Дисертації з теми "Physique des tokamaks"
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Autricque, Adrien. "Dust transport in tokamaks." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0315.
Анотація:
Les nombreux avantages que présenteraient la fusion thermonucléaire, en particulier la configuration tokamak, en font un candidat idéal en vue de la transition énergétique. Cependant, un certain nombre de difficultés technologiques et physiques restent à résoudre avant que l'étape d'une centrale électrique à fusion puisse voir le jour. La production de poussières est l'une des principales difficultés rencontrées dans les tokamaks. Ces petites particules composées de matériaux présents dans les parois de la machine sont créées par l'érosion de ces parois par le plasma dans lequel les réactions de fusion doivent avoir lieu. Les poussières peuvent être transportées dans le plasma et y libérer de grandes quantités d'impuretés, ce qui a pour conséquence de baisser les performances de la machine (en augmentant les pertes radiatives et en créant des instabilités), et qui peut mettre en danger les composants face au plasma. Dans le but de comprendre le transport de ces poussières, des expériences d'injection sont réalisées sur le tokamak coréen \KSTAR. Les trajectoires des poussières dans le plasma sont observées par des caméras rapides et sont extraites des films à l'aide de routines de traitement d'images. Un code numérique implémentant les derniers modèles d'interactions plasma-poussières est développé, et des comparaisons avec les données expérimentales sont faites, confirmant la tendance générale de ces modèles à la sous-estimation de la longueur des trajectoires des poussières. Des pistes d'amélioration sont présentées. Concernant les sources et puits de poussières, l'accent est porté sur l'adhésion et remise en suspension de particules sur les parois de la machineThermonuclear fusion could play an important role amongst the numerous alternative energy sources, especially though the tokamak configuration. It could be a prime candidate for the energy transition, owing to its significant advantages (fuel abundance, low amount of wastes generated, low risks of accidents). However, a certain amount of technological and physical challenges require solving before any fusion power plant can be built. Dust production is one of the major difficulties encountered in tokamaks. These small particles, made out of wall material, are created by erosion of the plasma-facing components by the plasma, where the fusion reactions occur. Dust particles can be transported in the plasma, thereby unleashing large amounts of impurities, which in turn reduces the plasma performances (by raising radiative losses and generating instabilities) and can even jeopardize plasma-facing components. Aiming to understand dust transport, injection experiments are performed on the Korean tokamak \KSTAR. Trajectories are recorded on film via fast cameras and are extracted by image processing routines. A numerical tool implementing the latest models for dust-plasma interactions is developed, and comparisons with experimental data is made, confirming the overall tendency of these models to underestimate the trajectory lengths. Leads of improvements are presented. Concerning dust sources and sinks, the focus is made on dust adhesion and resuspension of dust on the machine walls
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Duthoit, François-Xavier. "Physique néoclassique pour la génération de courant dans les plasmas de tokamaks." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2012. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00708795.
Анотація:
Le formalisme de la transformation de Lie est appliqué à la dynamique des particules chargées dans la topologie magnétique d'un tokamak, afin de construire un opérateur de type Fokker-Planck pour les collisions coulombiennes utilisable pour la génération de courant. Cette approche permet de réduire le problème à trois dimensions (deux dans l'espace des vitesses, une dans l'espace des configurations) tout en gardant la richesse des effets croisés entre les es- paces résultant de la conservation du moment canonique toroïdal (axisymétrie). Cette approche cinétique permet de d'écrire des phénomènes physiques liés à la présence de forts gradients de pression dans des plasmas de forme quelconque, comme le courant " bootstrap " dont le rôle sera primordial pour le futur réacteur ITER. Le choix des coordonnées et la méthode utilisée sont particulièrement adaptés à la résolution numérique de l'équation de dérive cinétique permettant de calculer la distribution des particules, celle-ci pouvant présenter un fort écart à la maxwellienne sous l'effet d'un champ électrique (statique ou produit par une onde radio- fréquence). Les travaux dédiés principalement à la physique des plasmas de tokamak ont été étendus à ceux des plasmas de l'espace relevant d'une configuration magnétique dipolaire.
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Autricque, Adrien. "Dust transport in tokamaks." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0315/document.
Анотація:
Les nombreux avantages que présenteraient la fusion thermonucléaire, en particulier la configuration tokamak, en font un candidat idéal en vue de la transition énergétique. Cependant, un certain nombre de difficultés technologiques et physiques restent à résoudre avant que l'étape d'une centrale électrique à fusion puisse voir le jour. La production de poussières est l'une des principales difficultés rencontrées dans les tokamaks. Ces petites particules composées de matériaux présents dans les parois de la machine sont créées par l'érosion de ces parois par le plasma dans lequel les réactions de fusion doivent avoir lieu. Les poussières peuvent être transportées dans le plasma et y libérer de grandes quantités d'impuretés, ce qui a pour conséquence de baisser les performances de la machine (en augmentant les pertes radiatives et en créant des instabilités), et qui peut mettre en danger les composants face au plasma. Dans le but de comprendre le transport de ces poussières, des expériences d'injection sont réalisées sur le tokamak coréen \KSTAR. Les trajectoires des poussières dans le plasma sont observées par des caméras rapides et sont extraites des films à l'aide de routines de traitement d'images. Un code numérique implémentant les derniers modèles d'interactions plasma-poussières est développé, et des comparaisons avec les données expérimentales sont faites, confirmant la tendance générale de ces modèles à la sous-estimation de la longueur des trajectoires des poussières. Des pistes d'amélioration sont présentées. Concernant les sources et puits de poussières, l'accent est porté sur l'adhésion et remise en suspension de particules sur les parois de la machineThermonuclear fusion could play an important role amongst the numerous alternative energy sources, especially though the tokamak configuration. It could be a prime candidate for the energy transition, owing to its significant advantages (fuel abundance, low amount of wastes generated, low risks of accidents). However, a certain amount of technological and physical challenges require solving before any fusion power plant can be built. Dust production is one of the major difficulties encountered in tokamaks. These small particles, made out of wall material, are created by erosion of the plasma-facing components by the plasma, where the fusion reactions occur. Dust particles can be transported in the plasma, thereby unleashing large amounts of impurities, which in turn reduces the plasma performances (by raising radiative losses and generating instabilities) and can even jeopardize plasma-facing components. Aiming to understand dust transport, injection experiments are performed on the Korean tokamak \KSTAR. Trajectories are recorded on film via fast cameras and are extracted by image processing routines. A numerical tool implementing the latest models for dust-plasma interactions is developed, and comparisons with experimental data is made, confirming the overall tendency of these models to underestimate the trajectory lengths. Leads of improvements are presented. Concerning dust sources and sinks, the focus is made on dust adhesion and resuspension of dust on the machine walls
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Pilipenko, Denis. "Influence of ion cyclotron resonance heating on tranport of seeded impurities in the tokamak plasmas." Doctoral thesis, Universite Libre de Bruxelles, 2005. http://hdl.handle.net/2013/ULB-DIPOT:oai:dipot.ulb.ac.be:2013/210947.
