Tesi sul tema "Fusion thermonucléaire par confinement magnétique"
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Dachicourt, Remi. "Contrôle du rayonnement dans les plasmas de fusion par confinement magnétique". Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4097.
Abstract (sommario):
La résolution d'un certain nombre de problèmes physiques est nécessaire au développement de réacteurs électrogènes utilisant la fusion thermonucléaire contrôlée. Le travail présenté ici traite du contrôle du rayonnement dans le cadre général de la tenue des matériaux aux flux de chaleur, ainsi que de l'opération d'un tokamak à forte densité. Ces deux points concernent plus particulièrement le futur réacteur de démonstration, appelé DEMO, pas intermédiaire entre ITER et un réacteur commercial. L'opération de DEMO sera contrainte par la nécessité de rayonner dans un large volume afin de limiter le dépôt de puissance localisé sur les plaques du divertor. Une grande fraction de rayonnement (80 à 90% de la puissance extraite) devra être obtenue tout en conservant un excellent confinement et une pollution réduite au cúur du plasma. Les études actuelles montrent que cette fraction de rayonnement est atteignable tout en limitant la contamination du plasma, mais l'amélioration des modèles de rayonnement est indispensable, tout comme les études concernant la compatibilité entre un bord fortement rayonnant et l'existence d'une barrière de transport permettant l'accès à un régime de confinement amélioré, le mode H. En parallèle, une forte densité (fraction de Greenwald supérieure à l'unité) est aussi indispensable pour atteindre la fraction de rayonnement désirée. De plus, la puissance fusion, et donc le bilan économique d'un réacteur est directement liée à la densité dans la zone de réaction, au centre du plasmaThe route presently envisaged towards the development of a commercial fusion power plant includes that a few remaining physics issues are solved. The present work addresses two of them: plasma radiation control, as a part of the more general power handling issue, and high density tokamak operation. These two issues will be most critical in the demonstration reactor, called DEMO, intermediate step between ITER and a future commercial reactor. For DEMO, the need to radiate a large fraction of the power so as to limit the peak power load on the divertor will be a key constraint. High confinement will have to be combined with high radiated power fraction, and the required level of plasma purity. A fractional radiated power, including bremsstrahlung radiation, of 80-90% of the total power loss will be required. Present studies suggest that this level of radiation could be achieved with acceptable levels of plasma contamination, but improvements are required in models of plasma radiation, and compatibility with the edge transport barrier of the H-mode has to be further assessed. Correlatively, high plasma density (typically with a Greenwald fraction above unity) is required, both because it allows efficient radiation of exhaust power to the reactor walls, and because the final cost of electricity is directly influenced by the achieved Greenwald value
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Geulin, Eléonore. "Contribution to the modeling of pellet injection : from the injector to ablation in the plasma". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2023. http://www.theses.fr/2023AIXM0066.
Abstract (sommario):
La méthode privilégiée d'alimentation des machines à fusion est l'utilisation de glaçons de D et/ou T injectés dans le plasma. Ils sont utilisés actuellement, mais les résultats ne sont pas extrapolables aux futures machines de plus grande taille où le design du système d'injection et la construction de scenarii seront surtout basés sur les simulations. II est donc important de combler les vides dans les modèles existants allant de la fabrication des glaçons au dépôt de matière dans le plasma. Deux manques apparaissent : la modélisation du transport du glaçon dans le tuyau d'injection et la validation du processus d'ablation. Ce travail vise à combler ces vides et comporte 3 parties.- Décrire la physique du dépôt de matière, puis l'état de l'art des principaux résultats et enfin la description des systèmes d'injection de glaçons prévus pour les prochaines machines.- Modéliser le transport du glaçon dans le tuyau d'injection. Les effets pris en compte dans le modèle sont la fragilisation de la glace lors des rebonds, l'augmentation de sa température et son érosion. Le modèle donne notamment le ralentissement et la perte de masse du glaçon au cours du trajet, ainsi que l'énergie élastique stockée lié à son intégrité au sortir du tube.- Contribuer à la validation du code d'ablation HPI2, en comparant ses prédictions aux données mesurées dans les nuages d'ablation. La méthode utilisée est un calcul de jeu de données synthétiques à partir des simulations et en les comparant aux mesures. Cette méthode a permis de valider les hypothèses et approximations du modèle d'ablation susmentionnéThe preferred method of fueling fusion device is the use of D and/or T pellets injected into the plasma. They are currently used, but the results cannot be extrapolated to future larger reactors where the design of the injection system and the construction of scenarios will be mainly based on simulations. It is therefore important to fill in the gaps in the existing models from the manufacture of pellets to the deposition of material in the plasma. Two lacks of knowledge appear: the modeling of the pellet transport in the injection pipe and the validation of the ablation process. This work aims to fill these gaps and consists of 3 parts.- Describe the physics of material deposition, then the state of the art of the main results and finally the description of the pellet injection systems planned for the next machines.- Model the transport of the pellet in the injection pipe. The effects taken into account in the model are the weakening of the ice during rebounds, the increase in its temperature and its erosion. The model gives in particular the slowing down and the loss of mass of the pellet during the journey, as well as the stored elastic energy linked to its integrity on leaving the tube.- Contribute to the validation of the HPI2 ablation code, by comparing its predictions to data measured in ablation clouds. The method used is a calculation of synthetic data sets from simulations and comparing them to measurements. This method made it possible to validate the assumptions and approximations of the ablation model
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Ialovega, Mykola. "Influence des conditions de surface sur le piégeage de l'hydrogène dans le tungstène". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0058.
Abstract (sommario):
La rétention des isotopes de l’hydrogène (HI) et de l’hélium (He) dans les composants de la première paroi (PFC) est un enjeu majeur pour les futurs réacteurs tels ITER et DEMO, les conditions d’exposition au plasma de fusion pouvant entrainer la dégradation des matériaux. Les propriétés du tungstène (W), ont entrainés son choix pour le divertor d’ITER: lors des phases deutérium/tritium, les PFC W seront soumis à d’intenses flux de particules, HI, He, neutrons ou encore impuretés issues du plasma de bord. L’impact de l’He est particulièrement problématique, avec un endommagement significatif de la zone de proche surface dans le W: création de boucles de dislocations, bulles, ou W-fuzz. En outre, en présence d’oxygène résiduel, une oxydation de surface est possible du fait de la température élevée du divertor. La modification de la structure du W peut considérablement modifier les propriétés du matériau, et donc son espérance de vie face au plasma, ainsi que sa rétention en hydrogène, ce qui pose un problème de sureté dans le cas du tritium, qui est radioactif. Cette thèse a permis d’étudier les mécanismes fondamentaux du piégeage et la rétention de HI dans le W, grâce notamment à l’implantation par faisceau d’ions et la spectroscopie par thermo desorption (TDS), en fonction de différents états de surface: - Présence d’une couche d’oxide en surface d’un W polycristallin, formées dans des conditions pertinentes pour ITER; - Présence des modifications liées à une exposition à l’He proches de celles attendues dans ITER. Les mesures TDS ont été couplées avec des observations de microscopie afin de caractériser les modifications dans la surface et la structure du matériauInvestigations of hydrogen isotopes and helium retention in plasma facing components (PFC) that are exposed to various plasma conditions are important for future fusion devices such as ITER and DEMO. Due to its favorable physical properties, tungsten (W) has been chosen as the plasma-facing material of the ITER divetor. In the deuterium/tritium (D/T) phase of ITER, W PFC will experience incident particles flux composed of hydrogen isotopes (HI), helium (He), impurities and neutrons. In particular, it has been found that He significantly affects W PFC near surface, with the formation of dislocation loops, bubbles, or even W-fuzz. Furthermore, since oxygen is a typical main impurity in tokamak vacuum vessels, W PFC can get oxidized due to the high surface temperatures during ITER operation. Such surface and bulk modifications of W PFC may significantly affect the retention and other physical properties of W leading to an increase of the T inventory in the tokamak. Also, the modification of retention properties of PFC may impact plasma edge physics due to the outgassing of cold HI molecules or He atoms.\\In this PHD thesis, laboratory experiments involving ion implantation and thermal desorption spectrometry (TDS) technique were used to investigate the fundamental retention properties of HI in W PFC due to: - The presence of an oxide layer grown on the polycrystalline W surfaces in ITER relevant conditions, - An impact of ITER relevant He irradiation on the W surface and near-surface layer. TDS measurements were coupled with observations of modification occurring on the surface, in the bulk and in the structure of various PCW samples
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Walraet, François. "Propagation et rétrodiffusion d'un faisceau laser lissé dans un plasma de fusion thermonucléaire". Palaiseau, Ecole polytechnique, 2003. http://www.theses.fr/2003EPXX0011.
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Bardin, Sébastien. "Etude des interactions plasma-paroi par imagerie rapide : application aux plasmas de laboratoire et de tokamak". Thesis, Université de Lorraine, 2012. http://www.theses.fr/2012LORR0012/document.
Abstract (sommario):
La nécessité de trouver une nouvelle source d'énergie a mené les scientifiques à explorer la voie de la fusion thermonucléaire par confinement magnétique. Cependant la réalisation de tels plasmas de fusion dans les tokamaks actuels pose de nombreux défis tels que les interactions entre le plasma et les parois à l'origine de la création de poussières pouvant être néfastes au bon fonctionnement des futurs réacteurs à fusion. Une bonne connaissance de la quantité de poussières produites, de leur localisation et de leur transport durant la phase plasma est donc d'une importance fondamentale pour l'exploitation d'ITER. Un algorithme, développé et validé par l'expérience, est utilisé pour détecter et suivre les poussières dans ASDEX Upgrade (AUG) durant la phase plasma. Il permet d'analyser automatiquement des vidéos enregistrées par caméras rapides. Une large statistique sur la quantité de poussières micrométriques détectées en fonction du temps cumulé de décharge plasma est réalisée. Les premières analyses effectuées sur les cinq dernières campagnes montrent que la quantité de poussières est significativement faible voire nulle dans la plupart des décharges effectuées dans AUG, excepté pour des conditions spécifiques de décharges correspondant à des phases anormales de fonctionnement (disruptions, ELMs, déplacements du plasma vers les CFPs et absorption inefficace de la puissance de chauffage). Ces observations par caméra rapide et l'analyse via l'algorithme peuvent ainsi permettre, avec l'utilisation d'autres diagnostics plasmas, d'identifier les décharges plasmas à risque, pouvant aider à sélectionner les scénarios de fonctionnement les plus efficaces pour ITERThe necessity to find a new energy source has lead scientists to explore the way of thermonuclear fusion by magnetic confinement considered as one of the most promising possibility. However the production of such plasmas in the current tokamaks lies to several challenges like the interactions between the plasma and the first wall which spark off the creation of a lot of dust in the plasma which could be problematic for the operation of the next fusion reactors. The knowledge of dust production rates, localisation and transport through the vacuum vessel during plasma phases is of primary importance and must be investigated in preparation of ITER. A time and resource efficient algorithm named TRACE, validated thanks to a dedicated laboratory experiment, is used to detect and track dust particles in ASDEX Upgrade during plasma phase. It allows for automatically analyzing videos originating from fast framing cameras. A statistic about micron sized dust detection rate as a function of cumulated discharge duration is made on a large number of discharges (1470). First analyses covering five last campaigns clearly confirm that the amount of dust is significantly low in most of discharges realized in ASDEX Upgrade, excepted for specific conditions corresponding to off-normal plasma phases (disruptions, strong plasma fluctuations including ELMs, plasma displacement toward PFCs and inefficient absorption of heating power). These observations allow to identify the risky plasma discharges and choose the most efficient plasmas scenarios for ITER. It seems to also confirm the applicability of an all tungsten first wall for future fusion reactors as ITER
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Coulette, David. "Simulation numérique de modèles cinétiques réduits pour l'étude de la dynamique des plasmas de fusion par confinement magnétique". Thesis, Université de Lorraine, 2013. http://www.theses.fr/2013LORR0159/document.
Abstract (sommario):
Ce travail de recherche s'inscrit dans la problématique de la compréhension des phénomènes de transport turbulent de l'énergie et des particules au sein des plasmas de coeur des machines de fusion thermonucléaire par confinement magnétique. L'instabilité dite de gradient de température ionique, considérée comme une des sources majeures de transport turbulent, y est étudiée au moyen d'un modèle gyrocinétique. L'originalité de ce travail consiste en l'utilisation d'un modèle réduit, dit "Multi-Water-Bag", qui permet de réduire la dimension du problème tout en préservant les effets cinétiques. Ce modèle est développé dans deux types de géométries de champ de confinement. En géométrie cylindrique, l'évolution de l'instabilité est analysée au travers de trois modèles dynamiques : linéaire, quasi-linéaire et non-linéaire. L'analyse de stabilité linéaire permet d'obtenir les caractéristiques spectrales et géométriques de l'instabilité à partir d'une situation d'équilibre instable. Dans un deuxième temps, la confrontation par le biais de simulations numériques trois modèles dynamiques permet l'examen du développement de la turbulence, ainsi que les premières étapes de la saturation de l'instabilité. En géométrie torique, une analyse linéaire de stabilité est effectuée au moyen de deux méthodes, respectivement par intégration en temps et analyse spectrale, pour obtenir les caractéristiques des modes les plus instables. Pour chacune des géométries envisagées, les diverses méthodes numériques implémentées sont décrites et leurs performances évaluées. Une attention particulière est portée tout au long de ce travail à la mise en balance des coûts et bénéfices de la réduction Multi-Water-BagThe research exposed therein is developed in the context of the study of turbulent energy and particle transport phenomena occuring in magnetically confined fusion plasmas. A study of the ion temperature gradient instability, one of the main sources of such turbulent transport, is carried out using a gyrokinetic model. The main originality of this work lies in the use of a reduced model, the so-called Multi-Water-Bag model, which allows to reduce the problem dimension while preserving kinetic effects. The model is developed in two types of confinement field geometries. In cylindrical geometry, the growth of the instability is analysed by the mean of three dynamical models : linear, quasi-linear and non-linear. Starting from a given unstable stationary state, linear stability analysis allows one to obtain spectral and geometrical characteristics of the instability. In a second phase, comparing results of numerical simulations implementing the three dynamical models, the growth of turbulence is analysed as well as the first stages of non-linear saturation of the instability. In toroidal geometry, a linear stability analysis is performed. Two different methods, time-based and spectral, were implemented in order to obtain the spectral and geometrical characteristics of the most unstable modes. In both field geometries encompassed by this research, the numerical methods used to obtain the results are described and their performances analyzed. Throughout the work, particular care is given to the balance between the benefits and costs of the Multi-Water-Bag reduction
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Isoardi, Livia. "Modelisation du transport dans le plasma de bord d'un tokamak". Aix-Marseille 3, 2010. http://www.theses.fr/2010AIX30066.
Abstract (sommario):
La fusion par confinement magnétique est une des voies actuellement explorées pour le développement d'une source d'énergie propre et durable. Un grand nombre de problèmes ouverts subsistent qui nécessitent un effort de recherche conjoint bien au delà de la thématique traditionnelle des plasmas chauds. La région de bord du plasma située aux grands rayons du tokamak est celle qui nous intéresse dans ce projet car elle joue un rôle crucial pour le confinement indispensable ainsi que dans la détermination des flux d'énergie et donc des performances globales de la machine. La physique de la région de bord est particulièrement complexe du fait du changement de topologie magnétique et de l'interaction du plasma avec d'importants puits et sources de matière, de quantité de mouvement et d'énergie. La description fluide du plasma à partir des premiers principes peut assurer le développement de codes numériques en usage routinier à l'échéance d'ITER. C'est dans ce contexte que je me suis attachée au développement d'un code fluide bidimensionnel pour la modélisation du plasma de bord en remettant à plat les modèles et en validant de manière systématique les méthodologies numériques. Une étude des équilibres pour des plasmas isothermes et non isothermes sera présentée.
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Helou, Walid. "Design and operation of antennas at the ion cyclotron and lower hybrid range of frequencies for nuclear fusion reactors". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0395.
