1 INTRODUCTION	39
IV.2 ETUDE DES IONS POSITIFS	40
IV.2.1 Mécanisme de création des ions positifs	40
IV.2.2 Exemple et méthode d'acquisition des FDI	41
IV.2.3 Rôle de la pression sur la concentration des différents types ions	43
IV.2.4 Rôle de la puissance	48
IV.2.5 Tableau récapitulatif et conclusion	53
IV.3 PLASMAS MELANGE HELIUM - HYDROGENE	54
IV.3.1 Introduction	54
IV.3.2 Influence du pourcentage d'Hélium dans le mélange	55
IV.3.3 Conclusion	57
IV.4 PLASMAS MELANGE ARGON - HYDROGENE	57
IV.4.1 Introduction	57
IV.4.2 Influence du pourcentage d'argon dans le mélange	59
IV.4.3 Influence du réglage du spectromètre	61
IV.4.4 Le rôle de la puissance sur le pourcentage d'ions hydrogénoides	62
IV.4.5 Interprétation des résultats	64
IV.4.6 Conclusion	64
IV.5 ETUDE DES IONS NEGATIFS	65
IV.5.1 Introduction	65
IV.5.2 Transmission des ions négatifs dans le spectromètre	66
IV.5.3 Les fonctions de distribution des ions négatifs	68
IV.5.4 Interprétation	71
IV.5.5 Conclusion	77

V. Conclusion générale	78

Annexe	82

Bibliographie	90

Dans toutes les régions du monde, la consommation d'énergie est en constance progression. Cette augmentation est particulièrement forte dans les pays en voie de développement où la croissance économique est élevée et s'accélère. Elle pourrait atteindre en 2050, deux à trois fois la consommation actuelle. L'épuisement des combustibles fossiles (dont le pic de production se situerait autour de 2030-2050), et l'adaptation difficile des énergies renouvelables à une production d'énergie centralisée capable de subvenir aux besoins des régions ou des pays à forte densité de population rendent indispensable le développement de nouvelles énergies. Ce qui a conduit à l'utilisation de sources énergétiques pouvant fournir une importante densité énergétique : plus grande quantité d'énergie pour une masse de matière donnée.

Ces nouvelles formes d'énergie devront bien évidemment satisfaire des critères économiques mais aussi prendre en compte des exigences en termes d'environnement, de sûreté de fonctionnement, de disponibilité des ressources. Le nucléaire répond en partie à l'ensemble de ces exigences. Contrairement à la production d'électricité fondée sur la combustion du pétrole, du gaz ou du charbon, le nucléaire ne rejette ni gaz à effet de serre, ni polluant acide, ni poussières. A condition d'assurer une gestion des déchets radioactifs qui soit sûre, claire et rigoureuse.

La préparation du futur conduit donc à s'interroger sur la nature et le type de nouveaux réacteurs maîtrisant l'impact des installations nucléaires, surtout par un contrôle de la gestion des déchets radioactifs. La mise en oeuvre de la fusion thermonucléaire contrôlée pour la production d'énergie requiert encore considérablement d'effort.

Ces nouveaux défis seront relevés et mis en oeuvre par le projet de réacteur international ITER, dernière étape de recherche avant la construction d'un prototype industriel de réacteur à fusion thermonucléaire contrôlée.

Les recherches progressent de façon considérable ces dernières années dans tous les domaines, que cela soit au niveau de la physique, des matériaux, des technologies et sur l'image d'un réacteur électrogène de fusion du futur.

Différents acteurs répondent à ce souci, en s'efforçant d'atteindre une taille critique suffisante pour mener sur plusieurs installations expérimentales, dans des conditions de compétitivité optimales, les opérations d'envergure relatives au lancement de nouvelles générations de réacteurs. Ainsi par exemple, JET se consacre plutôt à la physique des plasmas performants sur des temps courts (quelques secondes). La machine Tore Supra, plus spécialisée sur la maîtrise des plasmas moins performants mais sur des durées beaucoup plus importantes (2 minutes et plus). Enfin ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), prochaine installation expérimentale, un pas supplémentaire sur la maîtrise de la combustion entretenue d'un plasma deutérium-tritium sur des temps longs.

Le projet ITER a pour but de contrôler la fusion de noyaux d'hydrogène afin de produire de l'énergie. Le laboratoire de Physique des Interactions Ioniques et Moléculaires (PIIM), dont la vocation est de développer des recherches fondamentales s'inscrit pleinement dans cet axe. Il doit être porteurs de concepts nouveaux, de maitriser des technologies fondamentales avancées, développer d'importantes modélisations, permettant un certain nombre d'investigations sur les propriétés de plasma chaud d'hydrogène (Interaction non linéaire, contrôle du chaos, transport non diffusif, sources d'ions négatifs...).