Анотація:
Experiments on several tokamaks convincingly demonstrated that a deliberate seeding of selected impurities can have a positive effect on the plasma performance. On the one hand, a significant reduction of the head load on divertor plates, one of the main concerns by constructing a thermonuclear reactor, has been achieved due to the increase of edge radiation. On the other hand, in some devices impurity seeding has led to an improvement of the energy confinement and the so called radiation improved (RI) mode has been established with the same or even better confinement than in the H-mode. However, in order to make use of these positive impacts, the behaviour of seeded impurity has to be strictly controlled and such negative developments as the accumulation of impurity ions in the plasma core accompanied by a strong increase of the central radiation losses should be avoided.Plasma heating by radio-frequency (RF) waves has been proven to be a useful tool to control the behaviour of puffed impurities. In order to asses the prospective of impurity control by RF waves in larger devices and under reactor conditions, proper modelling approaches have been developed. One of the important parameters, which should be evaluated, is the averaged energy or temperature of heated impurity ions. The latter determines, in particular, the power transported to the main species, and, thus, the heating efficiency. Besides, the temperature of impurity ions characterizes the intensity of particle losses for heated impurities. An approach to compute the impurity temperature under such conditions is elaborated. It is based on the construction of a hierarchy of approximate solutions to the impurity heat balance equation and takes into account that the density and, thus, the heat conductivity of heated ion species can change by many orders of magnitude with the position in the plasma. The developed method has been incorporated into 1D transport code RITM. Coupled with the full wave code TORIC, the particle and heat balances for impurity and main plasma species provide a self-consistent approach to model the ion cyclotron resonance heating (ICRH) scenario. The modelling of various heating scenarios for several tokamaks displays the impacts of impurity heating on the heat and particles transport and heating efficiency. To investigate the possibility of impurity control at the large tokamak the experiment on selective impurity heating in the mode conversion H/D plasma was prepared and carried out in the tokamak JET.
Doctorat en sciences, Spécialisation physique
info:eu-repo/semantics/nonPublished
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Sourd, Frédéric. "Etudes des électrons découplés accélérés lors des disruptions majeures dans les tokamaks." Aix-Marseille 1, 2004. http://www.theses.fr/2004AIX11049.
Анотація:
Le but de cette thèse est de mieux comprendre la création des électrons découplés et de qualifier une méthode d’extinction rapide d’un plasma disruptif. Dans la première partie, nous utilisons les disruptions de Tore Supra pour simuler la création des électrons découplés. Le profil reconstruit du champ électrique permet de calculer le nombre d’électrons découplés suivant les modèles de Dreicer et de « hot tail ». La deuxième partie consiste à calculer la fonction de distribution des électrons découplés en simulant l’interaction de ces électrons avec un élément de la paroi. Enfin, un projet d’amortissement des disruptions et de suppression des électrons découplés, a été développé. Le but est d’injecter en un temps court (<5ms) une grande quantité d’hélium dans le plasma. Une méthode de détection des disruptions est mise au point pour commander l’injection. Ces résultats permettent de qualifier pour le principe cette technique envisagée sur ITERThe aim of this thesis is a better comprehension of the runaway electrons creation and to qualify a disruption mitigation method. In first part, we use Tore Supra disruptions to simulate the runaway electrons creation. We calculate the electric field in plasma to work out the electrons number with Dreicer and “hot tail” model. The second part of this thesis consists to determinate the electron distribution function. We simulate interaction of these electrons with a wall element. Finally we create a high-pressure gas jet to injected helium in less 5ms to mitigate disruption. The opening command is based on disruption detection method. This should be useful to qualify the principle of this technique what is allowed to ITER
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Azeroual, Abderrhaman (19. "Pompage des particules dans les tokamaks au moyen d'une structure à évents : le Divertor Ergodique de Tore Supra." Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11016.