Abstract (sommario):
Cette thèse fournit en premier lieu une brève introduction à la fusion nucléaire par confinement magnétique et aux tokamaks. Elle explique la nécessité de disposer de systèmes électromagnétiques aux fréquences cylctronique ionique (ICRF) et hybride basse (LHRF) pour le chauffage du plasma et la génération de courant. En second lieu les conditions à satisfaire afin d’assurer une propagation de l'onde plasma et une résonance onde-particules sont définies. Le solveur de réseaux hyperfréquences SIDON, développé pour cette thèse, est ensuite présenté. La thèse aborde ensuite les types d'antennes ICRF et l'adaptation d'impédance des réseaux de boucles rayonnantes. Les antennes ICRF de WEST sont présentées en détail et des simulations faites avec SIDON de scénarios d'adaptation d'impédance sont discutées. La thèse discute d’un banc de test faible puissance (milliwatt) développé pour les antennes ICRF de WEST ainsi que la caractérisation à faible puissance de la première d’entre elles. De plus, des expériences à forte puissance (mégawatt) avec l'antenne ITER-Like Antenna de JET sont discutées. Les antennes LHRF sont ensuite abordées ainsi que la modélisation numérique du couplage de réseaux phasés de guide d'ondes au plasma. La conception d'ASTARTE-LP et de son circuit d’excitation est discutée. ASTARTE-LP est un prototype faible puissance (milliwatt) d’une antenne basée sur le concept de guides à fentes et qui a été conçu pour être testé sur COMPASS. Enfin, la validation expérimentale d'ASTARTE-LP et de son circuit d’excitation avant les expériences sur COMPASS, ainsi que les expériences sur COMPASS, sont discutéesThe thesis provides at first a brief introduction to magnetic nuclear fusion and tokamaks. It explains the need for auxiliary plasma heating and current-drive electromagnetic systems at the Ion Cyclotron and Lower Hybrid Range of Frequencies (ICRF and LHRF). The thesis then sets antenna specifications that allow satisfying proper plasma wave propagation and proper wave-particle resonance. The Radio Frequency (RF) network solver SIDON developed for this thesis is then presented. The thesis then discusses the different types of ICRF antennas and details the challenges of the impedance matching in ICRF arrays of straps. WEST ICRF launchers are discussed in great detail and simulations of impedance matching scenarios for these launchers using SIDON are reported. The thesis reports on the low-power (milliwatt range) testbed that has been developed for WEST ICRF launchers, as well as the low-power tests of the first one among them. Furthermore, high power (megawatt range) experiments on plasma with the JET ICRF ITER-Like Antenna are reported. The thesis then provides an overview about existing LHRF antennas and discusses the numerical modeling of the coupling of waveguide phased arrays to the plasma. The RF design of ASTARTE-LP and its feeding circuit is discussed. ASTARTE-LP is a low-power (milliwatt range) prototype LHRF antenna based on the Slotted Waveguide Antenna concept that has been designed and built to perform proof of principle experiments on the COMPASS tokamak. The experimental validation of ASTARTE-LP and its feeding circuit before the experiments on COMPASS, as well as the experiments performed on COMPASS plasmas are reported
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Helou, Walid. "Design and operation of antennas at the ion cyclotron and lower hybrid range of frequencies for nuclear fusion reactors". Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0395/document.
Abstract (sommario):
Cette thèse fournit en premier lieu une brève introduction à la fusion nucléaire par confinement magnétique et aux tokamaks. Elle explique la nécessité de disposer de systèmes électromagnétiques aux fréquences cylctronique ionique (ICRF) et hybride basse (LHRF) pour le chauffage du plasma et la génération de courant. En second lieu les conditions à satisfaire afin d’assurer une propagation de l'onde plasma et une résonance onde-particules sont définies. Le solveur de réseaux hyperfréquences SIDON, développé pour cette thèse, est ensuite présenté. La thèse aborde ensuite les types d'antennes ICRF et l'adaptation d'impédance des réseaux de boucles rayonnantes. Les antennes ICRF de WEST sont présentées en détail et des simulations faites avec SIDON de scénarios d'adaptation d'impédance sont discutées. La thèse discute d’un banc de test faible puissance (milliwatt) développé pour les antennes ICRF de WEST ainsi que la caractérisation à faible puissance de la première d’entre elles. De plus, des expériences à forte puissance (mégawatt) avec l'antenne ITER-Like Antenna de JET sont discutées. Les antennes LHRF sont ensuite abordées ainsi que la modélisation numérique du couplage de réseaux phasés de guide d'ondes au plasma. La conception d'ASTARTE-LP et de son circuit d’excitation est discutée. ASTARTE-LP est un prototype faible puissance (milliwatt) d’une antenne basée sur le concept de guides à fentes et qui a été conçu pour être testé sur COMPASS. Enfin, la validation expérimentale d'ASTARTE-LP et de son circuit d’excitation avant les expériences sur COMPASS, ainsi que les expériences sur COMPASS, sont discutéesThe thesis provides at first a brief introduction to magnetic nuclear fusion and tokamaks. It explains the need for auxiliary plasma heating and current-drive electromagnetic systems at the Ion Cyclotron and Lower Hybrid Range of Frequencies (ICRF and LHRF). The thesis then sets antenna specifications that allow satisfying proper plasma wave propagation and proper wave-particle resonance. The Radio Frequency (RF) network solver SIDON developed for this thesis is then presented. The thesis then discusses the different types of ICRF antennas and details the challenges of the impedance matching in ICRF arrays of straps. WEST ICRF launchers are discussed in great detail and simulations of impedance matching scenarios for these launchers using SIDON are reported. The thesis reports on the low-power (milliwatt range) testbed that has been developed for WEST ICRF launchers, as well as the low-power tests of the first one among them. Furthermore, high power (megawatt range) experiments on plasma with the JET ICRF ITER-Like Antenna are reported. The thesis then provides an overview about existing LHRF antennas and discusses the numerical modeling of the coupling of waveguide phased arrays to the plasma. The RF design of ASTARTE-LP and its feeding circuit is discussed. ASTARTE-LP is a low-power (milliwatt range) prototype LHRF antenna based on the Slotted Waveguide Antenna concept that has been designed and built to perform proof of principle experiments on the COMPASS tokamak. The experimental validation of ASTARTE-LP and its feeding circuit before the experiments on COMPASS, as well as the experiments performed on COMPASS plasmas are reported
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Salazar, Luigui. "Data-driven discovery approach to tackle turbulence in fusion plasmas". Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0327.
Abstract (sommario):
L'un des moyens de parvenir à la fusion sur Terre est le confinement magnétique toroïdal, dont les principaux dispositifs sont les tokamaks et les stellarators. L'un des principaux paramètres limitants est la turbulence, qui résulte d'un mélange d'instabilités à différentes échelles temporelles et spatiales. L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension du transport turbulent, qui est l'interaction de cette turbulence avec les propriétés du plasma, dans les plasmas magnétiquement confinés, en se concentrant sur la caractérisation des fluctuations de densité et de leur dynamique à l'aide de la réflectométrie. À partir du spectre du signal fourni par la réflectométrie, chaque composante spectrale a été extraite à l'aide d'un algorithme développé dans cette thèse. Il effectue cette décomposition spectrale (composante LF, composante BB, modes QC et bruit) de manière intelligente (sans contraintes ad hoc), en préservant ses informations statistiques et physiques. Une attention particulière a été accordée à une composante spectrale, les modes QC, en raison de son lien avec TEM, une instabilité agissant dans le transport turbulent. Grâce à l'algorithme, les propriétés et la dynamique des modes QC ont été étudiées, permettant une étude statistique et une analyse détaillée de l'interaction avec d'autres composantes spectrales dans différentes configurations magnétiques : ToreSupra (limiteur), WEST (divertor) et W7X (island divertor). Ce travail est qualifié d'exploratoire car il n'existait pas de méthodes permettant d'accéder aux propriétés et à la dynamique de ces modes QC. Les études statistiques réalisées avec les bases de données ToreSupra et WEST ont fourni une carte de probabilité de l'occurrence des modes QC dans le régime de confinement ohmique, confirmant leur lien avec le TEM, mais aussi 2 classes supplémentaires, l'une à faible courant et l'autre à fort courant, ont été trouvées. La composante BB a également été analysée, car elle est liée à la microturbulence. Puisque l'amplitude spectrale de la composante BB est trouvée avec l'AGG, principalement μ et β, qui correspondent à l'assymétrie et à la forme du spectre, montrent une variation au cours de la transition. D'autre part, l'analyse de la dynamique des modes QC au moyen d'un algorithme développé dans cette thèse a montré une interaction récurrente entre les modes QC et les modes de la composante BF. Enfin, afin de mieux discriminer les modes QC, le concept d'entropie de transfert est utilisé pour analyser la causalité dans cette interaction. Certains cas montrent l'interaction entre la composante LF correspondant à l'instabilité sawtooth et les modes QC. Cette analyse de la dynamique et de la causalité est ensuite appliquée à ToreSupra, WEST et W7X, où l'on observe une dynamique similaire pour les signaux à causalité bidirectionnelle, c'est-à-dire non seulement de la composante LF vers les modes QC, mais aussi des modes QC vers la composante BB. En outre, l'ECRH est également examiné pour la base de données TS, qui montre une diminution de la probabilité des modes QC à mesure que le PECRH augmente. Comme ces modes QC apparaissent dans différentes configurations magnétiques, l'objectif ultime est de découvrir si tous ces modes QC sont produits par le même mécanisme, car on pense qu'il doit y avoir un mécanisme universel sous-jacent à la physique dans les plasmas de fusion, sujet qui est encore à l'étudeOne way to achieve fusion on Earth is through toroidal magnetic confinement, in which the main devices are tokamaks and stellarators. One of the main limiting phenomena is turbulence. This is the result of a mixture of instabilities on different temporal and spatial scales. The aim of this thesis was to contribute to the understanding of turbulent transport, which is the interaction of this turbulence with the plasma properties, in magnetically confined plasmas, focusing on the characterisation of density fluctuations and their dynamics using reflectometry. From the signal spectrum provided by reflectometry, each spectral component was extracted using an algorithm developed in this thesis. It performs this spectral decomposition(Low frequency component, Broadband component, QC modes and noise) in an intelligent way (without ad hoc constraints), preserving its statistical and physical information. Particular attention has been paid to a spectral component, the so-called QC modes because of its link with TEM, an instability acting in turbulent transport. Thanks to the algorithm, the properties and dynamics of the QC modes have been studied, allowing a statistical study and a detailed analysis of the interaction with other spectral components in different magnetic configurations: ToreSupra(limiter), WEST(divertor) and W7X(island divertor). This work is qualified as exploratory because there were no methods to access these QC mode properties and dynamicsThe statistical studies carried out with the ToreSupra and WEST database provided a probability map of the occurrence of the QC modes in the ohmic confinement regime, confirming their link with the TEM,but also 2 more classes, one at low current and another at high current were found. The broadband component was also analysed as it is believed to be related to the microturbulence. Since the spectral amplitude of the BB component is found with the AGG, mainly μ and β, which correspond to the assymetry and shape of the spectrum, show a variation during the transition. On the other hand, the analysis of the dynamics of the QC modes by means of an algorithm developed in this thesis showed a recurrent interaction between the QC modes and the modes in the LF component. Finally, in order to better discriminate the QC modes, the concept of transfer entropy is used to analyse the causality in this interaction. Some cases shows the interaction between the LF component corresponding to the sawtooth instability and the QC modes. All this analysis of dynamics and also causality is then applied to ToreSupra, WEST and W7X, where there is a similar dynamic for signals with bi-directional causality, i.e. not only from the LF component to the QC modes, but also from the QC modes to the BB component. In addition, the ECRH is also examined for the TS database, which shows a decrease in the probability of QC modes as the PECRH increases. Since these QC modes appear in different magnetic configurations, the ultimate objective is to discover if all these QC modes are produced by the same mechanism, since it is believed that there must be a universal mechanism underlying the physics in fusion plasmas, this is still under investigation
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Lerbinger, Klaus. "Problèmes spectraux en MHD : effets non idéaux, stabilité du kink interne". Paris 11, 1988. http://www.theses.fr/1988PA112109.
Abstract (sommario):
La magnétohydrodynamique présente un grand intérêt pour l'étude des plasmas de fusion magnétiquement confinés. Les équations linéarisées de la MHD idéale peuvent être mises sous une forme adaptée à l'analyse spectrale; le système est alors décrit par des opérateurs linéaires auto-adjoints. La prise en compte d'une résistivité finie affecte profondément le système. Les opérateurs linéaires ne sont plus auto-adjoints; de ce fait, on ne peut plus recourir à un principe variationnel. Les valeurs propres deviennent complexes et de nouvelles instabilités apparaissent. Nous présentons un code numérique qui résout les équations linéarisées de la MHD résistive en géométrie cylindrique; un choix judicieux des éléments finis (des polynômes cubiques d'Hermite et de polynômes quadratiques} s'avère nécessaire pour approximer correctement la totalité du spectre. Le problème aux valeurs propres généralisé est résolu par l'itération vectorielle inverse qui se montre la plus efficace. Nous discutons également un code d'évolution temporelle implicite fondé sur la même discrétisation. Les modes d'Alfvèn forment une composante continue du spectre. Dans le cas résistif ces modes singuliers disparaissent; les fonctions propres deviennent régulières et les valeurs propres se placent sur des courbes bien définies du plan complexe. Nous étudions également le spectre d'une couche de plasma dans laquelle la conductivité thermique est radiative. Nous montrons qu'en géométrie torique le kink interne est toujours instable pour des profils de courant creux et le taux de croissance est plus élevé que celui du kink interne pour un profil de courant monotone. Des simulations non linéaires de cette instabilité en géométrie cylindrique montrent qu'elle s'achève par une disruption ou une saturation, suivant l'énergie disponible.
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Ettoumi, Wahb. "Dynamique hamiltonienne et phénomènes de relaxation: d'un modèle champ moyen au confinement magnétique". Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00925491.
Abstract (sommario):
Dans cette thèse, nous commençons par étudier un modèle hamiltonien à champ moyen, dont les propriétés statistiques d'équilibre sont exactement solubles, et permettent en outre de prédire le comportement asymptotique des réalisations temporelles du système. Nous nous intéressons aux propriétés de relaxation vers des états dits d'équilibre à partir de conditions initiales particulières, et étudions en détail l'impact du nombre de particules sur les échelles temporelles en jeu. La motivation principale réside dans le fait que le modèle considéré, bien que très simple, présente une phénoménologie rappelant celle de systèmes bien plus complexes, fournissant ainsi à moindre coût un formidable terrain d'expérimentations numériques et théoriques. Nous avons obtenu une série de résultats sur les temps de relaxation du modèle en fonction du nombre de particules, confirmant d'une part les observations numériques existantes, et proposant d'autre part une nouvelle méthode d'étude d'états hors d'équilibre, basée sur l'exploration de l'espace des phases par le système. Nous nous intéressons ensuite au problème de la diffusion de particules lourdes en tokamak, dans l'optique de comprendre comment des impuretés, en situation réelle, pourraient voyager des bords de l'enceinte de confinement vers l'axe magnétique de l'appareil pour y absorber l'énergie du plasma, rendant alors vaine toute tentative de fusion. Nous mettons à l'épreuve la théorie de diffusion stochastique dans le régime de dents de scie, en nous basant sur des simulations numériques de particules test, et montrons que la stochasticité des lignes de champ magnétique, de par la topologie du champ électrique résultant, est une condition nécessaire permettant la reproduction résultats expérimentaux.
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Sommariva, Cristian. "Test particles dynamics in 3D non-linear magnetohydrodynamics simulations and application to runaway electron formation in tokamak disruptions". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0512.
Abstract (sommario):
La thèse étudie la dynamique des Electrons Découplés (DE) dans une disruption plasma déclenchée par injection massive de gaz dans le tokamak JET et simulée par le code JOREK. Cette investigation est permise par l’implémentation d’un module de suivi des particules tests relativistes dans JOREK. L’étude montre que les électrons peuvent ‘survivre’dans le chaos magnétique caractérisant la phase dite de ‘Disjonction Thermique’ (DT) de cette disruption (simulée) grâce à la reformation des surfaces magnétiques fermées. Deuxièmement, l’accélération des électrons causée par les champs électriques dus aux fluctuations magnétohydrodynamiques (MHD) pendant la DT est analysée. Cela montre que les électrons peuvent être accélérés par ces champs et devenir DE, après reconfinement, pendant la phase dite de ‘Disjonction de Courant’. Une étude préliminaire sur les dépendances entre le courant des DE et l’activité MHD dans les expériences de disruption du tokamak ASDEX Upgrade est également reportéeIn view of better understanding Runaway Electron (RE) generation processes during tokamak disruptions, this work investigates test electron dynamics during a JET disruption simulated with the JOREK code. For this purpose, a JOREK module computing relativistic test particle orbits in the simulated fields has been developed and tested. The study shows that a significant fraction of pre-disruption thermal electrons remain confined in spite of the magnetic chaos characterizing the Thermal Quench (TQ) phase. This finding, which is related to the prompt reformation of closed flux surfaces after the TQ, supports the possibility of the so-called “hot tail” RE generation mechanism. In addition, it is found that electrons may be significantly accelerated during the TQ due to the presence of strong local electric field (E) fluctuations related to magnetohydrodynamic (MHD) activity. This phenomenon, which has virtually been ignored so far, may play an important role in RE generation. In connection to this modelling work, an experimental study on ASDEX Upgrade disruptions has been performed, suggesting that strong MHD activity reduces RE production
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Hamann, Franck Nicolas. "Conception de cavités radiatives chauffées par plasma de striction magnétique en régime 100 nanosecondes". Palaiseau, Ecole polytechnique, 2003. http://www.theses.fr/2003EPXX0051.
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Villegas, Daniel. "Etude expérimentale de l'influence du gradient de température électronique sur le transport turbulent des impuretés dans un plasma de fusion". Aix-Marseille 1, 2010. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/2010AIX11055.pdf.
