Les composants du Diagnostic First Wall (DFW), dans le tokamak ITER, sont des éléments de structure destinés à porter des appareils de diagnostic du plasma et les panneaux de protection de la chambre à vide. Constitués en acier 316L, ces composants sont soumis à des cycles de flux de chaleur et d’atomes (notamment le tritium, isotope radioactif de l’hydrogène). Ces atomes diffusent dans la structure et sont piégés par les défauts du matériau (lacunes, dislocations, ...). L’estimation de la quantité de tritium contenu dans le DFW en fonction des cycles de chargement est nécessaire pour des questions de sûreté et de tenue des composants (fragilisation). En particulier, la profondeur de diffusion des isotopes d’hydrogène doit être calculée afin de remonter aux valeurs des flux de perméation dans les circuits de refroidissement. La plupart des codes numériques dédiés au transport d’hydrogène dans les matériaux de structure, dans un contexte de fusion, prennent en compte l’influence des champs thermiques mais n’incluent pas l’effet des champs mécaniques. Afin d’estimer l’impact de ces derniers (plasticité, contrainte, dilatation) sur la rétention de l’hydrogène dans le DFW, des calculs sont réalisés avec le code Abaqus Ces calculs éléments finis permettent de coupler au sein d’une même itération la résolution transitoire de l’équation de la chaleur, la diffusion assisté par la pression hydrostatique et la diffusion et le piégeage transitoire d’hydrogène tout en prenant en compte les pièges créés par déformation plastique. L’impact de chaque terme sur la création des pièges, la diffusion de l’hydrogène, et le développement de la plasticité, sont évalués en fonction des hypothèses de modélisation (contraintes planes...) et en fonction du nombre des cycles de chargement.