Анотація:
Dans un reacteur thermonucleaire, il faudra alimenter en continu la decharge en combustible et pomper les cendres produites par les reactions de fusion. Le risque d'empoisonnement limitant la concentration admissible de particules alpha a 10%, il faudra, pour assurer les conditions d'une decharge stationnaire, extraire 2% du flux d'helium sortant du plasma. Dans tore supra, le principal element gerant les flux de chaleur et particules au bord est le divertor ergodique. Le principe en est de creer une perturbation resonnante detruisant les surfaces magnetiques peripheriques. Dans cette region, les lignes de champ sont ouvertes et connectees a leurs deux extremites a des neutraliseurs qui recoivent les flux de chaleur et de particules et assurent le pompage necessaire au maintien de la decharge en etat stationnaire. Ce travail porte sur la caracterisation de la recirculation des neutres autour du divertor et s'appuie sur une base de donnees 56 decharges. On y discute les deux processus physique permettant l'extraction des particules : la collection balistique des ions et celle des neutres retrodiffuses par les reactions de physique atomique. Ces deux processus sont modelises en prenant en compte de facon realiste la geometrie du divertor. On presente une comparaison simulation - experience pour des mesures caracterisant les trois acteurs principaux de l'interaction plasma-paroi : le plasma de bord, l'emission d et la pression derriere les neutraliseurs. Enfin, on discute l'extrapolation de ce dispositif aux machines de prochaine generation, ou les contraintes techniques liees a la necessite d'un bouclier protegeant les bobinages des neutrons de fusion doivent etre prises en compte.
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Yang, Chang. "Analyse et mise en oeuvre des schémas numériques pour la physique des plasmas ionosphériques et de tokamaks." Thesis, Lille 1, 2011. http://www.theses.fr/2011LIL10183/document.
Анотація:
Ce travail de thèse porte sur la modélisation et la simulation numérique des plasmas ionosphérique et Tokamak. La première partie de ce travail concerne la modélisation et la simulation numérique des effets de perturbations ionosphériques sur les communications terre-satellite. Le point départ de cette partie est l’analyse asymptotique du modèle de Euler-Maxwell conduisant ainsi au modèle Dynamo, qui se traduit en un couplage en 3D entre une équation elliptique pour le potentiel électrique et une équation de conservation de masse pour la densité du plasma. Du fait de la forte anisotropie de la matrice de diffusion associée a l’équation elliptique, on a developpé un schéma numérique préservant l’asymptotique permettant ainsi le bon conditionnement du systeme linéaire. La simulation de l’équation de conservation de masse est faite à l’aide de schémas de lois de conservation d’ordre elevé. La validation de ce modèle Dynamo s’obtient par une étude comparative avec le modèle Striation en 2D. Dans la deuxième partie, on s’intéresse au plasma Tokamak. On extrait du modele TOKAM3D, une équation de balance d’énergie de type non-linéaire en dimension 2 contenant toutes les difficultés numériques. Les méthodes numériques standard étant très coûteux en temps CPU, on developpe un schéma implicite-explicite prouvé efficace et stable pour ce type de problème. Enfin, ce schéma est combiné à une méthode de splitting dimensionnelle pour la discrétisation et des expériences numériques sont alors presentéesThis thesis focuses on modeling and numerical simulation of ionospheric and Tokamak plasmas.The first part of this work concerns the modeling and simulation of ionospheric perturbations effects for earth-satellite communications. The starting point of this part is an asymptotic analysis of Euler-Maxwell model leading to Dynamo model, which results into a 3D coupling problem between an elliptic equation for the electric potential and a mass conservation equation for the plasma density. Because of the strong anisotropy of the diffusion matrix associated with the elliptic equation, we developed an asymptotic preserving numerical scheme thus allowing the well conditioned linear system. The simulation of the mass conservation equation is made by using high order conservation laws scheme. The validation of this model Dynamo is obtained by a comparison with the 2D Striation model. In the second part, we are interested in tokamak plasma. We extract from TOKAM3D model, a 2D nonlinear energy balance equation containing all the numerical difficulties. Standard numerical methods are very CPU consuming, thus we develop an implicit-explicit scheme shown efficient and stable for this type of problem. Finally, this scheme is combined with dimensional splitting method for the discretization and numerical experiments are then presented
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Balbin, Arias Julio José. "Investigation of the dependency of separatrix density of tokamaks as a function of engineering parameters." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2022. http://www.theses.fr/2022AIXM0174.
Анотація:
L'analyse des décharges en mode H du JET considérées dans ce travail est détaillée. Une première analyse de l'ensemble des données montre que certains paramètres techniques ne peuvent pas être considérés comme indépendants pour notre analyse car de nombreuses décharges ont été réalisées en considérant les mêmes valeurs typiques de ces paramètres, tels que le champ magnétique toroïdal et le courant plasma. Ainsi, deux paramètres techniques principaux sont d'abord identifiés et seront utilisés pour la loi d'échelle sur le rapport entre la densité de la séparatrice et celle du socle supérieur, à savoir le courant plasma IP et la puissance totale injectée PTOTAL. Cette première loi d'échelle semble prédire assez bien les données expérimentales pour des valeurs faibles et moyennes de la densité de la séparatrice, alors qu'une forte divergence apparaît pour une densité élevée. Afin de mieux comprendre ce comportement, les décharges ont été analysées en fonction de la configuration magnétique du divertor. Une nette différence est observée entre les expériences avec une configuration magnétique du divertor en coin par rapport aux configurations horizontales-verticales ou verticales-verticales. Ce résultat suggère l'introduction d'un paramètre prenant en compte la qualité du confinement. De cette manière, un meilleur accord entre les prédictions et les résultats expérimentaux est obtenu pour les valeurs de basse et haute densité. Enfin, le même type d'étude est réalisé sur le TCV et une loi d'échelle prenant en compte les deux dispositifs est dérivéeThe analysis of JET H-mode discharges considered for this work is detailed. A first analysis of the dataset shows that some engineering parameters cannot be considered as independent for our analysis because many discharges were performed considering the same typical values of these parameters, such as the toroidal magnetic field and the plasma current. Thus, two main engineering parameters are first identified and will be used for the scaling law on the ratio of the separatrix density to the top pedestal one, namely the plasma current IP and the total injected power PTOTAL. This first scaling law seems to predict the experimental data quite well for low and medium values of the separatrix density, while at high density a strong discrepancy appears. In order to get further insight on such behavior the discharges were analyzed in terms of divertor magnetic configuration. A clear difference is observed between experiments with a corner-corner divertor magnetic configuration compared to the horizontal-vertical ones or vertical-vertical ones. This result suggests the introduction a parameter taking into account the quality of confinement. In this way, a better agreement between predictions and experimental results is obtained for both low and high-density values. Finally, the same type of study is performed on TCV and a scaling law taking into account both devices is derived
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Doré, Patrice. "Développement d'une technique de mesure d'érosion et de redéposition par interférométrie de speckle dans un tokamak." Aix-Marseille 1, 2006. http://www.theses.fr/2006AIX11029.