L'équipe Plasma-Surface du laboratoire PIIM a pour mission d'étudier les interactions des plasmas d'hydrogène avec les matériaux d'intérêt pour la fusion. En particulier elle s'intéresse à la production d'ions négatifs en surface en plasma d'hydrogène. Elle se doit de renforcer et d'étendre sa compréhension sur les mécanismes de formation des ions négatifs et les paramètres influençant leurs productions.

Les résultats exposés ici constituent une étape d'un long travail, à l'aide d'un réacteur plasma radio-fréquence (RF) de type hélicon, développé par le laboratoire, qui doit amener à mieux comprendre les problèmes de production de l'énergie par plasma chaud d'hydrogène, confiné magnétiquement au coeur de la machine de fusion (tokamak).

CHAPITRE I

Ce chapitre introduira la problématique du sujet, en précisant quelques notions sur la production d'électricité nucléaire, notamment le projet ITER.

La fission et la fusion sont deux processus différents ; elles n'ont guère autre chose en commun que de faire interagir des noyaux d'atomes. Deux grands types de réactions nucléaires faisant baisser la masse et libérant donc de l'énergie sont possibles :

? A partir de noyaux d'atomes très légers (exemple le deutérium et le tritium) pour construire des atomes plus lourds, c'est la fusion.

? A partir du noyau d'un atome suffisamment lourd (par exemple l'atome d'uranium) pour en faire des atomes plus légers, c'est la fission.

L'énergie nucléaire par fission est actuellement une importante source de production d'électricité sans émissions de carbone. Toutefois, ses aspects économiques actuels en font une option peu attrayante pour de nouvelles capacités de production sans émissions de carbone, face à des risques majeurs tels que : le risque d'explosion ; le problème du stockage et de l'élimination des déchets.

Ambitionnant de produire une énergie propre et sûre en recréant sur Terre les mécanismes à l'oeuvre au coeur des étoiles, le concept de la fusion par confinement magnétique, que des physiciens enthousiastes avaient imprudemment prédit pour l'an 2000, et avaient ainsi fortement sous-estimé les difficultés que la nature mettrait sur leur chemin.

Il est largement temps de mettre en oeuvre aussi vite que possible, toutes les connaissances acquises afin de finaliser ce projet, dont le développement doit demander encore une cinquantaine d'années. Certains experts affirment qu'à ce rythme, il pourra difficilement donner lieu à une production significative d'électricité au plan mondial avant la fin du siècle.

Pour obtenir une réaction de fusion, il faut rapprocher suffisamment deux noyaux qui, puisqu'ils sont tous deux chargés positivement, se repoussent. Une certaine énergie est donc indispensable pour franchir cette barrière et arriver dans la zone, très proche du noyau, où se manifestent les forces nucléaires capables de l'emporter sur la répulsion électrostatique. La probabilité de passage de cette barrière peut être quantifiée par la "section efficace".

Fig. 1.2 Variation des sections efficaces en fonction de l'énergie d'interaction (keV)

Ce graphe nous montre que lorsque des noyaux légers se rencontrent de façon suffisamment violente, ils fusionnent et produisent la réaction de fusion. La plus plausible reste la réaction mettant en oeuvre le Deutérium et Tritium qui a la plus grande section efficace et c'est la seule envisagée. Car les réactions H/H ont des seuils énergétiques élevés, mais pour des raisons de facilité et de sécurité la plupart des études menées jusqu'à présent se font en H2 ou D2. Ils créent des noyaux un peu plus lourds (des noyaux d'Hélium aussi appelés " particules alpha ") et en libérant une quantité d'énergie considérable sous forme de particules rapides, Hélium et neutrons.

C'est sur cette réaction que se concentrent les recherches sur la fusion contrôlée `projet ITER'.

Ces réactions ne sont pas des réactions de combustion (pas de production de CO2 associée), ni des réactions nucléaires de fission (pas d'utilisation de produits d'éléments radioactifs de longue période). Ce sont ces deux points qui permettent de qualifier cette énergie de "propre". La domestiquer serait, si on y parvient, une alternative considérable à nos sources actuelles d'énergie non renouvelables.

Pour déclencher et entretenir les réactions de fusion, il faut des conditions de température et de pressions extraordinaires. A de telles situations, les électrons se sont détachés complètement du noyau ; on dit que l'atome s'ionise et l'on entre alors, dans le quatrième état de la matière, l'état de plasma.