Abstract (sommario):
La compréhension du transport des impuretés est essentielle pour atteindre un régime de fonctionnement optimal dans les futurs réacteurs de fusion. Dans ce mémoire de thèse, l’influence expérimentale et théorique du gradient de température électronique R/LTe sur le transport d’une impureté métallique est analysée dans les tokamaks Tore Supra et ASDEX Upgrade. Dans nos expériences, le profil de Te est contrôlé par l’ajout d’une faible quantité de puissance FCE déposée à deux rayons différents. Les résultats expérimentaux ont été obtenus à l’aide du code de transport interprétatif ITC qui a été complété par un algorithme génétique permettant de mieux déterminer les coefficients de transport des impuretés. Les résultats de simulations gyro-cinétiques quasi-linéaires de QuaLiKiz, que nous avons réalisées, sont en accord avec les profils expérimentaux obtenus avec ITC en tenant compte des incertitudes expérimentales sur les gradients. Dans le coeur du plasma dominé par des modes électroniques, plus R/LTe est faible, plus la diffusion du nickel est faible. Elle tend linéairement vers le niveau néoclassique lorsque R/LTe s’approche du seuil de turbulence. La valeur de ce seuil déterminé expérimentalement par extrapolation est en bon accord avec celui déterminé par les simulations de QuaLiKiz. Dans le reste du plasma dominé par des ITG, insensibles au gradient de température électronique, le coefficient de diffusion est inchangé, résultat obtenu expérimentalement et par la simulation. Par ailleurs, aucune modification de la vitesse de convection n’a été observée. Ceci est attribué à la faible contribution de la thermodiffusion, seul terme dépendant de R/LTe et évoluant en 1/Z. Sur ASDEX, les premiers résultats, très différents de l’expérience sur Tore Supra, montrent la présence d’une barrière de transport des impuretés à l’endroit d’un dépôt de forte puissance FCEUnderstanding impurity transport is a key to an optimal regime for a future fusion device. In this thesis, the theoretical and experimental influence of the electron temperature gradient R/LTe on heavy impurity transport is analyzed both in Tore Supra and ASDEX Upgrade. The electron temperature profile is modified locally by heating the plasma with little ECRH power deposited at two different radii. Experimental results have been obtained with the impurity transport code (ITC) which has been completed with a genetic algorithm allowing to determine the transport coefficient profiles with more accuracy. Transport coefficient profiles obtained by a quasilinear gyrokinetic code named QuaLiKiz are consistent with the experimental ones despite experimental uncertainties on gradients. In the core dominated by electron modes, the lower R/LTe the lower the nickel diffusion coefficient. The latter tends linearly to the neoclassical level when the instability threshold is approached. The experimental threshold is in agreement with the one computed by QuaLiKiz. Further out, where the plasma is dominated by ITG, which are independent of R/LTe , both experimental and simulated results show no modification in the diffusion coefficient profile. Furthermore, the convection velocity profile is not modified. This is attributed to a very small contribution of the thermodiffusion (1/Z dependence) in the total convection. On ASDEX, the preliminary results, very different from the Tore Supra ones, show a internal transport barrier for impurities located at the same radius as the strong ECRH power deposit
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Hamann, Franck. "Conception de cavités radiatives chauffées par plasmas de striction magnétique en régime 100ns". Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2003. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00000811.
Abstract (sommario):
Ce travail estime le potentiel des plasmas de striction magnétique (Z-pinches) pour le chauffage de cavités radiatives à haute température (>200eV). Des modèles simples sont fournis pour calculer les performances atteignables avec des courants de 5 à 100 MA en 100 ns. La physique monodimensionnelle à l'échelle de l'épaisseur du plasma et les instabilités hydrodynamiques sont étudiées. Puis l'amélioration des performances des cavités avec une double coquille ou l'installation d'un champ magnétique axial est analysée. L'attaque directe par un Z-pinch d'une cible de fusion par confinement inertiel est enfin considérée. Tous les résultats présentés reposent sur une approche théorique et numérique (bidimensionnelle) et sur l'exploitation de résultats expérimentaux obtenus sur le générateur américain "Z". Les annexes rappellent les équations de la MHD radiative et vérifient leur validité pour les plasmas de striction magnétique.
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Sommariva, Cristian. "Test particles dynamics in 3D non-linear magnetohydrodynamics simulations and application to runaway electron formation in tokamak disruptions". Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0512/document.
Abstract (sommario):
La thèse étudie la dynamique des Electrons Découplés (DE) dans une disruption plasma déclenchée par injection massive de gaz dans le tokamak JET et simulée par le code JOREK. Cette investigation est permise par l’implémentation d’un module de suivi des particules tests relativistes dans JOREK. L’étude montre que les électrons peuvent ‘survivre’dans le chaos magnétique caractérisant la phase dite de ‘Disjonction Thermique’ (DT) de cette disruption (simulée) grâce à la reformation des surfaces magnétiques fermées. Deuxièmement, l’accélération des électrons causée par les champs électriques dus aux fluctuations magnétohydrodynamiques (MHD) pendant la DT est analysée. Cela montre que les électrons peuvent être accélérés par ces champs et devenir DE, après reconfinement, pendant la phase dite de ‘Disjonction de Courant’. Une étude préliminaire sur les dépendances entre le courant des DE et l’activité MHD dans les expériences de disruption du tokamak ASDEX Upgrade est également reportéeIn view of better understanding Runaway Electron (RE) generation processes during tokamak disruptions, this work investigates test electron dynamics during a JET disruption simulated with the JOREK code. For this purpose, a JOREK module computing relativistic test particle orbits in the simulated fields has been developed and tested. The study shows that a significant fraction of pre-disruption thermal electrons remain confined in spite of the magnetic chaos characterizing the Thermal Quench (TQ) phase. This finding, which is related to the prompt reformation of closed flux surfaces after the TQ, supports the possibility of the so-called “hot tail” RE generation mechanism. In addition, it is found that electrons may be significantly accelerated during the TQ due to the presence of strong local electric field (E) fluctuations related to magnetohydrodynamic (MHD) activity. This phenomenon, which has virtually been ignored so far, may play an important role in RE generation. In connection to this modelling work, an experimental study on ASDEX Upgrade disruptions has been performed, suggesting that strong MHD activity reduces RE production
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Levy, Yoann. "Etude numérique et modélisation des instabilités hydrodynamiques dans le cadre de la fusion par confinement inertiel en présence de champs magnétiques auto-générés". Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00742130.
Abstract (sommario):
Dans le cadre de la fusion par confinement inertiel, nous présentons une analyse des effets du champ magnétique sur le développement linéaire des instabilités de Richtmyer-Meshkov, en magnétohydrodynamique idéale d'une part, et de Rayleigh-Taylor au front d'ablation, dans les phases d'accélération et de décélération d'autre part.A l'aide d'un code linéaire de perturbation, nos simulations mono mode nous permettent de confirmer, pour l'instabilité de Richtmyer-Meshkov, la stabilisation apportée par la composante du champ magnétique parallèle au vecteur d'onde des perturbations de l'interface, dont l'amplitude oscille au cours du temps. Nous montrons que la prise en compte de la compressibilité n'apporte pas de changements significatifs par rapport au modèle impulsionnel incompressible existant dans la littérature. Dans nos simulations numériques bidimensionnelles, en géométrie plane, de l'instabilité de Rayleigh-Taylor dans la phase d'accélération, nous prenons en compte le phénomène d'auto-génération de champ magnétique induite par cette instabilité. Nous montrons qu'il est possible d'atteindre des valeurs de champ de l'ordre de quelques teslas et que la croissance de l'amplitude des perturbations transite plus rapidement vers un régime de croissance non-linéaire avec, notamment, un développement accru de la troisième harmonique. Nous proposons également une adaptation d'un modèle existant, étudiant l'effet d'anisotropie de conductivité thermique sur le taux de croissance de l'instabilité de Rayleigh-Taylor au front d'ablation, pour tenter de prendre en compte les effets des champs magnétiques auto-générés sur le taux de croissance de l'instabilité de Rayleigh-Taylor. Enfin, dans une étude numérique à deux dimensions, en géométrie cylindrique, nous analysons les effets des champs magnétiques auto-générés par l'instabilité de Rayleigh-Taylor dans la phase de décélération. Cette dernière étude révèle l'apparition de champs magnétiques pouvant atteindre plusieurs milliers de teslas sans pour autant affecter le comportement de l'instabilité de Rayleigh-Taylor.
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Reux, Cédric. "Etude d'une méthode d'amortissement des disruptions d'un plasma de tokamak". Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2010. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00599210.
Abstract (sommario):
Les disruptions sont des pertes violentes et très rapides (environ 20 ms) du confinement des plasmas de tokamak qui peuvent conduire à des endommagements de la structure du tokamak. Elles génèrent des charges thermiques sur les composants face au plasma, des forces électromagnétiques dans les structures de la machine et produisent des électrons découplés relativistes pouvant perforer l'enceinte à vide. Pour des futurs réacteurs, il sera indispensable d'amortir ces effets. L'injection massive de gaz est une des méthodes proposées dans ce but. Son étude expérimentale et numérique est l'objet de la thèse. Des expériences menées sur les tokamaks Tore Supra et JET ont montré que l'injection de gaz légers comme l'hélium empêchaient la production d'électrons découplés, au contraire des gaz plus lourds. Les gaz légers sont en effet capables d'accroître suffisamment la densité du plasma pour empêcher la création de ces électrons. En revanche, les gaz lourds permettent de dissiper par rayonnement et de façon plus bénigne une partie de l'énergie thermique du plasma. Tous les gaz diminuent les forces électromagnétiques. Des mélanges de gaz ont également été testés avec succès pour profiter des avantages des deux types de gaz. La pénétration du gaz dans le plasma semble liée à des instabilités MHD augmentant le transport radial du gaz ionisé vers le centre, mais empêchant la propagation des neutres au-delà d'une surface critique. Des simulations d'injections massives ont été réalisées avec le code 3D MHD Jorek, en y ajoutant un modèle de fluide neutre. Les résultats montrent que la croissance des instabilités MHD est plus rapide lorsque de grandes quantités de gaz sont injectées et que les surfaces rationnelles sont successivement ergodisées lors de la pénétration du front de densité dans le plasma, conformément aux observations expérimentales.
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Storelli, Alexandre. "Étude du transport turbulent dans les plasmas du tokamak Tore Supra : observation des écoulements perpendiculaires stationnaires et du mode acoustique géodésique". Palaiseau, Ecole polytechnique, 2015. https://theses.hal.science/tel-01167913v2/document.
Abstract (sommario):
Les tokamaks, machines toroïdales à confinement magnétique conçues pour porter un plasma aux conditions nécessaires à l'obtention de réactions de fusion, ont des performances limitées par le transport turbulent, dont les mécanismes ne sont pas tous élucidés. Les fluctuations turbulentes alimentent des écoulements macroscopiques, dits flots zonaux, dont le cisaillement réduit en retour le niveau de fluctuation. Des dispositifs de rétrodiffusion Doppler ont été installés sur Tore Supra (CEA Cadarache) et permettent de mesurer la vitesse perpendiculaire des fluctuations. Premièrement, il est montré que la vitesse moyenne est près de deux fois supérieure du côté externe du plasma que dans sa partie supérieure, au-delà des prédictions conventionnelles. Ces asymétries sont mises en perspective avec certains aspects de l'équilibre magnétique et des caractéristiques des fluctuations. Puis, les oscillations de la vitesse, attribuées à la branche des flots zonaux dite mode géodésique acoustique (GAM), ont été caractérisées dans des expériences où la collisionalité varie. Elles sont comparées aux prédictions théoriques et aux résultats d'une simulation avec le code gyrocinétique GYSELA, utilisant les profils expérimentaux d'équilibre. La fréquence du GAM dans l'expérience est plus faible que prédit, en particulier aux plus basses collisionalités. Les variations de son intensité, détectées avec la transformée de Hilbert-Huang, montrent des bouffées d'oscillations de distributions analogues entre expérience et simulation, et dont la durée pourrait être liée à son interaction non-linéaire avec la turbulence ainsi qu'au phénomène d'amortissement de continuum observé dans la simulationTokamaks are toroidal machines designed to magnetically confine plasma and to host reactions of nuclear fusion. Their performance is limited by turbulent transport, which precise mechanisms are not fully elucidated. Turbulent fluctuations cause the onset of macroscopic mean flows, in the direction perpendicular to both magnetic field and small radius, called zonal flows. Their shear is known to decrease both fluctuation level and transport. Diagnostics of Doppler backscattering have been installed on Tore Supra (CEA Cadarache). They could measure the perpendicular velocity of turbulent fluctuations in different zones of the plasma. First, it is shown that, on average, fluctuations flow twice as fast at the low field side of the machine than at its top. The difference, significantly higher than predicted by common models, is put in perspective with the properties of magnetic equilibrium and the behaviour of fluctuations. Then, variations of the velocity, due to the zonal flow branch called geodesic acoustic mode (GAM), are examined in a series of experiments where collisionality is varied. Those observations have been quantitatively compared with a gyrokinetic simulation with the code GYSELA, using the equilibrium profiles from the experiments. GAM frequency in experiments is lower than predicted, especially at low collisionalities. In addition, the instationarity of GAM has been characterized with the Hilbert-Huang transform. Burts of GAM oscillations have similar statistics between experiments and simulation and their duration could be related with the nonlinear interaction between the GAM and turbulence and with the continuum damping which is observed in the simulation
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Dumont, Rémi. "Contrôle du profil de courant par ondes cyclotroniques électroniques dans les tokamaks". Phd thesis, Université Henri Poincaré - Nancy I, 2001. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00001589.
Abstract (sommario):
L'injection d'ondes radiofréquence dans un plasma de tokamak afin d'y générer le courant toroïdal répond à une double exigence. Premièrement, la nature non inductive de la méthode évite le recours aux courants variables circulant dans les bobines, peu compatibles avec l'opération stationnaire d'un futur réacteur. Par ailleurs, il est reconnu que la principale limitation des performances d'un plasma de fusion est causée par la turbulence électromagnétique. Celle-ci peut toutefois être réduite, voire supprimée, en optimisant le profil de courant, ce qu'autorise précisément l'emploi des ondes, dans le cadre des scénarios avancés. Cette thèse traite de l'utilisation de l'onde cyclotronique électronique (EC) en vue de contrôler le profil de courant. S'agissant d'une question cruciale conditionnant l'usage de cette onde dans les plasma chauds, l'effet de la température finie sur la polarisation de l'onde est d'abord étudié dans divers régimes. D'autre part, dans les scénarios avancés, l'association des ondes EC et hybride basse (LH) est prometteuse, du fait de leurs caractéristiques complémentaires. Une large partie de ce travail est donc consacrée à l'étude théorique, numérique et expérimentale des décharges combinées. Les résultats obtenus, parmi lesquels la démonstration analytique d'un effet de synergie entre les deux ondes, montrent clairement l'intérêt de ces scénarios et motivent la mise au point de nouvelles expériences.
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Gallo, Alberto. "Impact of the plasma geometry on the divertor power exhaust in a magnetic fusion reactor". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0001.
Abstract (sommario):
Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissanceA deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading
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Cottier, Pierre. "Modelling the turbulent transport of angular momentum in tokamak plasmas - A quasi-linear gyrokinetic approach". Palaiseau, Ecole polytechnique, 2013. http://pastel.archives-ouvertes.fr/docs/00/93/92/40/PDF/Manuscrit.pdf.
Abstract (sommario):
Le confinement magnétique dans les tokamaks est à l'heure actuelle la voie la plus avancée pour produire de l'énergie par fusion thermonucléaire. Des études théoriques et expérimentales ont montré que la génération de rotation permet d'en augmenter les performances par la réduction du transport turbulent à l'œuvre dans les plasmas de tokamaks. L'influence de la rotation sur les flux turbulents de chaleur et de particules ainsi que le transport du moment angulaire sont étudiés par simulation numérique dans le cadre du code gyro-cinétique, quasi-linéaire QuaLiKiz. A cette occasion, le code QuaLiKiz est modifié pour prendre en compte la rotation du plasma et calculer le flux de moment angulaire. Il est montré que le cadre de travail de QuaLiKiz permet de calculer le flux de moment angulaire y compris le stress résiduel induit par le cisaillement du champ électrique radial ainsi que l'effet de la rotation sur les flux de chaleur et de particules. Les approximations majeures du formalisme utilisé, en particulier la représentation de ballonnement à son ordre le plus bas et l'utilisation de fonctions propres analytiques calculées dans la limite hydrodynamiques, sont analysées en détail et leur validité vérifiée. La construction des flux quasi-linéaires est ensuite détaillée et le flux quasi-linéaire de moment angulaire dérivé. Les différentes contributions au flux turbulent de moment angulaire sont étudiées et comparées avec succès à la fois aux données de simulations gyro-cinétiques non-linéaires ainsi qu'aux données expérimentalesThe magnetic confinement in tokamaks is for now the most advanced way towards energy production by nuclear fusion. Both theoretical and experimental studies showed that rotation generation can increase its performance by reducing the turbulent transport in tokamak plasmas. The rotation influence on the heat and particle fluxes is studied along with the angular momentum transport with the quasi-linear gyro-kinetic eigenvalue code QuaLiKiz. For this purpose, the QuaLiKiz code is modified in order to take the plasma rotation into account and compute the angular momentum flux. It is shown that QuaLiKiz framework is able to correctly predict the angular momentum flux including the $$\exb$$ shear induced residual stress as well as the influence of rotation on the heat and particle fluxes. The major approximations of QuaLiKiz formalisms are reviewed, in particular the ballooning representation at its lowest order and the eigenfunctions calculated in the hydrodynamic limit. The construction of the quasi-linear fluxes is also reviewed in details and the quasi-linear angular momentum flux is derived. The different contributions to the turbulent momentum flux are studied and successfully compared both against non-linear gyro-kinetic simulations and experimental data
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Sheeba, Roshin Raj. "Synthetic diagnostics for plasma spectroscopy of magnetic fusion devices". Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/201217_SHEEBA_753c513mttwj498soje466ehx_TH.pdf.