Анотація:
Cette étude a pour objectif de montrer la faisabilité de l'interférométrie de speckle à décalage de phase temporel pour mesurer l'érosion et la redéposition sur les composants face au plasma in situ dans un tokamak. Les résultats de ce travail montrent clairement que cette technique de mesure peut être installée sur un tokamak pour caractériser et suivre l'évolution des phénomènes d'érosion et de redéposition sur les composants face au plasma. La configuration du montage optique et la procédure de traitement et d'acquisition des images interférométriques, d'abord développées et validées en laboratoire, ont ensuite été adaptées à l'environnement complexe du tokamak. Nous disposons finalement d'une technique optique pour caractériser les phénomènes d'érosion/redéposition (volume de matière érodée et redéposée, localisation) sur des composants face au plasma optiquement rugueux (composite en fibre de carbone, tungstène), de grandes dimensions (50 x 50 cm2 ), situés à une grande distance de la caméra (~3m) et soumis à des vibrations. Après avoir défini les régions où l'on veut caractériser l'érosion et la redéposition dans un tokamak actuellement en fonctionnement, nous proposons un diagnostic pour valider in situ la technique de mesure sur un tokamak, nous permettant ainsi de développer un diagnostic pour ITER
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Selig, Gaël. "Équilibre évolutif à frontière libre et diffusion résistive dans un plasma de tokamak." Nice, 2012. http://www.theses.fr/2012NICE4075.
Анотація:
Dans un tokamak, un plasma est maintenu à l’aide de champs magnétiques dans des conditions nécessaires à l’apparition de réactions de fusion nucléaire. Sous l’hypothèse de symétrie axiale du tokamak, l’étude de la configuration magnétique à l’équilibre se fait en deux dimensions, et se déduit de la fonction de flux poloïdal ψ. Cette fonction est solution d’un système d’équations aux dérivées partielles non linéaire, appelé problème d’équilibre. Cette thèse présente le problème d’équilibre évolutif à frontière libre, où les équations de circuit dans les bobines et les structures passives du tokamak sont résolues en même temps que l’équation de Grad-Shafranov afin de produire une simulation dynamique du plasma. Au cours de ce travail, le code d’équilibre par éléments finis CEDRES++ a été amélioré afin de résoudre ce problème dynamique. Des tests ainsi qu’une comparaison avec le code DINA-CH sur un cas d’instabilité verticale d’ITER ont permis une validation des résultats. Le phénomène de diffusion résistive de densité de courant dans le plasma a ensuite été simulé à l’aide d’un couplage entre CEDRES++ et l’équation de diffusion moyennée en une dimension, puis comparé avec succès aux résultats obtenus avec le code de modélisation intégrée CRONOSIn a Tokamak, in order to create the necessary conditions for nuclear fusion to occur, a plasma is maintained by applying magnetic fields. Under the hypothesis of an axial symmetry of the tokamak, the study of the magnetic configuration at equilibrium is done in two dimensions, and is deduced from the poloidal flux function ψ. This function is solution of a non linear partial differential equation system, known as equilibrium problem. This thesis presents the time dependent free boundary equilibrium problem, where the circuit equations in the tokamak’s coils and passive conductors are solved together with the Grad-Shafranov equation to produce a dynamic simulation of the plasma. In this framework, the Finite Element equilibrium code CEDRES++ has been improved in order to solve the aforementioned dynamic problem. Consistency tests and comparisons with the DINA-CH code on an ITER’s vertical instability case have validated the results. Then, the resistive diffusion of the plasma’s current density has been simulated using a coupling between CEDRES++ and the averaged one-dimensional diffusion equation, and it has been successfully compared with the integrated modeling code CRONOS
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Seigneur, Aude. "Modélisation du dépôt de puissance dans un tokamak : application aux configurations limiteurs et divertor ergodique dans Tore Supra." Aix-Marseille 1, 1993. http://www.theses.fr/1993AIX11004.