Celles-ci sont naturellement remplies au coeur des étoiles, les particules étant comprimées très fortement les unes contre les autres par la pesanteur qui y règne. Sur Terre, nous n'avons pas cette facilité, et il faut déployer des efforts considérables pour créer les conditions favorables à la fusion.

Lorsque l'on chauffe le plasma que constituent les particules légères, celui-ci tend naturellement à se dilater, ce qui s'oppose à l'augmentation de pression recherchée. Pour empêcher cette dilatation et parvenir à la fusion, il faut donc être capable de confiner le plasma au centre de la machine pendant une durée suffisamment longue.

La pesanteur des étoiles est ici remplacée par un champ magnétique extrêmement fort qui s'oppose, malgré la forte température, à l'expansion du plasma. En piégeant les particules, ce champ magnétique évite au plasma de se dilater jusqu'au contact des parois physiques de la machine : si cela arrivait, le plasma serait en effet refroidi et pollué, ce qui aurait pour conséquence immédiate d'arrêter les réactions de fusion.

Mais force est de reconnaître qu'au stade actuel de nos connaissances, si la majorité des phénomènes limitant la durée du confinement dans les machines existantes sont connus, plusieurs inconnues demeurent, comme :

? L'extrapolation de ce qu'on sait pour les " petites " machines actuelles aux tailles des futurs réacteurs opérationnels (mais on attend là peu de surprises car le changement d'échelle est moins important que celui qu'on a connu lors de la construction des machines actuelles);

? L'étude du comportement d'une machine où le chauffage est principalement créé par la réaction de fusion et non pas injecté de l'extérieur.

Grâce aux résultats remarquables obtenus ces dernières années, la communauté des chercheurs et ingénieurs impliqués dans les études sur la fusion contrôlée magnétique est maintenant prête à effectuer un pas supplémentaire : Démontrer, par un choix d'une « grande » machine pour la fusion magnétique, la maîtrise de la combustion entretenue d'un plasma deutérium-tritium sur des temps longs. La recherche dans les machines actuelles de taille modeste a rempli son office et elle touche maintenant au but.

Toutes les expériences réalisées jusqu'ici, appuyées par les simulations, montrent que les réacteurs devront avoir environ une taille optimale pour produire l'électricité de façon efficace (augmenter le rapport volume/ surface du plasma confiné et limiter les pertes).

Il s'agit maintenant de construire une machine de recherche afin de comprendre et de régler les différents problèmes avant de passer au stade opérationnel, tels que : la maîtrise des réactions de fusion proprement dites, la production des éléments devant fusionner, la tenue des matériaux des enceintes de confinement. C'est l'objectif principal d'ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), la prochaine installation expérimentale, qui aura à peu près la taille de ces futures machines, et doit constituer une étape que ses acteurs espèrent déterminante dans le programme déjà engagé vers la " fusion magnétique " et permettre de répondre à ces questions fondamentales.

Le projet est né en Novembre 1985, l'Union Soviétique propose de construire la prochaine génération de tokamak sur la base d'une collaboration intégrant les trois autres partenaires majeurs du programme fusion (les Etats-Unis, l'Europe et le Japon).

Un tokamak est une chambre de confinement magnétique inventé au début des années 1950 par les Russes Igor Tamm et Andreï Sakharov. Elle est destinée à contrôler un plasma pour étudier la possibilité de la production d'énergie par fusion nucléaire. Ce terme vient du russe « toroidal'naja kamera magnetnymi katushkami », en français : chambre toroïdale avec bobines magnétiques.

Il s'agit d'une technologie de recherche expérimentale. L'objectif à long terme est de produire de l'électricité en récupérant la chaleur qui serait produite par la réaction de fusion nucléaire.

La première phase d'études et d'ingénierie d'ITER démarre en avril 1988 et s'achève en décembre 1990. La phase suivante ou phase de coordination des activités techniques est achevé fin 2002. Elle a pour objectif de préparer les procédures nécessaires pour la construction et l'exploitation en commun d'ITER et du choix du site porté sur Cadarache.

La phase de construction d'une durée de 8 à 10 ans a débuté en 2005 et les premiers plasmas d'ITER sont envisagés en 2015. La phase d'exploitation devrait durer un minimum de 20 ans.