Abstract (sommario):
Dans cette thèse, un outil numérique a été élaboré en combinant un code d’élargissement Stark avec un code développé pour le calcul du continuum de recombinaison (transitions libre-lié et libre-libre). L’outil permet de modéliser des spectres d’émission complet de la série Balmer de l’hydrogène/deutérium pour des plasmas de divertors de tokamaks en particulier les plasmas recombinants (détachés). En plus d’élargir les raies, l’environnement plasma abaisse le potentiel d’ionisation des atomes induisant un avancement du continuum. Ces effets statistiques du plasma sont pris en compte avec l’approche du facteur de dissolution des raies dans le continuum. Dans cette approche, au delà d’un niveau critique dépendant des paramètres plasma, les niveaux liés sont considérés comme des états libres. Cette approche a été implémentée en étendant le continuum au-delà de la limite théorique de la série et en transformant des états liés en états libres. Pour simplifier, au-delà de la limite d’Inglis-Teller, les profils des raies Balmer sont extrapolés de celui de la dernière raie résolue. Pour les faibles densités électroniques, un modèle collisionnel-radiatif a été utilisé pour le calcul des intensités. L’outil a été testé via la comparaison avec un spectre expérimental et a été utilisé pour prédire des spectres synthétiques pour WEST en utilisant des distributions spatiales de la densité de neutres et des paramètres plasma simulés par le code de transport SOLEDGE2D-EIRENE le long des lignes de visée. Cette approche des diagnostics synthétiques de la spectroscopie des plasmas peut être facilement élargie pour des prédictions efficaces des futures machines comme ITER et DEMOIn this thesis, a numerical tool is elaborated by combining a Stark lineshape code with another code developed for the calculation of the recombination continuum due to bound-free and free-free transitions. The tool is intended to model whole Balmer spectra emitted by hydrogen or deuterium atoms for tokamak divertor plasma conditions with a focus on recombining plasmas (detachment regime). In addition to Stark line broadening, the plasma environment affects hydrogen atoms by lowering the ionization potential leading to the advance of the continuum. For hydrogen emission, these statistical plasma effects are retained using the dissolution factor approach which allows the modeling of the gradual line merging into the continuum. In this approach, bound levels are considered as free levels beyond a critical level depending on the plasma parameters. The approach is implemented by extending the continuum beyond the theoretical series limit and transforming bound levels to free ones. For simplicity, beyonf the Inglis-Teller limit, the profiles of the Balmer lines are extrapolated from that of the last resolved line. For low electron densities, the line intensities are calculated using a collisional-radiative model. The numerical tool was checked by comparison with an experimental spectrum from literature. The numerical tool was applied to predict synthetic spectra for WEST using spatial distributions of the hydrogen density and of the plasma parameters simulated along viewing chords by the transport code SOLEDGE2D-EIRENE. This approach of synthetic diagnostics of plasma spectroscopy, can easily be extended for efficient predictions for future fusion devices like ITER and DEMO
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Scotto, d'Abusco Manuel. "Modélisation numérique du transport turbulent cœur-bord dans un tokamak en géométrie réaliste par une méthode numérique avancée". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2022. http://www.theses.fr/2022AIXM0173.
Abstract (sommario):
De nos jours, un défi reste la conception de scénarios de plasma optimisés pour le fonctionnement du tokamak afin de contrôler le flux de chaleur. Cela nécessite le développement de codes numériques efficaces et fiables avec des capacités prédictives pour les simulations de plasma. Ce travail vise à développer un code d'éléments finis d'ordre élevé basé sur un schéma numérique de Galerkin discontinu hybride avec d'intégration en temps implicite pour résoudre des équations de Braginskii dans différent géométries de tokamak et d'équilibre magnétique. Le schéma numérique permet d'effectuer des simulations avec des configurations magnétiques évoluant dans le temps, évitant un remaillage coûteux du domaine de calcul. La réalisation de l’outil numérique est présentée. La faisabilité de ce dernier est étudiée à travers une opération minutieuse de validation et de benchmarking avec SolEdge3X. Des sources de particules, dues au recyclage du plasma, et d'énergie, due au chauffage ohmique, sont introduites pour effectuer une simulation 2D d'une section poloidal de tokamak. Avec un tel modèle, les principales caractéristiques d'un plasma détaché sont étudiées pour la machine tokamak WEST. Les premières simulations cœur-bord d'une décharge WEST entière (plan #54487) sont présentées de la phase de démarrage à l'éitant du plasma. Les comparaisons entre l'interférométrie expérimentale et les données de simulation synthétique montrent un accord remarquable. L'évolution temporelle des particules et les flux de chaleur à la paroi sont analysés et exploités pour évaluer le sputtering du tungstène, en utilisant soit un modèle cinématique simple et soit le code Monte-Carlo ERO2.0Nowadays a challenge remains the design of optimized plasma scenarios for tokamak operation to control the heat flow from the core region to the wall. This calls for the development of efficient and reliable numerical codes with predictive capabilities for plasma simulations. The present work aims to develop a high-order finite elements code based on hybrid discontinuous Galerkin numerical scheme and an efficient implicit time integration method for solving non isothermal Braginskii reduced fluid equations in versatile tokamak and magnetic equilibrium geometries. The use of such numerical scheme allows to perform simulations with time evolving magnetic configurations, avoiding expensive re-meshing of the computational domain. The structure and the realization of such a numerical tool is presented. The feasibility of the latter is then investigated through a careful validation and benchmarking operation with SolEdge3X. Self-consistent sources of particle, due to plasma recycling, and energy due to Ohmic heating are introduced to perform 2D simulation of a full poloidal tokamak cross section. With such a model the main features of a detached plasma are investigated for the WEST tokamak machine. The first core-edge transport simulations of an entire WEST discharge (shot #54487) are shown from the start-up phase to the final plasma landing. Comparisons between experimental interferometry and synthetic simulation data show a remarkable agreement. The time evolution of the particles and heat fluxes at the wall, are analyzed and exploited to assess the tungsten sputtering, using both a simple cinematic model and the impurity tracker monte-carlo code ERO2.0
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Riquier, Raphaël. "Magnetic field in laser plasmas : non-local electron transport and reconnection". Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLX004/document.
Abstract (sommario):
Dans le cadre de la fusion par confinement inertiel, une capsule contenant le combustible de deutérium-tritium est implosée soit par irradiation laser (attaque directe, interaction laser – cible de numéro atomique faible), soit par un rayonnement de corps noir émis par une cavité convertissant le rayonnement laser (attaque indirecte, interaction laser – cible de numéro atomique élevé).Dans les deux cas, une modélisation correcte du transport électronique est cruciale pour avoir des simulations hydro-radiatives prédictives. Cependant, il a été montré très tôt que les hypothèses d'un mécanisme de transport linéaire ne sont pas applicables dans le cadre de l'irradiation d'une cible solide par un laser de puissance (I~10^14 W/cm²). Cela est dû d'une part à des gradients de température très importants (effets cinétiques dits « non-locaux ») ainsi qu'à la présence d'un champ magnétique auto-généré par effet thermo-électrique. Enfin, le flux de chaleur et le champ magnétique sont fortement couplés au travers de deux mécanismes : le transport du champ magnétique par le flux de chaleur (effet Nernst) et la rotation et inhibition du flux de chaleur par la magnétisation du plasma (effet Righi-Leduc).Dans le présent manuscrit, nous commencerons par exposer les différents modèles de transport électronique, et en particulier le modèle non-local avec champ magnétique, implémenté dans le code hydro-radiatif FCI2. Par la suite, nous chercherons à valider ce modèle par des comparaisons avec un code cinétique, puis avec une expérience lors de laquelle le champ magnétique a été mesuré par radiographie proton. Cela fait, nous utiliserons le code FCI2 pour expliquer la source et le transport du champ, ainsi que son effet sur l'interaction.Enfin, nous étudierons la reconnexion du champ magnétique, lors de l'irradiation d'une cible par deux faisceaux lasersIn the framework of the inertial confinement fusion, a pellet filled with the deuterium-tritium fuel is imploded, either through laser irradiation (direct drive, laser – low atomic number target interaction) or by the black body radiation from a cavity converting the laser radiation (indirect drive, laser – high atomic number target interaction).In both cases, a correct modeling of the electron transport is of first importance in order to have predictive hydro-radiative simulations. Nonetheless, it has been shown early on that the hypothesis of the linear transport are not valid in the framework of a solid target irradiated by a high power laser (I~1014 W/cm²). This is due in part to very steep temperature gradients (kinetic effects, so-called « non-local ») and because of a magnetic field self-generated through the thermo-electric effect. Finally, the heat flux and the magnetic field are strongly coupled through two mecanisms: the advection of the field with the heat flux (Nernst effect) and the rotation and inhibition of the heat flux by the plasma's magnetization (Righi-Leduc effect).In this manuscript, we will first present the various electron transport models, particularly the non-local with magnetic field model included in the hydro-radiative code FCI2. Following, in order to validate this model, we will compare it first against a kinetic code, and then with an experiment during which the magnetic field has been probed through proton radiography. Once the model validated, we will use FCI2 simulations to explain the source and transport of the field, as well as its effect on the interaction.Finally, the reconnection of the magnetic field, during the irradiation of a solid target by two laser beams, will be studied
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Laribi, Elias. "Modélisation numérique de l'impact de la géométrie magnétique sur le plasma de bord des tokamaks". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0298.
Abstract (sommario):
Ce travail de thèse a montré que, dans une configuration limiteur, l’élongation des surfaces magnétiques a un effet stabilisant vis-à-vis de la turbulence dans le plasma de bord, ce qui conduit à une diminution de la largeur du plasma de bord quand l’élongation augmente. En ce qui concerne la triangularité, cette thèse a montré que ses effets sur le plasma de bord étaient plus faibles que ceux de l’élongation. Un travail théorique sur un modèle simplifié d'interchange a permis de comprendre ces tendances. Ces travaux ont également mis en lumière l'importance de la variabilité spatiale du champ magnétique sur la taille poloïdale des structures turbulentes et donc sur les flux turbulents radiaux qui en découlent. Dans un second temps, l’étude d’une configuration divertor à un point X nous a permis de voir que la variabilité spatiale du champ magnétique était telle qu'elle pourrait être une des causes du renforcement du caractère ballonné côté faible champ de la turbulence en géométrie divertor. Toujours en géométrie divertor, cette thèse a également montré que davantage de chaleur était déposée sur le matériau interne par rapport au matériau externe lorsque le champ magnétique toroïdal est orienté dans le sens direct (= dérive magnétique des ions vers le point X). Cela peut s'expliquer par l'existence d'une circulation importante de plasma du côté faible champ vers le côté fort champ au niveau du point X que l’on a observée dans cette configuration. Enfin, on a pu confirmer qu’une manière d’améliorer cette répartition des flux de chaleur sur les parois consiste à faire coïncider parfaitement deux points X (= snowflake idéal proposée en 2007 par Ryutov et Soukhanovski)This phD work has shown that, in a limiter configuration, the elongation of magnetic surfaces has a stabilizing effect with respect to the edge plasma turbulence. This leads to a reduction of the edge plasma width when the elongation increases. Regarding triangularity, this phD work revealed that its effects on the edge plasma were weaker than those of elongation. A better understanding of these trends has been possible thanks to a theoretical work on a simplified interchange model. This work has also revealed the importance of the magnetic field spatial variability on the poloidal size of turbulent structures and therefore on the radial turbulent fluxes. In a second step, the study of a divertor configuration with one X point has shown that the the magnetic field spatial variability was so important that it could be one of the reasons that explain the enhancement of the low field side ballooned nature of edge plasma turbulence in a divertor geometry. Still concerning the divertor geometry, this phD also revealed that the internal material receives more heat compared to the external material when the toroidal magnetic field is oriented in the direct direction (= magnetic drift of the ions pointing towards the X point). A possible explanation of this observation is the existence of a significant plasma circulation from the low field side to the high field side at the X point that we observed in this configuration. Finally, we were able to confirm that one way to improve this heat flux distribution on the walls was to merge two X points perfectly (= ideal snowflake proposed in 2007 by Ryutov and Sukhanovsky)
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Jesko, Karol. "Studying divertor relevant plasmas in linear devices : experiments and transport code modelling". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0010.
Abstract (sommario):
Les prédictions concernant le fonctionnement des divertors de tokamak reposent généralement sur des codes de transport de bord, consistant en un code de plasma fluide associé à un code de Monte Carlo pour les espèces neutres. Les machines linéaires Magnum-PSI et Pilot-PSI chez DIFFER, produisant des plasmas comparables à ceux d'ITER (Te ∼ 1 eV, n_e ∼ 10²⁰ m⁻³). Dans cette thèse, les décharges de plasma ont été étudiées expérimentalement et par modélisation utilisant le code Soledge2D-Eirene afin de: a) rechercher quels phénomènes doivent être inclus dans la modélisation pour reproduire les tendances expérimentales et b) pour mieux interpréter les expériences . Expérimentalement, l’effet de la pression neutre Pn a été étudié par diffusion Thomson, par une sonde de Langmuir, par spectroscopie visible et par calorimétrie. Nous avons montré qu'un faisceau de plasma peut être efficacement terminé par une couche de gaz neutre. Ensuite, à partir de comparaisons d’expériences et de simulations, nous avons montré qu’il était essentiel d’inclure les collisions élastiques entre le plasma et les molécules pour pouvoir reproduire les expériences. De plus, la Te proche de la cible est systématiquement surestimé, ce qui sous-estime le taux de recombinaison. Enfin, nous avons montré expérimentalement l’importance de l’inclusion de la recombinaison de surface dans le flux d’énergie de surface dans les plasmas à basse température. Les travaux présentés dans cette thèse contribuent à la compréhension des interactions plasma-neutre, en particulier dans les concepts de divertors plus fermés de nouvelle génération (MAST-upgrade, DIII-D)Predictions for the operation of tokamak divertors typically rely on edge transport codes, consisting of a fluid plasma code in combination with a Monte Carlo code for neutral species. The linear devices Magnum-PSI and Pilot-PSI at DIFFER, operating with a cascaded arc plasma source that produces plasmas comparable to those expected in the ITER divertor (Te ∼ 1 eV, n_e ∼ 10²⁰ m⁻³). In this thesis, plasma discharges have been studied both experimentally and by modelling using the Soledge2D-Eirene code in order to a) investigate which phenomena need to be included in the modeling to reproduce experimental trends and b) provide new insights to the interpretation of experiments. Experimentally, the effect of neutral pressure Pn was investigated using Thomson scattering, a Langmuir probe, visible spectroscopy and calorimetry. We have shown that a plasma beam can be effectively terminated by a blanket of neutral gas. Next, from comparisons of experiments and simulations, we have found that it is critical to include elastic collisions between the plasma and molecules if experiments are to be reproduced. Furthermore, the near-target Te is systematically overestimated by the code, underestimating the recombination rate thereby. Lastly, we have experimentally shown the importance of the inclusion of surface recombination to the surface energy flux in low temperature plasmas, an effect that is generally known but difficult to measure in fusion devices. The work presented in this thesis contributes to the understanding of plasma-neutral interactions especially in new generation, closed divertor concepts (i.e. MAST-upgrade, DIII-D)
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Addab, Younes. "Formation, caractérisation et bombardements ioniques de films minces de WO3 d'intérêt pour la fusion magnétique". Thesis, Aix-Marseille, 2016. http://www.theses.fr/2016AIXM4765/document.