Анотація:
Savoir ce que deviennent les particules issues du plasma est fondamental. La zone de plasma situee au-dela de la derniere surface magnetique fermee, la sol, est caracterisee par son epaisseur radiale lambda. Nous avons etabli les premiers abaques qui donnent la dependance de cette echelle caracteristique avec les differents parametres du plasma, (champ, densite, courant), sur tore supra. Pour ce faire, nous avons recoupe les resultats numeriques d'un code avec des mesures experimentales de temperatures de surface effectuees par thermographie infrarouge. La conclusion de cette analyse est que, sur tore supra, lambda est quasi independante des conditions plasma. Elle varie, en fait, entre 1 et 2 e-2 m mais, l'erreur commise en l'admettant constante est moindre que les incertitudes concernant les elements materiels. Cette etude est locale. Au contraire, le code thor que nous avons developpe, tient compte de la geometrie reelle de tous les limiteurs et de la configuration magnetique. Il donne la projection du plasma sur les parois. Il associe mouvement parallele et diffusion perpendiculaire dont le caractere aleatoire est rendu par un algorithme de monte carlo. Les equations de mouvement sont en coordonnees intrinseques alors que les resultats sont en coordonnees ordinaires. Ce code autorise l'integration de perturbations a l'equilibre magnetique initial. Nous avons, ainsi, ameliore ses performances en etudiant des cas perturbes par l'utilisation du divertor ergodique. Les resultats numeriques sont conformes aux observations experimentales. Parfois, ils remettent en question les modeles physiques nous avons elabore un modele analytique expliquant la forme des depots reels, retrouves numeriquement, en appui ppi, depots non conformes aux predictions du modele classique. Le code est egalement un outil de conception pour tester, avant leur realisation, les nouveaux concepts de limiteurs que l'on voudrait placer dans tore supra
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Gupta, Abhinav. "Losses of heat and particles in the presence of strong magnetic field perturbations." Doctoral thesis, Universite Libre de Bruxelles, 2009. http://hdl.handle.net/2013/ULB-DIPOT:oai:dipot.ulb.ac.be:2013/210343.
Анотація:
Thermonuclear fusion has potential to offer an economically, environmentally and socially acceptable supply of energy. A promising reactor design to execute thermonuclear fusion is the toroidal magnetic confinement device, tokamak. The tokamak still faces challenges in the major areas which can be categorised into confinement, heating and fusion technology. This thesis addresses the problem of confinement, in particular the role of transport along magnetic field lines perturbed by diverse MHD instabilities.Unstable modes such as ideal ballooning-peeling, tearing etc. break closed magnetic surfaces and destroy the axisymmetry of the magnetic configuration in a tokamak, providing deviation of magnetic field lines from unperturbed magnetic surfaces. Radial gradients of plasma parameters have nonzero projections along such lines and drive parallel particle and heat flows which contribute to the radial transport. Such transport can significantly affect confinement as this takes place by the development of neoclassical tearing modes (NTMs) in the core and edge localised modes (ELMs) at the plasma periphery.
In this thesis, transport of heat through non-overlapped magnetic island chains is first investigated using the 'Optimal path' approach, which is based on the principal of minimum entropy production. This model shows how the effective heat conduction through islands increases with parallel heat conduction and with the perturbation level. A more standard analytical approach for the limit cases of "small" and "large" islands is also presented. Transport of heat through internally heated magnetic islands is next investigated by further development of the 'Optimal path' method. In addition the approach by R. Fitzpatrick, has been extended for this investigation. By application of these approaches to experimental observations made at TEXTOR tokamak, heat flux limit, limiting parallel heat conduction in low collisional plasmas, is elucidated.
Models to study transport of heat and particles due to ELMs have also been developed. Energy losses during ELMs have been estimated considering contribution from parallel conduction due to electrons and parallel convection of ions, with constant level of the magnetic field perturbation, steady profiles for density and temperature, and by accounting for the heat flux limit. The estimate shows good agreement with experimental observations. The model is developed further by accounting for the time evolution of the perturbation level due to ballooning mode, and of density and temperature profiles.
Doctorat en Sciences
info:eu-repo/semantics/nonPublished
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Brégeon, Rémi. "Evolution résistive du profil de courant dans les tokamaks, application à l'optimisation des décharges de tore supra." Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11045.
Анотація:
En physique des plasmas de tokamak, le controle de la forme du profil de densite de courant est determinant dans l'amelioration des proprietes d'une decharge. Nous nous proposons dans cette these d'etudier les processus qui gouvernent la diffusion du courant en presence de fortes fractions de courants non-inductifs. Cela dans le but ultime d'identifier les principaux parametres de controle du profil de densite de courant quand on utilise des sources externes de generation de courant comme les ondes a la frequence hybride basse et/ou en presence de courant auto-genere par le plasma (courant de bootstrap). Les principes des systemes non-inductifs de generation de courant et de chauffage sont presentes ainsi que les mecanismes qui interviennent dans l'apparition du courant de bootstrap. Nous presentons alors une etude experimentale de la conductivite electrique parallele du plasma, destinee a valider les modeles de conductivite existants. A partir de ces resultats, l'equation de diffusion du flux poloidal est modelisee, en considerant la geometrie toroidale des tokamaks, pour donner une description precise de l'evolution des profils de densite de courant. Une etude poussee des conditions initiales et des conditions aux limites requises pour la resolution numerique de cette equation est egalement presentee. Enfin, nous achevons cette these par une etude numerique de la diffusion du flux poloidal realisee sur deux chocs : l'un avec chauffage, l'autre avec generation de courant par injection d'ondes a la frequence hybride basse. Cette etude a de multiples buts : _ tester la validite de l'outil numerique que nous avons developpe et mettre en evidence quelques limites des modeles cylindriques du plasma. _ tester les modeles de conductivite electrique et de courant de bootstrap. _ montrer la maniere d'identifier les parametres clef des processus de diffusion du courant pour des decharges performantes du tokamak tore supra. De telles etudes sont fondamentales pour determiner la fraction de courant non inductif necessaire au controle et au maintient en etat stationnaire de decharges performantes, au sein du plasma.
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Baudoin, Camille. "Numerical evaluations of mechanisms governing the heat transport in the edge plasma of tokamaks." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0053/document.
Анотація:
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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Emeriau-Viard, Constance. "Turbulence plasma dans les étoiles et les tokamaks : magnétisme, auto-organisation et transport." Thesis, Sorbonne Paris Cité, 2017. http://www.theses.fr/2017USPCC033/document.