Le tableau ci-dessous décrit les principaux paramètres du projet, par comparaison aux autres machines :

Paramètres	Tore Supra	JET	ITER
Grand rayon du plasma (m)	2.25	3	6.21
Petit rayon du plasma (m)	0.7	1.25	2.0
Volume du plasma (m3)	25	155	837
Courant plasma (MA)	1.7	5-7	15
Champ magnétique (T)	4.5	3.4	5.3
Durée des impulsions (s)	120 s	10	> 300 s
Type de Plasma	D-D	D-D / D-T	D-T
Puissance thermonucléaire (Pth)	~ kW	50kW/ 10MW	500 MW
Q = Pth / puissance de chauffage	~ 0	~1	>10
Puissance neutronique au bord	20 W/m²	60 kW/m²	0.57 MW/m²

L'évolution au cours du temps de la taille des machines (coupe du plasma) de type Tokamak est indiquée sur la figure ci-dessous.

ITER sera un Tokamak supraconducteur de taille sans précédent. L'utilisation d'aimants supraconducteurs permet l'accès aux décharges de longue durée.

En parallèle avec l'aspect recherche fondamentale bien balisé dont on vient de parler, ITER sera également, et même surtout, une machine de développement technologique. Il reste en effet à résoudre plusieurs problèmes technologiques, concernant les bobines supraconductrices qui créent le champ magnétique confinant le plasma, la maintenance robotisée et les matériaux.

Le revêtement de la " première paroi " sera soumis à un flux de chaleur comparable à celui au niveau de la surface du soleil. L'acier de la structure doit être adapté au flux de neutrons, c'est-à-dire être à " basse activation ", pour que la radioactivité secondaire induite par les collisions sur cette paroi soit de courte période, pour ne pas perdre l'avantage de la non production directe de déchets radioactifs.

Le choix des matériaux de paroi adapté au flux de neutrons et sans effet secondaire de productions radioactifs de courte période demeure l'objet essentiel des recherches technologiques engagées. Actuellement, pour les parties qui reçoivent les plus gros flux de chaleur et de particule, on utilise pour ces excellentes propriétés thermiques et mécaniques, du carbone sous forme de fibres graphitiques. C'est aussi un matériau à faible Z qui n'entraîne pas une forte perte énergétique par rayonnement lorsqu'il pollue le plasma.

* Les produits d'érosion forment des molécules d'hydrocarbures (CxHy) qui vont se déposer dans des zones non soumises au flux de particules. Dans le cas de l'hydrogène ça n'est pas grave mais dans le cas du tritium c'est rédhibitoire. En effet le tritium est radioactif et on ne peut pas se permettre d'en perdre dans la machine.

* Le carbone érodé forme aussi des poussières (grosses chaines carbonées contenant de l'hydrogène) qui pourrait exploser en cas d'entrée d'air dans la machine.

Tous ces sujets sont des axes de recherche, l'érosion par exemple est un des points d'études de l'équipe Plasma Surface du laboratoire PIIM.

Quelle que soit la façon dont on a créé le plasma à l'intérieur d'une structure de confinement, il n'a jamais d'emblée la température requise pour les réactions de fusion. Trois méthodes sont possibles pour chauffer un plasma :

? le courant circulant dans le plasma sert également à chauffer le plasma par effet Joule. Ce dernier reste efficace jusqu'à une température de l'ordre de 10 millions de degrés. Au delà, la résistivité du plasma devient trop faible et l'efficacité de cette méthode décroît.

? le plasma peut absorber l'énergie d'ondes électromagnétiques aux fréquences caractéristiques du milieu. Ce chauffage par ondes électromagnétiques est transmis au plasma par des antennes qui tapissent une partie de l'enceinte de confinement. Le choix de la fréquence permet de définir l'espèce de particules (ions ou électrons) qui sera chauffée et la région où se fera l'absorption de l'onde et donc le chauffage.

? le chauffage par injection de neutres consiste à créer et accélérer un faisceau d'ions, en dehors de la machine de confinement. Ce faisceau est ensuite neutralisé avant de pénétrer dans le plasma où les particules sont ionisées et confinées par le champ magnétique. Les collisions redistribuent l'énergie et la température du plasma augmente.

Dans le cas du tokamak ITER, le plasma est chauffé par injection de neutres IDN (les anglo-saxons disent NBI : Neutral Beam Injection), qui reste actuellement la méthode préférée pour le chauffage des tokamaks, Pour cela :

1. il faut une source de neutre qui est généralement un plasma froid, situé en dehors du tokamak, et dans lequel des ions négatifs sont crées en volume et/ou en surface [1] :

Généralement, afin d'augmenter la production des ions négatifs en surface, on dépose sur les surfaces du césium [2,3]. En effet, en raison de sa propriété de réduire le travail de sortie, le césium permet ainsi d'encourager et d'augmenter le rendement de la production des ions négatifs en surface. Toutefois, le césium peut échapper à la source d'ions et polluer la décharge et contaminer l'accélérateur d'injection du faisceau de neutre.