Abstract (sommario):
Dans ce travail, nous étudions la stabilité thermique et les effets des irradiations par un plasma d'hélium ou de deutérium de films minces de WO3 d’intérêt pour la fusion magnétique (projet ITER). L’objectif est de comprendre comment une oxydation du divertor modifie les interactions plasma paroi. Pour cela, nous avons synthétisé des films de WO3 par oxydation thermique de substrats de W à 400°C et caractérisé les effets du type de substrat, de la pression d’oxygène et du temps d’oxydation sur la structure et sur l’épaisseur des oxydes formés. La structure (monoclinique nanocristalline), la morphologie et les défauts des échantillons ont été analysés avant et après traitement, à différentes échelles, en utilisant la microscopie électronique, la microscopie Raman, la diffraction de rayons X, et la microscopie à force atomique.Le chauffage sous vide (400 - 800°C) a conduit à la formation de WO2. Le bombardement aux ions D+ (11 eV) a mené à une diffusion profonde du deutérium à travers le film d’oxyde, engendrant un effet électrochimique, observé ici pour la première fois sous irradiation plasma. Cet effet, réversible, est associé à la formation de bronzes de tungstène (DxWO3) et à une transition de phase vers une structure hexagonale. Des bombardements aux ions He+ (20 eV) ont été réalisés afin de dissocier les effets physiques et chimiques. A température ambiante, le bombardement a causé peu de changements morphologiques et structuraux. Par contre, le autre bombardement à 400°C a causé une érosion du film d’oxyde accompagnée d’un changement de couleur, une amorphisation en surface et la formation de bulles à l’interface W / WO3As part of laboratory studies devoted to magnetic fusion we have investigated the thermal stability and the effects of helium and deuterium plasma irradiation on tungsten oxide thin films. The objective is to predict the consequences of the oxidation of the W plasma facing component (divertor) for plasma wall interactions.To this aim, we have synthesized WO3 films by thermal oxidation of W substrates at 400°C and we have characterized the effects of the W substrate, the oxygen pressure and the oxidation duration on the structure and the thickness of the oxide films. The sample crystalline structure (monoclinic nanocrystalline), defects and morphologies were characterized before and after treatment using scanning and transmission electron microscopies, Raman microscopy, X-Ray diffraction and atomic force microscopy. Heating under vacuum up to 800°C leads to changes in the film structure and composition which results in the formation of WO2. D+ bombardment (11 eV) leads to D+ diffusion throughout the oxide film and to an electrochromic effect, here observed for the first time under plasma irradiation. This effect - which turned out to be reversible - is related to the formation of W bronzes (DxWO3) and to a phase transition of the oxide toward a hexagonal structure. Helium bombardments (20 eV) have then been performed to unravel physical and chemical processes at play. He+ bombardment at room temperature causes slight structural and morphological changes. On the contrary, He+ bombardment at 400°C leads to a significant erosion of the oxide film, accompanied by a colour change, the surface amorphisation and the formation of bubbles at the W / WO3 interface
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Bailly-Grandvaux, Mathieu. "Laser-driven strong magnetic fields and high discharge currents : measurements and applications to charged particle transport". Thesis, Bordeaux, 2017. http://www.theses.fr/2017BORD0557/document.
Abstract (sommario):
La problématique de génération de champs magnétiques quasi-statiques intenses constitue un défi pour la physique de l’interaction laser-plasma. Proposé il y a 30 ans, l’utilisation de cibles "boucles" irradiées par laser se distinguent par leur design compact ne nécessitant aucune génération de courant pulsé en plus de la puissance laser et ont dévoilé récemment leur grand potentiel.Ce travail de thèse s’attache à la caractérisation des phénomènes physiques et au développement de cette technique. On a ainsi montré la génération de forts champs magnétiques quasi-statiques par interaction laser-matière (500 J, durée laser de 1 ns et intensité ~10^17 W/cm^2) atteignant une amplitude de plusieurs centaines de Teslas pendant 2 à 3 ns. L'évolution temporelle et la distribution spatiale des champs magnétiques ont été mesurés par trois diagnostics indépendants : sondes B-dot, rotation de Faraday et défléctométrie de protons. La caractérisation des mécanismes physiques sous-jacents ont aussi fait appel à des diagnostics de rayonnements X de la région irradiée par laser ainsi qu’à des mesures d’ombroscopie optique du fil de la boucle en expansion.Une application de ces champs au guidage magnétique d’électrons relativistes dans la matière dense a permis d'ouvrir de nouvelles perspectives au transport de hautes densités d’énergies dans la matière. En effet, en laissant suffisamment de temps pour que le champ magnétique pénètre dans la cible dense, une amélioration d’un facteur 5 de la densité d’énergie portée par les électrons après 50 µm de propagation a été mise en évidence.En outre, des décharges de courants intenses consécutives à l'irradiation par impulsion laser courtes (50 J, durée laser < 1 ps et intensité ~10^19 W/cm^2) ont été observées. Une imagerie protonique de la décharge a permis de mesurer la propagation d’une onde électromagnétique à des vitesses proches de la vitesse de la lumière. Cette onde d’une durée de ~ 40 ps a été utilisée comme lentille électromagnétique pour focaliser et sélectionner sur une bande étroite d'énergie un faisceau de protons de plusieurs MeV (jusqu’à 12 MeV) passant dans la boucle.Les résultats de ces différentes mesures et applications expérimentales ont été par ailleurs confrontées à des simulations et à des modèles analytiques.Les applications de cette thèse se déploient sur des aspects comme :- la fusion par confinement inertiel, en guidant des faisceaux d'électrons relativistes jusqu'au cœur de la capsule de combustible, tout en confinant les particules qui y déposent leur énergie ainsi que celles créées par les réactions de fusion nucléaire;- l'astrophysique et la planétologie de laboratoire, en générant des sources secondaires de particules énergétiques ou de rayonnement afin de porter la matière dense a de très hautes températures (matière tiède et dense), ou en magnétisant des plasmas pour reproduire des phénomènes astrophysiques à plus petite échelle au laboratoire;- et enfin le contrôle de faisceaux de particules chargées dans le vide pour le développement de sources laser dans le cadre d'applications s'effectuant à distance de la source notamment en science, dans l'industrie, ou même en médecineThe problem of strong quasi-static magnetic field generation is a challenge in laser-plasma interaction physics. Proposed 30 years ago, the use of the laser-driven capacitor-coil scheme, which stands out for its compact design while not needing any additional pulsed power source besides the laser power, only recently demonstrated its potential.This thesis work aims at characterizing the underlying physics and at developing this scheme. We demonstrated the generation of strong quasi-static magnetic fields by laser (500 J, 1 ns-duration and ~10^17 W/cm^2 intensity) of several hundreds of Teslas and duration of 2-3 ns. The B-field space- and time-evolutions were characterized using three independent diagnostics: B-dot probes, Faraday rotation and proton-deflectometry). The characterization of the underlying physical processes involved also X-ray diagnostics of the laser-irradiated zone and optical shadowgraphy of the coil rod expansion.A novel application of externally applied magnetic fields to guide relativistic electron beam in dense matter has been carried out and the obtained results set the ground for improved high-energy-density transport in matter. Indeed, allowing sufficient time for the dense target magnetization, a factor 5 improvement of the electron energy-density flux at 50µm-depth was evidenced.Besides, the generation of high discharge currents consecutive to short laser pulse irradiation (50 J, <1 ps-duration and ~10^19 W/cm^2 intensity) was also pointed out. Proton imaging of the discharge permitted to measure the propagation of an electromagnetic wave at a velocity close to the speed of light. This wave, of ~40ps-duration, was used as an electromagnetic lens to focalize and energy-select a narrow energy range within a multi-MeV proton beam (up to 12 MeV) passing through the coil.All-above experimental measurements and application results were thoroughly compared to both computer simulations and analytic modeling.The applications of this thesis work in a near future will concern:- inertial confinement fusion, by guiding relativistic electron beams up to the dense core nuclear fuel, and by confining particles depositing their energy in it, or even those resulting from the fusion reactions;- laboratory planetology and astrophysics, by generating secondary sources of energetic particles and radiation to reach the warm-dense-matter state or by magnetizing plasmas to reproduce astrophysical phenomena in scaled experiments;- and finally, the control of charged particle beams in vacuum, useful in particular for the development of laser-driven sources for distant applications in science, industry or even medecine
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Meireni, Mutia. "Spectroscopic diagnostic of magnetic fusion plasmas : application to ITER". Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0218.
Abstract (sommario):
Cette thèse porte sur la modélisation du rayonnement de raies émis par les plasmas de fusion magnétique pour faire des applications au diagnostic. Une attention particulière est apportée aux électrons découplés (« runaway »), qui sont attendus avec une proportion significative dans ITER. Dans le premier chapitre, nous donnons une introduction générale sur la fusion magnétique et sur les machines tokamak, ainsi que sur les disruptions ; ces dernières sont engendrées par des instabilités et elles peuvent conduire à la formation de faisceaux d’électrons runaway très énergétiques. Dans le deuxième chapitre, le formalisme utilisé dans les modèles d'élargissement de raies spectrales est présenté, à partir d’outils de mécanique quantique et de physique statistique. Des calculs numériques de raies de Balmer sont également effectués dans le cadre d’une application aux diagnostics synthétiques. Dans le troisième chapitre, nous discutons de la physique relative aux ondes de Langmuir, notamment, l’amortissement Landau et son processus inverse, l’instabilité faisceau-plasma. Ce processus engendre un champ électrique oscillant, dont l’amplitude peut être évaluée à l’aide de la théorie quasi-linéaire. Nous présentons cette théorie ainsi qu’une généralisation aux régimes fortement non linéaires dans lesquels les ondes de Langmuir sont couplées aux ondes sonores et électromagnétiques. Enfin, dans le quatrième chapitre, nous appliquons le formalisme pour différentes densités de faisceau dans des conditions de plasma de bord de tokamak et nous examinons la faisabilité d’un diagnostic spectroscopique des électrons runawayThis thesis focuses on the modeling of the atomic line radiation emitted by magnetic fusion plasmas for diagnostic purposes. An improvement of the accuracy of diagnostics is proposed, in order to have a better characterization of runaway electrons in the context of ITER preparation. In the first chapter, we discuss about fusion reaction, about how it is produced in tokamak machines, and we discuss about the disruptions, which are a consequence of instabilities. They are one cause of runaway electrons. In the second chapter, the formalism used in spectral line broadening models is introduced based on quantum mechanics and statistical physics. Numerical calculations are also presented. They are done for applications to synthetic diagnostics in tokamak divertor plasma conditions. Hydrogen Balmer lines with a moderate principal quantum number are considered. In the third chapter, we discuss the physics underlying Langmuir waves. This includes the Landau damping process and its inverse counterpart, the plasma-beam instability mechanism. It is possible to calculate the magnitude of the electric field which is created by a beam of electrons using the quasilinear theory. We present this theory and we present a generalization to strongly nonlinear regimes for which the Langmuir waves are coupled with the ion sound and electromagnetic waves. Finally, we discuss this model and, next, apply the formalism for different beam densities in tokamak edge plasmas and we examine the possibility for making a diagnostic of runaway electrons based on atomic spectroscopy in the fourth chapter
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Elarif, Ali Aboudou. "Approximation par éléments finis C1 des modèles magnétohydrodynamiques pour les plasmas de fusion". Thesis, Université Côte d'Azur, 2020. http://www.theses.fr/2020COAZ4108.
Abstract (sommario):
Cette thèse participe au développement de méthodes numériques avancées pour simuler les instabilités du plasma pour la fusion par confinement magnétique dans les tokamaks. Ces écoulements sont décrits dans un cadre général par des modèles fluides de type magnetohydrodynamique(MHD) et peuvent être considérés comme incompressibles dans certaines approximations connues sous le nom de modèles MHD réduits. Dans ce travail, la contrainte d’incompressibilité est traitée par l’introduction de fonctions de courant. Une conséquence de cette formulation est l’apparition de termes différentiels d’ordre 4 dans les équations. L’utilisation de fonctions C 1 est alors nécessaire pour appliquer la méthode des éléments finis de Galerkin conforme. Nous avons utilisé la méthode des éléments finis dite de Clough Tocher(CT) réduite sur des triangulations générales. La méthode a été validée sur des problèmes simples, puis étendue à des problèmes pertinents pour l’étude des plasmas de fusion. Tout d’abord, l’équilibre des plasmas décrit par l’équation de Grad-Shafranov a été abordé. Ensuite, nous avons étudié des modèles incompressibles dans une formulation fonction de courant pure. Premièrement, nous avons introduit une discrétisation des équations incompressibles de Navier-Stokes qui constituent un sous-modèle des équations de la MHD incompressible. Nous avons montré la stabilité en énergie de la méthode et démontré ses performances sur certains cas tests standards. Nous avons ensuite étendu ce schéma numérique aux équations de la MHD incompressible. Nous avons également démontré la stabilité en énergie de l’approche numérique et appliqué le schéma numérique à la simulation d’un problème d’instabilité du plasma connu sous le nom de "instabilité du tilt".Au vu des résultats obtenus, la méthode CT s’est révélée adaptée à la simulation des instabilités du plasma décrites par les modèles MHD. En raison de sa capacité à représenter des géométries complexes, elle se compare favorablement aux autres méthodes numériques en termes de précision, de temps CPU, de coût mémoire et de la flexibilitéThis thesis participates in the development of advanced numerical methods to simulate plasma instabilities for fusion by magnetic confinement in tokamaks. These flows are described in a general framework by magnetohydrodynamic(MHD) fluid models and can be considered incompressible in some approximations known as reduced MHD models. In this work, the incompressibility constraint is dealt with by the introduction of stream functions. A consequence of this formulation is the appearence of differential terms of order 4 in the equations. The use of C 1 functions is then required to apply the conforming Galerkin finite element method. We have used the the so-called reduced Clough-Tocher(CT) finite element method on general triangulations. The method has been validated on simple problems and then extented to problems relevant for the study of fusion plasmas. First, plasma equilibrium described by the Grad-Shafranov equation, has been investigated. Then we have studied incompressible models in a pure streamfunction formulation. First, we introduced a discretization of the incompressible Navier-Stokes equations which constitute a sub-model of the incompressible MHD equations. We have shown the stability in energy of the method and demontrated its performance on some standard test cases. We have then extended this numerical scheme to the incompressible MHD equations. We have also proved the stability in energy of the numerical approach and applied the numerical scheme to the simulation of the well known "tilt instability". In view of the results obtained, the CT method appears to be suitable for the simulation of plasma instabilities described by MHD models. Due to its capability to represent complex geometry, it compares favorably to other numerical methods in term of accuracy, CPU time, memory cost and versatility. jfavorably to other numerical methods in term of accuracy, CPU time, memory cost and versatility
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Gallo, Alberto. "Impact of the plasma geometry on the divertor power exhaust in a magnetic fusion reactor". Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0001/document.
Abstract (sommario):
Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissanceA deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading
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Gracias, William Agnelo. "The numerical study of filament dynamics in tokamak scrape-off layer plasmas". Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0731.
Abstract (sommario):
La présence de structures filamentaires est souvent rapportée dans plusieurs machines de fusion nucléaire à confinement magnétique, spécialement sur lequel s'appelle Tokamak. Etant porteurs de grandes quantités des particules et chaleur, la présence des filaments dans le bord du tokamak (le scrape-off layer, SOL) pourraient poser des dangers aux superficies solides du tokamak. Pour mieux comprendre leur comportement, dans le cadre de cette thèse doctorale, les filaments sont étudiés par les expériences numériques en utilisant un modèle 3D fluide istherme, TOKAM3X en les considerant comme structures isolées et structures spontanées. Cette manière de les étudier permet de faire divers analyses paramétriques – par exemple la resistivité parallèle du plasma et la présence d'un cisaïllement magnétique, et au même temps les propriétés du filaments (comme sa longeur parallèle, et son intensité de densité). Ces études montrent un impact fort de la resistivité parallèle sur la velocité des filaments et en conséquence peut modifier leur temps de vie dans le bord de la machine. Les résultats des simulations sur le cisaïllement magnétique et la séparatrice indiquent qu'ils sont des ingrédients clés pour la destruction et génération des filaments. En plus, la comparaison entre les filaments initialisés (seeded) et les filaments formés spontanément montre qu'ils ne sont pas parreils dans leur comportement, bien que leurs characteristiques moyennées en temps sont bien conservéesFilamentary transport has been experimentally observed in a multitude of magnetically confined fusion devices, especially of the tokamak type. Filaments are carriers of large quantities of particles and heat and as such, their presence in the SOL has implications for the target surface design in future fusion reactors. To better understand their nature, this doctoral thesis studies filaments through computer simulations as isolated structures and spontaneously forming structures, using a 3D fluid model called the TOKAM3X. Parametric studies using the model for studying the effect of the plasma's parallel resistivity and magnetic shear, and also the filament's parallel extension and size/density amplitude are performed and analysed. The studies reveal the strong impact of the parallel resistivity on filament velocities and hence their lifetimes in the SOL. The doctoral work also looked at the impact of strong local magnetic shear and the separatrix on the motion and generation of filaments. The results from the simulations performed reveal that strong shear mechanisms may be key to the destruction and formation of filaments. Further, a comparison of spontaneously forming and seeded filaments shows that seeded filaments do not behave completely the same way as spontaneously forming ones. But their mean velocity characteristics are still retained to a good degree
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Sepetys, Arvydas. "Tungsten sources in the divertor and the main chamber and contamination of the WEST tokamak plasmas". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0506.