Анотація:
Dans les plasmas magnétisés, l'interaction entre la turbulence, le magnétisme et les cisaillements grandes échelles joue un rôle important sur l'organisation du plasma et sur les processus de transport qui s'y produisent. Cette interaction et ses conséquences peuvent être étudiées dans leur développement non linéaire avec des simulations numériques hautes performance multi-dimensionnelles et par une analyse détaillée (dans l'espace physique et dans l'espace spectral) des processus de transport dans les plasmas. Dans cette thèse, nous nous intéresserons au cas des plasmas stellaires et de tokamaks. La première partie introduit les concepts fondamentaux de la physique des plasmas, communs aux deux domaines, puis les spécificités de chacun des plasmas avec la magnétohydrodynamique et l'évolution stellaire pour les plasmas stellaires et la théorie gyrocinétique pour les plasmas de tokamaks. La seconde partie se concentre sur les plasmas stellaires. À l'aide de simulations numériques 3D d'étoiles de type GK avec le code ASH, nous étudions l'influence du nombre de Rossby sur la convection. On détermine une transition à Ro=1 entre les faibles $R_o$ ayant un profil de rotation différentielle de type solaire, ou à bandes comme Jupiter, et les Ro plus élevés pour lesquels la rotation est anti-solaire avec un équateur plus lent que les pôles. Nous proposons ensuite une suite de neuf modèles permettant de simuler les changements du champ magnétique au cours de l'évolution stellaire, de la phase d'étoile jeune, avec disque d'accrétion, à l'âge solaire. Au cours de la pré-séquence-principale (PMS), le taux de rotation et la structure interne de l'étoile changent de manière importante avec l'apparition et la croissance du coeur radiatif. Nous trouvons que que l'énergie magnétique augmente alors globalement à l'approche de la zero age main sequence (ZAMS). La topologie du champ devient de plus en plus complexe avec une composante dipolaire plus faible et un champ magnétique moins axisymétrique. Ce champ est généré par une dynamo type alpha-Omega pour laquelle l'effet Omega devient de plus en plus dominant lorsque l'étoile passe de 1Mans à 50 Mans, i.e. la zone convective s'amincit. Le champ magnétique contenu dans la zone radiative possède une topologie mixte poloidale toroidale qui satisfait les critères de stabilité des instabilités MHD en zone radiative. Une fois arrivé sur la ZAMS, la structure interne de l'étoile se stabilise et seul le taux de rotation change au cours de la séquence principale (MS), l'étoile étant ralentit par les vents magnétisés. Le ralentissement de l'étoile provoque une diminution de l'énergie magnétique contenue dans la zone convective. Une transition du profil de rotation différentielle peut être observée car le nombre de Rossby se rapproche de 1 et nous analysons les conséquences sur la topologie et les transferts spectraux entre les composantes du champ magnétique dynamo. La troisième partie de ce manuscrit aborde également les transferts spectraux d'énergie grande échelle dans les plasmas de tokamaks. L'utilisation du code gyrocinétique 5D GYSELA permet de simuler ces avalanches. Après une caractérisation de ces transferts, en espace et en vitesse, nous utilisons un diagnostic spectral sur l'entropie pour mieux comprendre leur origine et leur dynamique. Un lien de causalité ``flux de chaleur turbulent -—> gradient de température —> cisaillement'' peut alors être mis en évidence.Finalement, au vu des résultats obtenus, nous discutons les similarités entre les deux type de plasmas et proposons des pistes pour de futurs développementsIn magnetized plasmas, the interaction between the turbulence, the magnetism and shearing at large scales plays an important role in the organization of plasma and on transport processes. This interaction and its consequences can be studied in the non-linear development with high performance numerical simulations and by a precise analysis (in real space and in spectral space) of the transport processes in plasmas. In this thesis, we focus on stellar and fusion plasmas.The first part introduces the fundamental concepts of plasma physics then the specificities of each type of plasma, with the magnetohydrodynamics and stellar evolution for stellar plasmas and gyrokinetic theory for fusion plasmas. The second part focuses on stellar plasmas. Thanks to 3D numerical simulations of GK stars with the ASH code, we study the influence o the Rossby number on convection. We characterize a transition at Ro = 1 between low Rossby numbers that have a solar-like differential rotation profile or a Jupiter-like profile, and high Rossby numbers that have an anti-solar rotation profile with an equator slower than the poles. Then we choose nine models that enable us to simulate the changes in magnetic field during stellar evolution, from the disk-locking phase to the solar age. During the pre main sequence (PMS), the stellar rotation rate and internal structure change drastically with the birth and growth of the radiative core. We observe that the magnetic energy globally increases when arriving on the zero age main sequence (ZAMS). The topology of the magnetic field becomes more and more complex with a slower dipolar component and a less axisymmetric magnetic field. This field is generated by a dynamo alpha-Omega for which the Omega effect becomes more and more predominant as the star ages from 1Myr to 50Myrs, i.e. the convective zone becomes shallower. The magnetic field contained into the radiative zone possesses a mixed poloidal-toroidal topology that satisfies the stability criteria of instabilities in stably stratified zones. Once arrived on the ZAMS, the internal structure of star settles down and the rotation rate is the only stellar parameter that changes during the main sequence (MS), the star being slowed down by magnetized winds. The slowdown of the star induces a decrease of the magnetic energy contained into the convective zone. We observe a transition of the differential rotation profile since the Rossby number is closer to 1 and thus we analyze the consequences on the topology and on the spectral transfer between the components of the dynamo magnetic field. The third part of this manuscript address the spectral transfers of energy at large scales in fusion plasmas. The use of the 5D gyrokinetic numerical code GYSELA enables us to simulate these avalanches. After a characterization of these transfers, in space and velocity, we use a spectral diagnostic on entropy to have a better understanding of their origin and dynamics. A causal relation ``turbulent heat flux --> temperature gradient --> shearing'' can be emphasize. Finally, by looking at the results we obtained, we discuss on the similarities between the two types of plasmas and propose some leads for future developments
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Sarazin, Yanick. "Etude de la turbulence de bord dans les plasmas de tokamaks." Université Joseph Fourier (Grenoble), 1997. http://www.theses.fr/1997GRE10265.