Un important effort de recherche est actuellement entrepris pour développer une source de production d'ions négatifs sans césium. Le graphite est un des plus prometteurs matériaux destinés à être utilisés comme matériaux de surface. En effet, il peut être source de production d'ions négatifs par bombardement d'ions positifs H+ [4,5,6]

D'où l'importance d'un travail de recherche en amont qui consiste à produire des ions négatifs, dans un environnement plasma d'hydrogène, en surface d'un matériau échantillon en graphite à source sans césium. Cette étude est une des préoccupations majeures de l'équipe plasma-surface du laboratoire PIIM.

Le développement de sources d'ions négatifs est donc primordial pour la fusion, les phénomènes de production des ions en surface sont peu étudiés dans la communauté plasma c'est pourquoi nous nous y intéressons.

Les observations de ces ions négatifs induits par faisceaux d'ions positifs sont assez nombreuses. Elles ont été commencées durant une même période par M. Maazouz et al. [7] et P. Wurz et al. [8].

Le premier a montré une conversion de 1 à 6% du faisceau d'ions d'hydrogène en ions négatifs et ce, pour une énergie de 1keV et 4 keV, en fonction de l'angle d'incidence avec la surface. Dans [8] P. Wurz et al. confirme l'observation d'un pourcentage de conversion de 5,5% pour l'hydrogène et de 29% pour la conversion d'oxygène.

Afin d'améliorer la densité du rayonnement des neutres, Kraus [9] a ajouté une petite quantité d'argon (20%) à la chambre de l'hydrogène : Une amélioration de plus de 30% dans la production d'ions négatifs a été observée.

Hopkins [10] a confirmé l'effet d'argon sur la production des ions négatifs, mais en appliquant un potentiel RF à la grille d'extraction (2 à 10 kHz), il a pu obtenir une augmentation conséquente, multiplié par un facteur 4 sur les précédents résultats.

Des travaux des mesures des ions négatifs dans différents types de plasma à basse pression ont été également faits. On citera Stoffels [11], Kono [12] et Wada [13].

Sur la formation des ions négatifs en surface sans césium dans un plasma, très peu d'études [14,15,16] ont été élaborés. Des résultats différents sont donnés parce qu'au niveau de la paroi du plasma, l'énergie des particules ioniques à trajectoire perpendiculaire à la surface varient de quelques eV à une centaine eV et, également pour cause de synergie qui peut avoir lieu entre les ions et les neutres.

Ici, le plasma sera obtenu à partir d'un réacteur Hélicon classique, à basse puissance RF injectée, dans un régime capacitif

Le chapitre III donnera une description détaillée du réacteur Phisis, réacteur de type Hélicon de l'équipe Plasma-Surface. Dans le but d'effectuer des mesures sur les ions, il est indispensable de connaître précisément le plasma, et donc de mesurer certains paramètres importants, tels que la densité, la température électronique et le potentiel plasma. Ces données seront obtenues par des sondes de Langmuir décrites dans ce même chapitre.

Le deuxième diagnostic, dont nous disposons sur le réacteur Phisis, est un spectromètre de masse doté d'un secteur d'analyse en énergie (Hiden EQP 300). Cet outil peut fournir une

quantité importante d'informations sur les constituants du plasma, à savoir les espèces neutres (atomes, molécules, radicaux) et les ions, positifs ou négatifs.

Avant d'entamer cette partie descriptive de l'expérience, il nous a paru nécessaire de préciser en chapitre II, quelques notions fondamentales sur la physique des plasmas et, définir des caractéristiques importantes comme la température électronique, la longueur de Debye.

Dans le but de ne pas alourdir ce chapitre, la partie théorique sur les différents modes de couplage, phénomènes de transition de la puissance au plasma, a été renvoyée en annexe du document. Les trois régimes distincts (capacitif à basse puissance, appelé mode E, inductif pour des puissances plus élevées, appelé mode H et régime hélicon, pour des fortes puissances, appelé mode W) seront étudiés.

Le chapitre IV analyse la génération des ions négatifs en surface, en plasma d'hydrogène et du deutérium. Notre but est de comprendre le mécanisme de formation des ions négatifs sur une surface de graphite HOPG sans césium, en plasma d'hydrogène et de deutérium et d'essayer de donner une interprétation de la fonction de distribution ionique (IEDF) en corrélation avec les ions positifs présents dans le plasma. Nous commençons donc ce chapitre par une étude des ions positifs. La seconde partie est consacrée aux ions négatifs et à leur IEDF.