Abstract (sommario):
Afin d'assurer un fonctionnement contrôlé des tokamaks, il est nécessaire de comprendre les mécanismes responsables de la contamination des plasmas de fusion magnétique par des impuretés. La préparation de l'exploitation d'ITER équipé d'un divertor en tungstène, exige de surveiller les sources de tungstène et de caractériser comment les atomes de tungstène érodés sont transportés à travers les zones périphériques. L'une des questions est d'identifier la localisation des sources qui dominent la contaminationDans ce travail, nous nous appuyons sur des mesures spectroscopiques dans les gammes spectrales visible et VUV pour caractériser les impuretés, et en particulier le tungstène, dans les plasmas de WEST. Nous avons étudié la cohérence des de ces mesures avec des données expérimentales provenant d'autres diagnostics (sondes, thermocouples). Nous utilisons l'intensité des raies, mais nous présentons également une étude détailée de la modélisation des profils de raies de tungstène neutreAfin de mieux comprendre les voies de contamination, des plasmas de WEST ont été modélisés à l'aide du code ERO2.0. Au début, le code Soledge2D-EIRENE(S2DE) modélise le plasma de fond, y compris une impureté légère générique, le transport radial étant ajusté sur les mesures disponibles. Après, ERO2.0 utilise le plasma de fond généré par S2DE comme entrée pour modéliser la distribution du W érodé et étudier comment les différents éléments de paroi influencent la distribution poloïdale de densité de tungstène. La probabilité de contamination des sources dues aux différents éléments de paroi a aussi été évaluée. Le rôle du divertor et des protections d'antenne est plus particulièrement discutéUnderstanding the mechanisms responsible for the contamination of magnetically confined plasmas by impurities is necessary to achieve sustainable and controlled operation of tokamaks. To prepare ITER operation with its tungsten divertor, it is necessary to monitor tungsten sources in present tokamaks and to characterize how eroded tungsten atoms get transported across the scrape off layer into the confined plasma. One of the questions is to identify the location of the sources driving the contamination.In this work, spectroscopic measurements in the visible and VUV spectral ranges were performed to characterize impurities, and particularly tungsten, in WEST plasmas. Their consistency with other available experimental data from various diagnostics (probes, thermocouples) was studied. We make use of spectral line intensities, but also present a modelling study of the line shape change of neutral tungsten lines at different plasma conditions.In order to better understand the W contamination pathways, WEST plasmas were modelled using the ERO2.0 code. First, as an input to ERO2.0, the Soledge2D-EIRENE code generated background plasmas including a generic light impurity, where radial transport is adjusted so that the plasma background is consistent with available diagnostics. In a second step, ERO2.0 uses the Soledge2D-EIRENE results as an input to generate the poloidal ion distributions of eroded tungsten and investigate how different source areas influence the poloidal tungsten density field. The contamination probability of the sources due to various wall elements was also evaluated. The role of the divertor and the antenna protection limiters are discussed in more detail
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Breton, Sarah. "Tungsten transport in a tokamak : a first-principle based integrated modeling approach". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0007.
Abstract (sommario):
La fusion par confinement magnétique est actuellement la voie la plus avancée pour produire de l’énergie grâce à la réaction de fusion. L’un des défis à relever concerne la contamination du plasma par le Tungstène (W), un matériau capable de résister aux hauts flux de chaleur. A cause de son grand nombre atomique, le W rayonne dans les plasmas de tokamak. S’il s’accumule au cœur du tokamak, il refroidit le plasma. Il est donc crucial de comprendre les mécanismes du transport du W et d’identifier les paramètres favorisant son accumulation. Le W interagit de façon non-linéaire avec les différents paramètres du plasma. La simulation intégrée est le seul outil permettant à tous ces paramètres d’être simulés de façon auto-consistante durant plusieurs temps de confinement. Pour la première fois, l’outil de simulation intégrée est couplé à des codes de transport premiers principes modélisant de façon auto-consistante les transports turbulent et collisionnel du W, les profils de densité, température, rotation, radiation, et l’évolution du chauffage. Pour des raisons numériques, certains phénomènes ne sont pas modélisés et l'interaction plasma/paroi interne est simplifiée. A chaque pas de temps, cette simulation reproduit avec succès les signaux expérimentaux et le comportement du W. De plus, des acteurs responsables de l’accumulation du W (la rotation et la source centrale de particules) sont identifiés. Enfin, la simulation intégrée a permis de mettre en lumière l’effet stabilisant du W sur la turbulence. Le travail accompli montre que la simulation intégrée premiers principes permet désormais d'optimiser à l'avance les scénarios de plasma afin d'y limiter l'accumulation de WMagnetic confinement fusion is currently the most advanced way to produce energy thanks to Deuterium/Tritium reaction. One of the challenges is the limitation of the reaction contamination because of Tungsten (W), a material capable of resisting high heat fluxes. W large atomic number causes W to radiate inside tokamak plasmas. If W accumulates in the central part, it cools down the plasma. It is therefore crucial to understand the mechanisms of W transport and identify the actuators of the accumulation process. W transport is involved in complex interplays with the plasma parameters (density, temperature, rotation). Therefore the use of integrated modeling is mandatory in order to evolve self-consistently all those parameters for several confinement times. For the first time, an integrated modeling tool is coupled to first-principle transport codes to self-consistently simulate the time evolution of the W behavior, as well as the evolution of density, temperature, rotation profiles, radiation and external heating. For numerical reasons, several phenomena are not modeled, and the physics of the interaction with the inner wall is simplified. At each time step, this simulation successfully reproduces experimental profiles and the W central accumulation. Moreover, actuators of the central W accumulation (rotation and central particle fueling) were identified. Finally, integrated modeling simulation allowed bringing out a very interesting non-linear mechanism: the stabilizing effect of W on turbulence. This work demonstrates that first-principles integrated modeling now allows to design and optimize in advance plasma scenarios with limited W central accumulation
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Lo-Cascio, Guillaume. "Barrières et transport des impuretés dans les plasmas de Tokamak". Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0280.
Abstract (sommario):
La fusion nucléaire est le processus qui anime le plasma de cœur des étoiles et consiste à fusionner des noyaux légers, typiquement des isotopes de l'hydrogène, en un noyau plus lourd comme l'hélium. Le déficit de masse engendré via ce type réaction donne en sortie une quantité d'énergie importante, le tout sans émettre de gaz à effet de serre. Cette réaction de fusion via confinement gravitationnel est impossible à effectuer sur Terre et il est donc nécessaire de trouver un autre moyen de confiner un plasma à plusieurs millions de Kelvin si l'on souhaite exploiter cette source d'énergie. Le moyen le plus étudié pour atteindre cet objectif aujourd'hui est la fusion par confinement magnétique. En effet, les particules chargées suivent une trajectoire circulaire autour des lignes de champ magnétique. Il est donc possible de construire un réacteur, usuellement de forme toroïdale, permettant de confiner un plasma moins dense que dans le cœur des étoiles, mais à des températures 10 fois plus élevées. Un champ magnétique dans l'axe principal du tore est alors généré par des bobines transverses (i.e. poloïdales) qui injectent un courant dans ce même axe toroïdal. Ce dernier génère un champ magnétique transverse qui, une fois combiné avec le premier champ, créé un champ total hélicoïdal reposant sur des surfaces toroïdales imbriquées. Les particules qui évoluent dans ces surfaces fermées sont alors dites confinées. Cependant, le confinement du plasma dans un tokamak n'est pas parfait ; les collisions Coulombiennes permettent aux ions de dériver vers les parois en traversant la dernière surface de flux fermée du tokamak (i.e. la séparatrice). Ce phénomène de transport est appelé transport « néoclassique ». En revanche, les coefficients de transports calculés à partir de la théorie néoclassique sont 2 à 3 ordres de grandeurs en dessous des valeurs expérimentales. Le transport observé dans les tokamaks est dû principalement à des instabilités se développant en turbulence en puisant dans l'énergie libre stocké dans les gradients de température notamment, augmentant ainsi grandement le transport de chaleur et de particules vers les parois du tokamak. Ce transport peut toutefois être limité via une transition d'état qui s'opère en injectant de l'énergie dans le tokamak via des neutres rapides. Une réduction très importante du transport et un raidissement des profils de pression au bord est alors observé ; une « barrière de transport » s'est mise en place. Cette transition L-H (i.e. « Low - High ») est reproductible expérimentalement dans de nombreux tokamak et est le mode de fonctionnement standard envisagé pour ITER. Cependant, même en mode H, des flux importants de particules et de chaleur peuvent atteindre la paroi et la pulvériser. Des impuretés peuvent alors contaminer le cœur du plasma et entraîner une disruption. C'est notamment le cas du tungstène qui n'est pas complètement ionisé dans les conditions des plasmas de cœur et réémet alors une grande partie de l'énergie qu'il absorbe sous forme de rayonnement. Dans cette thèse, nous avons étudié via GYSELA, un code gyrocinétique 5D massivement parallélisé développé par le CEA Cadarache, les différents mécanismes permettant de générer les barrières de transport. Pour cela, une source de cisaillement poloïdal a été utilisé afin de réduire localement l'intensité turbulente. La réduction importante de la taille moyenne des structures turbulentes a engendré une réduction équivalente du flux de chaleur et du coefficient de diffusivité associé, permettant d'établir clairement la formation d'une barrière de transport. Enfin, des simulations en présence d'impuretés (He, Ar, W) en présence de cette barrière de transport ont montré que la barrière de transport ainsi généré empêche les impuretés lourdes venant de l'extérieur de contaminer le plasma de cœur en augmentant notamment l'effet d'écrantage thermique, améliorant ainsi la qualité du confinementNuclear fusion is the process that powers stars and consists in fusing light nuclei, typically hydrogen isotopes, into a heavier nucleus such as helium. The mass deficit obtained through this type of reaction yields significant amount of energy without emitting greenhouse gases. Fusion through gravitational confinement is impossible to do on Earth. Another way of confining fusion plasma, which are at several millions Kelvin, is required if we want to exploit this source of energy. Nowadays, the most widely studied way of achieving fusion is by magnetically confining the plasma. Since charged particles follow a circular trajectory around magnetic field lines. It is therefore possible to build a reactor, usually toroidal in shape, to confine a plasma that is less dense than in the cores of stars, but at temperatures 10 times higher. A magnetic field along the main axis of the toroid is generated by transverse (i.e. poloidal) coils that inject a current along the same toroidal axis. This generates a transverse magnetic field which, when combined with the first field, creates a total helical field based on interlocking toroidal surfaces. The particles evolving in these closed surfaces are then said to be confined. However, plasma confinement in a tokamak is not perfect; Coulomb collisions allow ions to drift towards the walls by crossing the last closed flux surface of the tokamak (i.e. the separator). This transport phenomenon is known as "neoclassical" transport. However, the transport coefficients calculated using neoclassical theory are 2 to 3 orders of magnitude lower than the experimental values. The transport observed in tokamaks is mainly due to instabilities developing in turbulence by drawing on the free energy stored in the temperature gradients, thus greatly increasing the transport of heat and particles towards the walls of the tokamak. Nonetheless, this transport can be limited by a state transition that takes place by injecting energy into the tokamak via fast neutrals. A very significant reduction in transport and a stiffening of the pressure profiles at the edge is then observed; a "transport barrier" has been set up. This L-H (i.e. "Low - High") transition is experimentally reproducible in many tokamaks and is the standard operating mode envisaged for ITER. However, even in H mode, large flows of particles and heat can reach the wall and pulverise it. Impurities (i.e. species not involved in the fusion reaction) can then contaminate the plasma core and dilute or even extinguish it. This is particularly the case with tungsten, which is not completely ionised under core plasma conditions and therefore re-emits much of the energy it absorbs in the form of radiation. In this thesis, we used GYSELA, a 5D gyrokinetic massively parallelized code developed by CEA Cadarache, the various mechanisms that generate transport barriers. To this end, a sheared poloidal momentum source was used to reduce turbulent intensity locally. The resulting quench of turbulent structures size led to an equivalent reduction in heat flux and associated diffusivity coefficient. Those elements led us to conclude that a transport barrier was successfully triggered in our simulations. Finally, simulations with impurities (He, Ar, W) with and without a transport barrier showed that the transport barrier successfully prevented heavy impurities from outside the barrier to penetrate and contaminate the core plasma. Thermal screening effect is mainly responsible for the resulting confinement enhancement we observed
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Jesko, Karol. "Studying divertor relevant plasmas in linear devices : experiments and transport code modelling". Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0010.
Abstract (sommario):
Les prédictions concernant le fonctionnement des divertors de tokamak reposent généralement sur des codes de transport de bord, consistant en un code de plasma fluide associé à un code de Monte Carlo pour les espèces neutres. Les machines linéaires Magnum-PSI et Pilot-PSI chez DIFFER, produisant des plasmas comparables à ceux d'ITER ($T_e \sim 1$ eV, $n_e\sim10^{20}$ m$^{- 3}$). Dans cette thèse, les décharges de plasma ont été étudiées expérimentalement et par modélisation utilisant le code Soledge2D-Eirene afin de: a) rechercher quels phénomènes doivent être inclus dans la modélisation pour reproduire les tendances expérimentales et b) pour mieux interpréter les expériences . Expérimentalement, l’effet de la pression neutre $P_n$ a été étudié par diffusion Thomson, par une sonde de Langmuir, par spectroscopie visible et par calorimétrie. Nous avons montré qu'un faisceau de plasma peut être efficacement terminé par une couche de gaz neutre. Ensuite, à partir de comparaisons d’expériences et de simulations, nous avons montré qu’il était essentiel d’inclure les collisions élastiques entre le plasma et les molécules pour pouvoir reproduire les expériences. De plus, la $T_e$ proche de la cible est systématiquement surestimé, ce qui sous-estime le taux de recombinaison. Enfin, nous avons montré expérimentalement l’importance de l’inclusion de la recombinaison de surface dans le flux d’énergie de surface dans les plasmas à basse température. Les travaux présentés dans cette thèse contribuent à la compréhension des interactions plasma-neutre, en particulier dans les concepts de divertors plus fermés de nouvelle génération (MAST-upgrade, DIII-D)Predictions for the operation of tokamak divertors typically rely on edge transport codes, consisting of a fluid plasma code in combination with a Monte Carlo code for neutral species. The linear devices Magnum-PSI and Pilot-PSI at DIFFER, operating with a cascaded arc plasma source that produces plasmas comparable to those expected in the ITER divertor ($T_e \sim 1 $ eV, $n_e \sim 10^{20}$m$^{-3}$). In this thesis, plasma discharges have been studied both experimentally and by modelling using the Soledge2D-Eirene code in order to a) investigate which phenomena need to be included in the modeling to reproduce experimental trends and b) provide new insights to the interpretation of experiments. Experimentally, the effect of neutral pressure $P_n$ was investigated using Thomson scattering, a Langmuir probe, visible spectroscopy and calorimetry. We have shown that a plasma beam can be effectively terminated by a blanket of neutral gas. Next, from comparisons of experiments and simulations, we have found that it is critical to include elastic collisions between the plasma and molecules if experiments are to be reproduced. Furthermore, the near-target $T_e$ is systematically overestimated by the code, underestimating the recombination rate thereby. Lastly, we have experimentally shown the importance of the inclusion of surface recombination to the surface energy flux in low temperature plasmas, an effect that is generally known but difficult to measure in fusion devices. The work presented in this thesis contributes to the understanding of plasma-neutral interactions especially in new generation, closed divertor concepts (i.e. MAST-upgrade, DIII-D)
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Grosjean, Alex. "Impact of geometry and shaping of the plasma facing components on hot spot generation in tokamak devices". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2020. http://www.theses.fr/2020AIXM0556.
Abstract (sommario):
Cette thèse s’inscrit en support du projet ITER, sur l’étude du comportement thermique de prototypes de CFP dans des tokamaks supraconducteurs : EAST et WEST. Ces prototypes correspondent à un enchaînement de monoblocs de tungstène le long d’un tube de refroidissement, séparés par des interstices (0.5 mm), qui permet d’extraire la chaleur de ces composants. L’introduction de ces interstices entre monoblocs (toroïdaux) ou entre barres de monoblocs (poloïdaux), implique que le bord poloïdal peut être exposé aux lignes de champ avec une incidence quasi-normale. Un échauffement local très important est attendu sur une fine bande latérale de la surface supérieure de chaque monobloc, qui peut être accentué dans le cas où les composants sont désalignés. Nous proposons dans ce travail d’étudier l’impact de deux géométries (arête vive et chanfrein) de ces composants ainsi que de leurs désalignements sur la génération de points chauds locaux, à l’aide de diagnostics embarqués (TC/FBG), et d’une caméra infrarouge très haute résolution (~0.1 mm/pixel), dont l’émissivité varie en fonction de la longueur d’onde, de la température, et de l’état de surface, qui évolue au contact du plasma, lors des différentes campagnes expérimentales. Les sondes de Langmuir permettront de mesurer la température du plasma, et par conséquent d’estimer les rayons de Larmor des ions, qui pourront jouer un rôle important dans la distribution locale du flux de chaleur autour des bords poloïdaux et toroïdaux. Les travaux menés ici, montrent la cohérence entre les calculs prédictifs et les résultats expérimentaux et appuient la décision d'ITER de biseauter les MBs pour protéger leurs bords d'attaqueThis PhD falls within ITER project support, aiming to study the thermal behavior of ITER-like PFC prototypes in two superconducting tokamaks: EAST (Hefei) and WEST (Cadarache). These prototypes correspond to castellated tungsten monoblocks placed along a cooling tube with small gaps (0.5 mm) between them, called plasma-facing units, to extract the heat from the components. The introduction of gaps between monoblocks (toroidal) and plasma-facing units (poloidal), to relieve the thermomechanical stresses in the divertor, implies that poloidal leading edges may be exposed to near-normal incidence angle. A local overheating is expected in a thin lateral band at the top of each monoblocks, which can be enhanced when the neighboring components are misaligned. In this work, we propose to study the impact of two geometries (sharp and chamfered LEs) of these components, as well as their misalignments on local hot spot generation, by means of embedded diagnostics (TC/FBG), and a submillimeter infrared system (~0.1 mm/pixel), whose emissivity varies with wavelength, and the temperature, but above all, the surface state of the component, which evolves under plasma exposure, during the experimental campaigns. The divertor Langmuir probes measure the plasma temperature, and thus estimate the ion Larmor radius that may play a role in the local heat flux distribution around poloidal and toroidal edges. The results presented in this thesis, confirming the modelling predictions by experimental measurements, support the final decision by ITER to include 0.5 mm toroidal beveling of monoblocks on the vertical divertor targets to protect poloidal leading edges from excessive heat flux
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Beaucourt-Jacquet, Céline. "Étude expérimentale du guidage du faisceau d’électrons dans le cadre de l’allumage rapide de cibles de fusion". Thesis, Bordeaux 1, 2012. http://www.theses.fr/2012BOR14741/document.
