Добірка наукової літератури з теми "Fusion thermonucléaire par confinement magnétique"

La maitrise de l’énergie de fusion offrirait une ressource énergétique bas carbone d’un intérêt majeur. Avec ITER, réacteur expérimental en construction à Cadarache, les recherches vont pouvoir entrer dans une phase décisive. Dans cet article, sont décrits les principes de la fusion nucléaire par confinement magnétique, les étapes franchies jusqu’au projet ITER, et ses objectifs. L’avenir de la fusion dépend d’autres recherches en cours, qui concernent en particulier le choix de la configuration magnétique optimale. La mise en œuvre de technologies de rupture, en particulier dans le domaine des matériaux, pourrait aussi se révéler décisive pour l’avenir de la fusion.

La neuvième édition du « Festival de Théorie » de physique des plasmas s’est tenue du 26 juin au 20 juillet 2017. Tous les deux ans depuis 2001, l’Institut de recherche sur la fusion par confinement magnétique (IRFM) du CEA/Cadarache [1] organise cette manifestation scientifique internationale à Aix-en-Provence – un clin d’oeil aux nombreux festivals qui rythment la saison estivale dans la région – avec le concours d’Aix-Marseille Université.

L'étude des décisions qui ont mené à la création d'un programme national en fusion nucléaire au Canada et à la construction d'un appareil de confinement magnétique de type Tokamak à Varennes suggère que le résultat final n'est pas compatible avec la théorie du choix rationnel. Il est plutôt le produit contingent d'une dynamique temporelle mettant en scène des acteurs aux intérêts divergents qui ont dû s'accommoder à un environnement variable. L'analyse des stratégies des parties fait ressortir que celles qui ont atteint leurs objectifs ont su adapter leur discours et s'assurer des appuis à certains moments clés. De ce point de vue, la politique, la technologie ou toute autre variable sociale ou économique ne sont pas seulement des contraintes mais aussi des ressources mises à profit par les participants pour arriver à leurs fins.

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 plasma
The 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

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 susmentionné
The 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

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 matériau
Investigations 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

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 ITER
The 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

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-Bag
The 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

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.

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 discutées
The 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

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 discutées
The 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

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'étude
One 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