Анотація:
Cette these remet en cause la description classique du transport turbulent en terme de diffusion, et propose un nouveau cadre d'analyse theorique. Dans les plasmas, l'approche standard de la turbulence suppose que la taille et la frequence caracteristiques des fluctuations sont tres inferieures a celles de l'equilibre. Cette hypothese permet une etude avec un forcage par un gradient d'equilibre constant. Notre etude privilegie le forcage par un flux, levant ainsi la contrainte de separabilite d'echelle. Nous developpons un modele cellulaire 1d auto-organise critique ou soc. Le transport local a seuil en gradient est couple a l'etat des sites voisins. Le systeme est force par une source coherente en volume, l'ionisation des neutres. En accord avec l'experience, le transport moyen peut etre decrit en termes de diffusion et de convection, bien que le transport local soit d'une toute autre nature. L'instabilite d'interchange est etudiee sur les lignes de champ ouvertes connectees a la paroi. Le modele 2d de cette instabilite a seuil est utilise dans les deux cas de forcage, par un gradient et par un flux. Dans le premier cas, le transport est homogene et diffusif. La taille des cellules turbulentes est fixee par l'allure du taux de croissance et les conditions aux limites imposees par l'interface plasma-paroi ; les processus de cascade d'energie jouent un role negligeable. Lorsque le systeme est force par un flux constant, le transport est inhomogene et caracterise par un flux sortant convectif intermittent, des avalanches. Une statistique sur des particules test ne rend que partiellement compte du transport fluide observe. Le modele reproduit les observations experimentales :les fluctuations relatives de densite sont maximales au bord, et le profil exhibe une decroissance exponentielle, a nouveau compatible avec un transport diffusif, bien que le transport reel ne le soit pas.
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Strugarek, Antoine. "Turbulence, transport et confinement : des tokamaks au magnétisme des étoiles." Phd thesis, Université Paris-Diderot - Paris VII, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00765706.
Анотація:
Cette thèse s'inscrit dans le contexte de l'étude de l'auto-organisation des plasmas chauds magnétisés. Nous nous intéressons en particulier aux deux objets que sont les étoiles et les tokamaks. Nous les étudions à l'aide de simulations numériques en utilisant des codes premiers principes dans le contexte des phénomènes de turbulence, de transport et de confinement dans les plasmas. La première partie de cette thèse s'attache à donner une introduction sur les caractéristiques des plasmas des étoiles et des tokamaks, ainsi que sur les raisons qui nous ont poussé à les étudier conjointement. Puis, nous développons en deuxième partie des travaux appliqués aux étoiles. A l'aide de simulations numériques, nous étudions pour la première fois en géométrie sphérique et en 3D l'interaction des mouvements turbulents avec un champ magnétique interne dans le Soleil, dans la région de la tachocline qui agit comme une barrière de transport du moment cinétique. Nous montrons qu'un tel champ magnétique ne peut expliquer l'épaisseur de la tachocline que nous observons, et donnons des pistes de réflexion pour comprendre cette épaisseur. Nous explorons également dans cette partie les implications que l'environnement d'une étoile (en particulier le vent de l'étoile, et les planètes gravitant autour) peut avoir sur son organisation interne. Cette étude nous permet aussi d'étudier l'interaction des vents stellaires avec les magnétosphères planétaires qui agissent comme des barrières de transport pour la matière. Des travaux spécifiques aux tokamaks sont ensuite présentés dans une troisième partie. Nous y développons une étude numérique des mécanismes expérimentaux conduisant à la création de barrières de transport dans les tokamaks. Ces barrières de transport permettent l'accès à des régimes de fusion nucléaire performants. Pour la première fois, nous montrons théoriquement comment déclencher la formation de ces barrières dans des simulations turbulentes de codes premiers principes. Enfin, la dernière partie présente les résultats des réflexions communes issue de cette thèse fai- sant le pont entre deux communautés scientifiques. L'utilisation d'une méthode spectrale originale pour l'analyse de phénomènes multi-échelles y est exposée. Elle est successivement développée puis appliquée pour mettre en évidence les mécanismes de saturation de la dynamo stellaire et de l'instabilité du gradient de température ionique dans les tokamaks. Un modèle unique traitant de l'interaction entre la turbulence et les écoulements de grande échelle est ensuite développé à la fois dans le contexte de la tachocline solaire et dans celui des tokamaks, formalisant l'analogie qui existe entre les deux objets de notre étude.
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Kogut, Dmitry. "Study of wall conditioning in tokamaks with application to ITER." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4741.