Abstract (sommario):
Les travaux de cette thèse s’inscrivent dans le cadre de l’allumage rapide pour la fusion par confinement inertiel (FCI), pour la production d’énergie. Dans ce schéma les phases de compression et d’allumage sont découplées. Au cours de la seconde phase, le faisceau d’électrons doit parcourir une distance de 300 µm dans le combustible dense avantde déposer son énergie au coeur de la cible et d’initier les réactions de fusion. Le principal défaut de ce schéma réside dans la divergence du faisceau d’électrons au cours de son transport dans la matière dense. Parmi plusieurs schémas proposés pour réduire cette divergence, nous considérons ici, les schémas sans cône basés sur la collimation des électrons dans un champ magnétique. En particulier, A.P.L. Robinson et ses collaborateurs [Phys. Rev. Lett. 100, 025002, 2008] ont proposé une méthode simple à mettre en place pour contrôler la divergence du faisceau d’électrons :utiliser une séquence de deux impulsions laser. La première impulsion permet de créer un environnement magnétique favorable au confinement du faisceau d’électrons engendré par la seconde interaction. La validation de cette proposition est le sujet de cette thèse. Nous présenterons les résultats expérimentaux et les modélisations théoriques motivées par cette proposition. L’expérience du guidage d’un faisceau d’électrons avec deux impulsions laser a été réalisée sur l’installation laser petawatt Vulcan au Rutherford Appleton Laboratory (RAL) à Didcot en Angleterre. Elle est basée sur la proposition d’un groupe international dans le cadre du projet FCI HiPER. Cette expérience nous a permis d’obtenir les conditions de guidage en fonction du rapport des intensités et du délai entre les deux impulsions. Les résultats de l’expérience ont été modélisés par le code hydrodynamique CHIC couplé au module de transport de particules chargées M1. L’interprétation des résultats expérimentaux nous a permis d’expliquer la base de la physique du guidage du faisceau d'électrons et d'en définir les conditions magnétiques favorablesThe work presented in this thesis is realised in the framework of the fast ignition of inertial confinement fusion for energy production. In this scheme the compression and the ignition phases are decoupled. During the second phase, the electron beam must cross over 300 µm in the dense fuel to deposit its energy in the dense core and ignite the fusion reactions.The major problem of the scheme is related to the divergence of the electron beam while it crosses the dense matter. Among the different propositions to inhibit the electron divergence we consider here the schemes without cone that are based on the effect of magnetic collimation. In particular, A.P.L. Robinson and his co-authors [Phys. Rev. Lett. 100, 025002, 2008] suggested a simple way to control the electron beam divergence by using a sequence of two laser pulses. The first one creates a magnetic background favourable for the confinement of the second electron beam resulting from the second interaction. The validation of this scheme is the major goal of this thesis.We present the results of experimental sudies and numerical modeling of the electron beam guiding with help of two consequent laser pulses. The experiment was performed on the Vulcan facility at the Rutherford Appleton Laboratory at Didcot in UK, based on the proposal submitted by an international group of scientists in the framework of the European project for inertial fusion energy HiPER. This experiment allowed us to define a combination of laser and target parameters where the electron beam guiding takes place. The analysis of experimental data and numerical modelling is realised with the hydrodynamic code CHIC coupled to the charged particules transport module M1. The interpretation of the experimental results allowed us to explain the experimental data and the physical basis of guiding and to define the magnetic conditionflavourable to the electron beam guidance
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Fil, Nicolas. "Caractérisation et modélisation des propriétés d’émission électronique sous champ magnétique pour des systèmes RF hautes puissances sujets à l’effet multipactor". Thesis, Toulouse, ISAE, 2017. http://www.theses.fr/2017ESAE0025/document.
Abstract (sommario):
La fusion nucléaire contrôlée par confinement magnétique avec les réacteurs de type Tokamaks et les applications spatiales ont en commun d’utiliser des composants Haute-Fréquence (HF) sous vide à forte puissance. Ces composants peuvent être sujets à l’effet multipactor qui augmente la densité électronique dans le vide au sein des systèmes, ce qui est susceptible d’induire une dégradation des performances des équipements et de détériorer les composants du système. Ces recherches consistent à améliorer la compréhension et la prédiction de ces phénomènes. Dans un premier temps nous avons réalisé une étude de sensibilité de l’effet multipactor au rendement d’émission électronique totale (noté TEEY). Cette étude a permis de montrer que l’effet multipactor est sensible à des variations d’énergies autour de la première énergie critique et dans la gamme d’énergies entre la première énergie critique et l’énergie du maximum. De plus, les composants HF utilisés dans les réacteurs Tokamak et dans le domaine du spatial peuvent être soumis à un champ magnétique continu. Nous avons donc développé un nouveau dispositif expérimental afin d’étudier ce phénomène. Le fonctionnement du dispositif et la méthode de mesure ont été analysées et optimisées à l’aide de modélisations numériques avec le logiciel PIC SPIS. Une fois que l’utilisation du dispositif a été optimisée et que le protocole de mesures a été validé, nous avons étudié l’influence d’un champ magnétique uniforme et continu sur le TEEY du cuivre. Nous avons démontré que le rendement d’émission électronique totale du cuivre est influencé par la présence d’un champ magnétique et par conséquent également l’effet multipactorSpace communication payload as well as magnetic confinement fusion devices, among other applications, are affected by multipactor effect. This undesirable phenomenon can appear inside high frequency (HF) components under vacuum and lead to increase the electron density in the vacuum within the system. Multipactor effect can thus disturb the wave signal and trigger local temperature increases or breakdowns. This PhD research aims to improve our understanding and the prediction of the multipactor effect. The multipactor phenomenon is a resonant process which can appear above a certain RF power threshold. To determine this power threshold, experimental tests or/and simulations are commonly used. We have made a study to evaluate the multipactor power threshold sensitivity to the TEEY. Two particular critical parameters have been found: first cross-over energy and the energies between the first cross-over and the maximum energies. In some situations, the HF components are submitted to DC magnetic fields which might affect the electron emission properties and hence the multipactor power threshold. Current multipactor simulation codes don’t take into account the effect of the magnetic field on the TEEY. A new experimental setup specially designed to investigate this effect was developed during this work. Our new experimental setup and the associated TEEY measurement technique were analysed and optimized thanks to measurements and SPIS simulations. We used the setup to study the influence of magnetic field perpendicular to the sample surface on the TEEY of copper. We have demonstrated that the magnetic field affects the copper TEEY, and hence multipactor power threshold
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Vauzour, Benjamin. "Étude expérimentale du transport d'électrons rapides dans le cadre de l'allumage rapide pour la fusion inertielle". Thesis, Bordeaux 1, 2012. http://www.theses.fr/2012BOR14496/document.
Abstract (sommario):
Cette thèse s'inscrit dans le cadre de la recherche sur la fusion nucléaire par confinement inertiel, et vise notamment à contribuer à la validation du schéma d'allumage rapide. Elle consiste en une étude expérimentale des différents processus impliqués dans la propagation d'un faisceau d'électrons relativistes, produit par une impulsion laser ultra-intense (10^{19} W.cm-2), au sein de la matière dense qu'elle soit solide ou comprimée. Dans ce travail de recherche nous présentons les résultats de trois expériences réalisées sur des installations laser distinctes afin de générer des faisceaux d'électrons dans diverses conditions et d'étudier leur propagation dans différents états de la matière, du solide froid au plasma dense et tiède.La première expérience a été réalisée à très haut contraste temporel sur l'installation laser UHI100 du CEA de Saclay. L'étude du dépôt d'énergie par le faisceau d'électrons dans l'aluminium solide a mis en évidence un important chauffage à faible profondeur, où les effets collectifs sont prédominants, générant ainsi un gradient important de température entre les faces avant (300eV) et arrière (20eV) sur 20µm d'épaisseur. Une modélisation numérique de l'expérience montre que ce gradient induit la formation d'une onde de choc débouchant en face arrière, donnant alors lieu à une augmentation de l'émission thermique. La chronométrie expérimentale du débouché du choc permet de valider le modèle de transport collectif des électrons.Deux autres expériences ont porté sur l'étude de la propagation de faisceaux d'électrons rapides au sein de cibles comprimées. Lors de la première expérience sur LULI2000 (LULI), la géométrie de compression plane a permis de dissocier de manière précise les pertes d'énergie liées aux effets résistifs de celles liées aux effets collisionnels. En comparant nos résultats expérimentaux à des simulations, nous avons mis en évidence l'augmentation significative des pertes d'énergie du faisceau d'électrons avec la compression et le chauffage de la cible à des température proches de la température de Fermi, et ce, pour les deux mécanismes. La seconde expérience, réalisée en géométrie cylindrique sur Vulcan (RAL), a permis de mettre en évidence un phénomène de guidage du faisceau d'électrons rapides sous l'effet d'un intense champ magnétique, auto-généré en présence d'importants gradients radiaux de résistivité. Par ailleurs, dans les conditions de température et de densité atteintes, l'augmentation des pertes d'énergie collisionnelles avec la densité s'avère être compensée par une diminution des pertes résistives du fait du passage de la conductivité du milieu dans le régime des hautes températures de SpitzerThe framework of this PhD thesis is the validation of the fast ignition scheme for the nuclear fusion by inertial confinement. It consists in the experimental study of the various processes involved in fast electron beams propagation, produced by intense laser pulses (10^{19} W.cm-2), through dense matter either solid or compressed. In this work we present the results of three experiments carried out on different laser facilities in order to generate fast electron beams in various conditions and study their propagation in different states of matter, from the cold solid to the warm and dense plasma.The first experiment was performed with a high intensity contrast on the UHI100 laser facility (CEA Saclay). The study of fast electron energy deposition inside thin aluminium targets highlights a strong target heating at shallow depths, where the collectivs effects are predominant, thus producing a steep temperature profile between front (300eV) and rear (20eV) sides over 20µm thickness. A numerical simulation of the experiment shows that this temperature gradient induces the formation of a shock wave, breaking through the rear side of the target and thus leading to increase the thermal emission. The experimental chronometry of the shock breakthrough allowed validating the model of the collective transport of electrons.Two other experiments were dedicated to the study of fast electron beam propagation inside compressed targets. In the first experiment on the LULI2000 laser facility, the plane compression geometry allowed to precisely dissociate the energy losses due to resistive effects from those due to the collisional ones. By comparing our experimental results with simulations, we observed a significative increase of the fast electron beam energy losses with the compression and the target heating to temperatures close to the Fermi temperature. The second experiment, performed in a cylindrical geometry, demonstrated a fast electron beam guiding phenomenon due to self-generated magnetic fields in presence of sharp radial resistivity gradients. Furthermore, in the temperature and density conditions achieved here, the increase of collisional energy losses with density is compensated by the decreasing resistive energy losses due to the transition of the conductivity into the high-temperatures Spitzer regime
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Mao, Rui. "Simulation de l’extraction de puissance dans un tokamak à configuration divertor alternative avec le code SOLEDG2D". Electronic Thesis or Diss., Ecole centrale de Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019ECDM0011.
Abstract (sommario):
L’extraction de puissance est l’une des questions cruciales pour l’élaboration d’un réacteur de fusion à confinement magnétique. Le confinement magnétique est responsable de l’impact extrêmement localisé du plasma sur les composants faisant face au plasma, nécessitant une forte dissipation de la puissance dans un volume de plasma dédié appelé divertor. La stratégie du réacteur expérimental ITER qui entrera en fonction à Cadarache dans les prochaines années repose sur une géométrie standard de divertor fermé conçue à partir d'expériences et de simulations plasma à plus petite échelle. En attendant les résultats des expériences sur ITER, les tendances expérimentales actuelles suggèrent toutefois que ce concept de divertor doit être amélioré pour tenir compte des contraintes d’extraction de puissance imposées par un réacteur plus important comme DEMO qui prendra la suite d’ITER. Ce projet de thèse avait pour objectif d'étudier les avantages potentiels des configurations de diverteurs autres que celle d'ITER, comme celle du tokamak WEST en opération au CEA Cadarache ou celle du tokamak chinois HL-2M en construction au laboratoire SWIP en Chine. Un intérêt particulier a été consacré aux configurations dites à « flocon de neige » prévues sur HL-2M et caractérisées par deux points X voisins dans le champ magnétique du divertor. Pour la premier fois le transport du plasma dans ces géométries magnétiques complexes a été simulé grâce à l’utilisation du code SOLEDGE2D-EIRENE développé par l’IRFM CEA et ses partenaires académiques, notamment les laboratoires M2P2 et PIIM d’Aix-Marseille Université. Dans une approche par étapes, les simulations SOLEDG2D ont d'abord été appliquées à la géométrie plus conventionnelle du divertor du tokamak WEST, dans le but d'une comparaison directe avec les résultats expérimentaux. Un ensemble de diagnostics synthétiques a été développé à partir de simulations SOLEDGE pour imiter un large éventail de diagnostics expérimentaux. Des rampes de densité pendant une décharge plasma ont été simulées, mettant en évidence le détachement du plasma des plaques du divertor en accord qualitatif avec des observations expérimentales. Ensuite, les géométries de flocon de neige de HL-2M ont été étudiées. Le détachement du plasma de la plaque du divertor « externe » est étudié dans ces configurations lors de rampes de densité de plasma, à puissance d'entrée constante et à coefficients de transport radial constants. Certaines caractéristiques typiques du détachement, telles que le seuil, la profondeur et la fenêtre en amont du détachement sont examinées. Dans les trois géométries, le début du détachement et l'évolution de la densité du plasma en amont sont caractérisés par le déplacement progressif d'un front de rayonnement de la cible externe au point X principal, comme observé dans les expériences. On constate que, quel que soit le détachement en termes de dissipation de particules, de quantité de mouvement ou de puissance, le seuil de détachement est principalement dominé par la structure géométrique de la plaque de divertor et ne dépend pas de la configuration magnétique du volume de plasma dans le divertor. En particulier, la longueur de connexion de la ligne magnétique dans le divertor n’affecte pas le seuil de détachement, contrairement aux attentes du modèle réduit souvent utilisé pour l’analyse du transport dans le plasma de bord et appelé « modèle à 2 points », mais en accord avec les résultats expérimentaux. Ces résultats de simulation constituent un premier pas vers l'objectif ambitieux de prédire l’impact d'une configuration magnétique « alternative » pour le divertor d’un tokamak de prochaine génération comme DEMO. Tout cela montre bien l’importance de traiter ce problème complexe avec une approche globale associant des tests expérimentaux sur les tokamaks actuels avec le développement de modèles théoriques réduits ainsi que l’analyse des résultats de simulations obtenues à partir d’outils numériques avancésPower exhaust is one of the critical issue toward the elaboration of a magnetic confinement fusion reactor. Magnetic confinement is responsible for an extremely localized plasma bombardment on plasma facing components, requiring strong volume dissipation in a dedicated plasma volume called divertor. ITER exhaust strategy relies on a standard closed divertor geometry designed from smaller scale experiments and plasma simulations. Until conclusions from ITER results, current experimental trends however suggest that such divertor concept has to be improved for dealing with power exhaust constraints imposed by a larger reactor like DEMO. This PhD project aimed at studying the potential benefit of divertor configurations alternative to the one of ITER, as targeted in the new Chinese tokamak HL-2M. A particular interest was devoted to so-called snowflake configurations, consisting in two neighbor X-points on the divertor magnetic field. For the first time, these geometries have been fully simulated with the SOLEDGE2D-EREINE code, consisting in a fluid solver for the plasma particle, momentum and energy conservation, coupled to a Monte Carlo solver for neutral dynamics. In a staged approach, SOLEDG2D simulations were first applied to the more conventional divertor geometry of the WEST tokamak, aiming for a direct comparison with experimental results. A set of synthetic diagnostics have been developed from SOLEDGE simulations to mimic a broad set of experimental diagnostics. Density ramps were simulated, featuring divertor detachment in qualitative agreement with experimental observations. Then, snowflake geometries of HL2M were addressed. First, magnetic geometries were constructed with a magnetic equilibrium solver, optimizing current distribution in poloidal field coils. Mesh were generated on these magnetic maps for the SOLEDGE plasma solver. To tackle the large number of mesh elements required by the snowflake geometry, a coarse-graining convergence technique was developed, providing a speed up of the convergence time of SOLEDGE simulations by a factor of about 10. Three configurations have been generated: standard single null (SN), snowflake plus (SF+), snowflake minus (SF-). Detachment of the outer target is studied in these configurations during plasma density ramps, at constant input power and constant radial transport coefficients. Some typical characteristics of detachment, like threshold, depth and upstream window of detachment are investigated. In the three geometries, detachment onset and evolution with upstream plasma density is characterized by the gradual displacement of a radiation front from the outer target to the main X-point, as observed in experiments. It is found that, whatever the detachment in terms of particle, momentum or power dissipation, the detachment threshold is dominated primarily by the geometrical structure of divertor plate and it does not exhibit dependence on the magnetic configuration of the diverted plasma volume. In particular, the parallel connection length in the divertor is not found to affect the detachment threshold, in contrast with expectations from the 2-point model, but in agreement with experimental findings. These simulation results are a first step necessary toward the ambitious objective of predicting the benefit of alternative configuration for DEMO size conditions. It rather evidences the necessity of addressing this complex issue with a global approach coupling experimental tests, reduced model development and simulations results from complex numerical tools
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Yang, Xin. "Study of the hydrogen-tungsten interaction for fusion : measurement of the atomic reflection coefficient by laser spectroscopy". Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0232.
Abstract (sommario):
Les interactions plasma surface (PSI) sont considérées comme l'un des défis scientifiques majeurs de la fusion nucléaire magnétique contrôlée. L'interaction entre les isotopes d'hydrogène et les matériaux de l’enceinte à plasma tels que le tungstène revêt une importance particulière. Le coefficient de perte en surface des isotopes atomiques (γ) est un point clé dans les études PSI. Il peut donner des informations sur le recyclage de l'hydrogène atomique à la paroi et constitue ainsi un paramètre clé dans les modélisations des interactions plasma surface. Le but de ce projet est de déterminer les coefficients de perte de surface de l'hydrogène atomique et du deutérium sur échantillons de tungstène (W) et de nitrure de tungstène (WN) en utilisant une technique de fluorescence induite par plasma (PIF) et une technique de fluorescence induite par laser à deux photons (TALIF). Ce projet s'effectue dans le réacteur CAMITER qui est un réacteur plasma radiofréquence à basse pression au laboratoire PIIM de l'Université Aix-MarseillePlasma surface interaction (PSI) is considered to be one of the key scientific challenges in nuclear fusion. The interaction between hydrogen isotopes and plasma-facing materials such as tungsten is of particular importance. The atomic hydrogen isotope surface loss coefficient (γ) is a key point in PSI studies. It can give information on hydrogen isotope inventory and is an important input for modeling and theoretical work. The aim of this project is to determine atomic hydrogen and deuterium surface loss coefficients on tungsten (W) sample by using two-photon-absorption laser induced fluorescence (TALIF) and pulsed induced fluorescence (PIF) technique. This project is carried out in CAMITER reactor which is a low-pressure radio-frequency ICP reactor at PIIM laboratory in Aix-Marseille University
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Baudoin, Camille. "Numerical evaluations of mechanisms governing the heat transport in the edge plasma of tokamaks". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0053.
Abstract (sommario):
La fusion nucléaire est une solution technologique prometteuse pour une nouvelle source d'énergie. Cependant, utiliser la par fusion nucléaire confinement magnétique comme source d'énergie constitue un challenge scientifique et technologique car cela requière à la fois un bon confinement du plasma de cœur et un contrôle des flux de chaleurs arrivant à la paroi. Ce travail est motivé par la problématique de la gestion des flux de chaleur dans les réacteurs de fusion. Cela est nécessaire pour éviter d'endommager les coûteux composants faisant face au plasma. La compréhension des mécanismes physiques régissant le transport de la chaleur dans le plasma de bord est une tâche critique pour le design des futures machines. Dans ce contexte, il est nécessaire de faire des prédictions fiables de l'étalement de la chaleur dans le but de dimensionner correctement ces futures machines. Cela appelle à un fondement théorique décrivant la manière dont l'énergie s'échappe du plasma. Des études théoriques et expérimentales ont tenté aboutir à cette fin, cependant les mécanismes en jeux ne sont toujours pas clairs. Pour atteindre ce but, la modélisation numérique est un complément nécessaire aux expériences. Ce travail de thèse est dédié à l'étude numérique des différents aspects du transport de la chaleur dans le plasma de bord un utilisant les approches fluides. Une attention particulière est porté à deux mécanismes suspectés de joué un grand rôle dans le transport de la chaleur : le transport intermittent due à la turbulence et le transport convectif à large échelle par les vitesses dérives. Le problème a été traité avec une approche graduelle en utilisant différent outils numériquesFusion devices are a promising solution for a new source of energy. However, using fusion reaction to produce power within a magnetic confinement is a scientific and technological challenge as it requires a high confinement in the core plasma at the same time as a good control of plasma exhaust on the material walls. This work is motivated by the key problematic of power handling in fusion power plants necessary to avoid damaging the expensive plasma facing components (PFC). The understanding of the physics underlying the heat transport, and more specifically is a critical task for the engineering design of future Tokamak devices. In this context, it is mandatory to make reliable predictions of the power spreading in order to correctly size the future Tokamaks. This calls for a theoretical ground describing the way energy escapes the core plasma through the separatrix and deposits on the PFCs. Some theoretical and experimental studies attempt to achieve such a task, however no definitive conclusion have been drawn yet. To achieve this goal, numerical modelling is a necessary complement to experimental results. This PhD work has been dedicated to the study of the different aspects of the heat transport in the edge plasma using a numerical fluid approach. Special focus was devoted to two types of mechanisms suspected to play an important role in the heat transport: intermittent turbulence; the large-scale convective transport
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Lu, LingFeng. "Modelling of plasma-antenna coupling and non-linear radio frequency wave-plasma-wall interactions in the magnetized plasma device under ion cyclotron range of frequencies". Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2016. http://docnum.univ-lorraine.fr/public/DDOC_T_2016_0173_LU.pdf.
Abstract (sommario):
Le Chauffage Cyclotron Ionique (ICRH) par des ondes dans la gamme 30-80MHz est couramment utilisé dans les plasmas de fusion magnétique. Excitées par par des réseaux phasés de rubans de courant à la périphérie du plasma, ces ondes existent sous deux polarisations. L’onde rapide traverse le bord ténu du plasma par effet tunnel puis se propage à son centre où elle est absorbée. L’onde lente, émise de façon parasite, existe seulement à proximité des antennes. Quelle puissance peut être couplée au centre avec 1A de courant sur les rubans? Comment les champs radiofréquence (RF) proches et lointains émis interagissent-ils avec le plasma de bord par rectification de gaine RF à l’interface plasma-paroi? Pour répondre simultanément à ces deux questions, en géométrie réaliste sur l’échelle spatiale des antennes ICRH, cette thèse a amélioré et testé le code numérique SSWICH (Self-consitent Sheaths and Waves for ICH). SSWICH couple de manière auto-cohérente la propagation des ondes RF et la polarisation continue (DC) du plasma via des conditions aux limites non-linéaires de type gaine (SBC) appliquées à l’interface plasma / paroi. La nouvelle version SSWICH-FW est pleine onde et a été développée en deux dimensions (toroïdale/radiale). De nouvelles SBCs couplant les deux polarisations d’ondes ont été obtenues et mises en œuvre le long de parois courbes inclinées par rapport au champ magnétique de confinement. Avec ce nouvel outil en l'absence de SBCs, nous avons étudié l'impact d'une densité décroissant continûment à l'intérieur de la boîte d'antenne en traversant la résonance hybride basse (LH). Dans les limites mémoire de notre poste de travail, les champs RF au-dessous de la résonance LH ont changé avec la taille de maille. Par contre spectre de puissance couplée n’a que très peu évolué, et n’était que faiblement influencé par la densité à l'intérieur de l'antenne. En présence de SBCs, les simulations SSWICH-FW ont identifié le rôle de l'onde rapide sur l’excitation de gaines RF et reproduit certaines observations expérimentales clés. SSWICH-FW a finalement été adapté pour réaliser les premières simulations 2D électromagnétiques et de gaine-RF de la machine plasma cylindrique magnétisée ALINEIon Cyclotron Resonant Heating (ICRH) by waves in 30-80MHz range is currently used in magnetic fusion plasmas. Excited by phased arrays of current straps at the plasma periphery, these waves exist under two polarizations. The Fast Wave tunnels through the tenuous plasma edge and propagates to its center where it is absorbed. The parasitically emitted Slow Wave only exists close to the launchers. How much power can be coupled to the center with 1A current on the straps? How do the emitted radiofrequency (RF) near and far fields interact parasitically with the edge plasma via RF sheath rectification at plasma-wall interfaces? To address these two issues simultaneously, in realistic geometry over the size of ICRH antennas, this thesis upgraded and tested the Self-consistent Sheaths and Waves for ICH (SSWICH) code. SSWICH couples self-consistently RF wave propagation and Direct Current (DC) plasma biasing via non-linear RF and DC sheath boundary conditions (SBCs) at plasma/wall interfaces. Its upgrade is full wave and was implemented in two dimensions (toroidal/radial). New SBCs coupling the two polarizations were derived and implemented along shaped walls tilted with respect to the confinement magnetic field. Using this new tool in the absence of SBCs, we studied the impact of a density decaying continuously inside the antenna box and across the Lower Hybrid (LH) resonance. Up to the memory limits of our workstation, the RF fields below the LH resonance changed with the grid size. However the coupled power spectrum hardly evolved and was only weakly affected by the density inside the box. In presence of SBCs, SSWICH-FW simulations have identified the role of the fast wave on RF sheath excitation and reproduced some key experimental observations. SSWICH-FW was finally adapted to conduct the first electromagnetic and RF-sheath 2D simulations of the cylindrical magnetized plasma device ALINE
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Auphan, Thomas. "Analyse de modèles pour ITER ; Traitement des conditions aux limites de systèmes modélisant le plasma de bord dans un tokamak". Phd thesis, Aix-Marseille Université, 2014. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00977893.
Abstract (sommario):
Cette thèse concerne l'étude des interactions entre le plasma et la paroi d'un réacteur à fusion nucléaire de type tokamak. L'objectif est de proposer des méthodes de résolution des systèmes d'équations issus de modèles de plasma de bord. Nous nous sommes intéressés au traitement de deux difficultés qui apparaissent lors de la résolution numérique de ces modèles. La première difficulté est liée à la forme complexe de la paroi du tokamak. Pour cela, il a été choisi d'utiliser des méthodes de pénalisation volumique. Des tests numériques de plusieurs méthodes de pénalisation ont été réalisés sur un problème hyperbolique non linéaire avec un domaine 1D. Une de ces méthodes a été étendue à un système hyperbolique quasilinéaire avec bord non caractéristique et conditions aux limites maximales strictement dissipatives sur un domaine multidimensionnel : il est alors démontré que cette méthode de pénalisation ne génère pas de couche limite. La deuxième difficulté provient de la forte anisotropie du plasma, entre la direction parallèle aux lignes de champ magnétique et la direction radiale. Pour le potentiel électrique, cela se traduit par une résistivité parallèle très faible. Afin d'éviter les difficultés liées au fait que le problème devient mal posé quand la résistivité parallèle tend vers 0, nous avons utilisé des méthodes de type asymptotic-preserving (AP). Pour les problèmes non linéaires modélisant le potentiel électrique avec un domaine 1D et 2D, nous avons fait l'analyse théorique ainsi que des tests numériques pour deux méthodes AP. Des tests numériques sur le cas 1D ont permis une étude préliminaire du couplage entre les méthodes de pénalisation volumique et AP.
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Artola, Such Francisco Javier. "Free-boundary simulations of MHD plasma instabilities in tokamaks". Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0441/document.
Abstract (sommario):
Un des dispositifs les plus prometteurs pour réaliser la fusion contrôlée est le réacteur de type tokamak. Dans ces réacteurs, un plasma chaud ionisé est confiné à l'aide d'un champ magnétique intense. Ce travail de thèse porte sur l'étude d'une classe particulière d'instabilités au sein d'un tokamak. Cette étude est menée par des simulations numériques magnétohydro-dynamiques (MHD). Le code JOREK-STARWALL est adapté et appliqué pour étudier les instabilités dites à frontière libre. Ce type d'instabilités nécessitent un traitement spécial concernant les conditions de bord du plasma, où l'interaction du plasma avec le vide et les structures conductrices environnantes doit être prise en compte. JOREK-STARWALL permet d'étudier la physique de deux instabilités particulières à frontière libre: les modes localisés au bord ("Edge Localized Modes", ELMs) déclenchés par des oscillations de la position verticale du plasma et les évènements de déplacement vertical (Vertical Displacement Events, VDEs). Deux résultats majeurs sont obtenus: 1. Le déclenchement des ELMs par des oscillations de la position verticale est pour la première fois reproduit avec des simulations auto-cohérentes. Celles-ci permettent d'étudier le mécanisme physique sous-jacent à ce phénomène. Les simulations révèlent que pour le projet international ITER, ces ELMs déclenchés sont principalement dus à une augmentation du courant au bord du plasma due au mouvement vertical. 2. Pour les VDEs, plusieurs comparaisons effectuées avec d'autres codes MHD existants montrent un bon accord avec JOREK-STARWALL et permettant ainsi de réaliser des simulations pour estimer la quantité attendue de courants de halo dans ITEROne of the most promising concepts for future fusion reactors is the tokamak. In these devices, a hot ionized plasma is confined with the use of large magnetic fields. The subject of this thesis is the study of a particular type of tokamak instabilities with MagnetoHydroDynamic (MHD) simulations. The code JOREK-STARWALL is adapted and applied to the simulation of the so-called free-boundary instabilities. The investigation of this type of instabilities requires a special treatment for the plasma boundary conditions, where the interaction of the plasma with the vacuum and the surrounding conducting structures needs to be taken into account. In this work, the modelling of the electromagnetic plasma-wall-vacuum interaction is reviewed and generalized for the so-called halo currents. The adapted JOREK-STARWALL code is applied in order to study the physics of two particular free-boundary instabilities: Edge Localized Modes (ELMs) triggered by vertical position oscillations and Vertical Displacement Events (VDEs). Two major results are obtained: 1. The triggering of ELMs during vertical position oscillations is for the first time reproduced with self-consistent simulations. These allow for the investigation of the physical mechanism underlying this phenomenon. The simulations reveal that for the international ITER project, a large-scale tokamak, these triggered ELMs are mainly due to an increase in the plasma edge current due to the vertical plasma motion. 2. For VDEs, several benchmarks are performed with other existing MHD codes showing a good agreement and therefore allowing the performance of ITER simulations to estimate the expected amount of halo currents in ITER
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Jardin, Axel. "Utilisation du rayonnement X-mou pour l'étude du transport des impuretés dans les plasmas de tokamaks". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0482.
Abstract (sommario):
La consommation mondiale d'énergie a fortement augmenté durant le siècle dernier et va continuer de croître au cours des prochaines décennies. Le développement d'énergies durables et alternatives aux énergies fossiles constitue un enjeu crucial pour les générations futures. Dans ce contexte, la fusion thermonucléaire contrôlée serait un candidat de premier choix pour assurer la transition énergétique. Le tokamak, basé sur la fusion par confinement magnétique, est actuellement la solution la plus en vue pour contrôler la réaction de fusion et utiliser cette énergie à des fins civiles.Dans les plasmas de tokamak, les impuretés lourdes comme le tungstène présent dans les éléments de la paroi face au plasma, peuvent migrer vers le plasma de cœur et fortement dégrader les performances fusion par rayonnement. L’objectif de cette thèse est d’utiliser ce rayonnement dans la gamme des X-mous afin d’en déduire des informations sur le transport du tungstène dans le plasma de cœur. Le but est de contrôler à terme cette concentration en impuretés et d’identifier les actuateurs pouvant agir sur cette distributionGlobal energy consumption has increased significantly during the last century and will continue to grow in the coming decades. The development of sustainable energies alternative to fossil fuels is a crucial issue for the future generations. In this context, controlled thermonuclear fusion is a good candidate for the energy transition. Magnetic confinement fusion and tokamaks are currently the most promising solution to control the fusion reaction and use it for civil purposes.In tokamak plasmas, heavy impurities such as tungsten sputtered from plasma-facing components can migrate to the core plasma and strongly degrade fusion performance by radiation. The goal of this PhD thesis is to use this radiation in the soft X-ray range in order to obtain valuable information on tungsten transport in the core plasma. The final perspective is to control the impurity concentration and identify actuators that can act on this distribution
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Morales, Mena Jorge. "Confined magnetohydrodynamics applied to magnetic fusion plasmas". Phd thesis, Ecole Centrale de Lyon, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00995867.
Abstract (sommario):
La description magnétohydrodynamique est utilisée pour étudier les plasmas de fusion par confinement magnétique dans deux configurations: tokamak et reversed field pinch. Une méthode de Fourier pseudo-spectrale et une technique de pénalisation en volume sont employées pour résoudre les équations. La méthode de pénalisation permet d'introduire des conditions aux limites de Dirichlet et donc de faire varier facilement la géométrie considérée. Les simulations dans des géométries toroïdales de type tokamak montrent l'apparition spontanée de vitesses. Une importante composante toroïdale se développe si le système est peu dissipatif. Il est aussi montré que la brisure de symétrie dans la forme de la section du tore fait apparaitre un moment angulaire toroïdal. Pour le Reversed Field Pinch on montre l'émergence de structures hélicoïdales. La forme de ces structures varie en fonction des coefficients de transport ainsi que du paramètre de pincement du champ magnétique imposé. Pour compléter l'étude on compare les résultats du tore aux calculs dans un cylindre périodique. Les différences dans la dynamique des deux cas sont mises en avant. Finalement les simulations sont confrontées à des expériences et un meilleur accord est observé entre simulation et expérience pour la géométrie toroïdale que pour la géométrie cylindrique.