Анотація:
Cette thèse est consacrée à l'étude du conditionnement des parois des réacteurs de fusion, en particulier ITER. Le conditionnement est nécessaire pour contrôler l'état de surface de l'enceinte à vide et donc les performances des plasmas d'ITER.Le conditionnement du tokamak JET, ayant une paroi représentative de celle d'ITER, et son impact sur l'opération est étudié de manière approfondie.Un modèle 2D des décharges luminescentes de conditionnement est validé par des données expérimentales. Il prédit des décharges raisonnablement uniformes dans ITER.Des expériences de conditionnement sur JET montrent que l'échange isotopique est un moyen efficace pour contrôler l'inventaire de tritium dans ITER, l'efficacité d'élimination étant potentiellement comparable à la rétention prédite dans un plasma nominal.Un modèle 1D de l'hydrogène échange isotopique en béryllium est élaboré et validé. Il montre que la fluence et la température de surface déterminent l'efficacité de l'échange isotopiqueThesis is devoted to studies of performance and efficiency of wall conditioning techniques in fusion reactors, such as ITER. Conditioning is necessary to control the state of the surface of plasma facing components to ensure plasma initiation and performance. Conditioning and operation of the JET tokamak with ITER-relevant material mix is extensively studied. A 2D model of glow conditioning discharges is developed and validated; it predicts reasonably uniform discharges in ITER. In the nuclear phase of ITER operation conditioning will be needed to control tritium inventory. It is shown here that isotopic exchange is an efficient mean to eliminate tritium from the walls by replacing it with deuterium. Extrapolations for tritium removal are comparable with expected retention per a nominal plasma pulse in ITER.A 1D model of hydrogen isotopic exchange in beryllium is developed and validated. It shows that fluence and temperature of the surface influence efficiency of the isotopic exchange
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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.
Анотація:
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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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.
Анотація:
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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Cottier, Pierre. "Modélisation du transport turbulent de moment angulaire dans les plasmas de tokamak - Une approche gyrocinétique quasi-linéaire." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2013. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00939240.
Анотація:
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 expérimentales.
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Dvornova, Anastasiia. "Simulations hybrides fluides-cinétiques de l'excitation des modes TAE via particules rapides et une antenne externe." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0265.
Анотація:
Dans ce travail de thèse, l’excitation de modes magnétohydrodynamique (MHD) spécifiques appelés les Toroidal Alfvèn Eigenmodes sont étudiés. Ces modes peuvent être facilement déstabilisés par plusieurs populations de particules rapides. L’excitation de modes TAE par une antenne externe en 3D est simulée pour la première fois dans les configurations point X et limiteur. Les simulations présentent une bonne concordance avec la difficulté d’exciter des modes TAE en géométrie X observée expérimentalement. L’utilisation du code Castor a permis de montrer que pour certains profils de densité, l’atténuation provenant d’une région de la séparatrice dont la limite est proche de la séparatrice peut être une source d’amplification de l’atténuation. Les résultats obtenus avec le code Jorek montrent que la région où les lignes de champ sont ouvertes est la principale source d’atténuation. Le code purement fluide Jorek a été modifié afin d’inclure les termes cinétiques fournis par son extension cinétique. Afin de confirmer l’implémentation du schéma, les taux de croissance linéaires de TAE sont calculés pour le cas de référence ITPA. Un pas supplémentaire a été fait à travers l’étude de l’évolution des modes TAE excités par une antenne externe en présence de particules rapides. L’intérêt principal de cette approche est d’investiguer la possibilité d’extraction d’information sur l’excitation des particules rapides depuis la réponse plasma à une excitation TAE. Une méthode permettant l’estimation de l’excitation de particules rapides à travers la mesure de la différence de réponse fréquentielle entre les deux directions des ondes progressives TAE est développéIn this thesis, the excitation of a specific types of the MHD modes called the Toroidal Alfven Eigenmodes is studied. These global modes can be easily destabilized by one of the several populations of the fast particles present in tokamaks. For the first time the modelling of the excitation of the TAE modes by a 3D external antenna is performed in case of limiter and X-point geometries. With the use of the code CASTOR it has been shown that the damping from the region inside the separatrix with plasma boundary approaching the separatrix can be a source of an increased damping for certain density profile shapes. The results obtained with the JOREK code identifies the region of the open-field lines as the main source of damping. Firther, the purely fluid code JOREK was modified to include the kinetic terms provided by the code's kinetic extension. Between the two commonly used hybrid schemes, pressure and current coupling schemes. In order to confirm the implementation of the scheme, the TAE linear growth rates are obtained for the ITPA benchmark case. A further step that was taken is to combine the previously used approaches by examining the evolution of the TAE modes excited by an external antenna now in the presence of fast particles. The principal interest in this approach is to investigate the possibility of extracting information on the fast particle drive from the plasma response on the TAE excitation. A method allowing an estimate of the fast particle drive by measuring the difference in the frequency response of the two directions of the traveling TAE waves was developed
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Martin, Gilles. "Étude des produits de fusion chargés dans un tokamak." Paris 11, 1985. http://www.theses.fr/1985PA112154.
Анотація:
La modélisation de la fonction décision d'un robot ou d’un système robotique évolué a donné lieu à des travaux qui se sont le plus souvent attachés à la problématique de la génération de plans d'actions et ont considéré le contrôle d'exécution de ces plans de façon secondaire. Cette approche a quelque peu situé cette fonction décision dans un cadre «hors ligne» ou tout au moins en recul par rapport à la phase «action» du robot. Si cette approche a ses succès pour différents problèmes, elle a révélé ses faiblesses partout où planification et exécution sont étroitement liées, en particulier en robotique, où de nombreuses connaissances décisionnelles peuvent être exploitées dynamiquement. D est apparu alors qu'il fallait au préalable définir un cadre d'expression et d'exploitation pour de telles connaissances. L'objectif de ce travail est de souligner les motivations et de décrire le système APSIS qui constitue un tel cadre. Ce système est basé sur la méthodologie des systèmes de productions et constitue un moteur d'inférences dont on précisera les fonctionnalités et dont on illustrera l'utilisation à. L'aide d'exemples. Enfin, un manuel d'utilisation d'APSIS figure en annexe à cette thèseMuch literature has been concerned with the planning component of robotic systems; this work has generally stressed generation of plans of action and considered the execution of these plans only as a secondary problem. This approach has practically restricted the planning problem to offline considerations or backstage intervention during the "action phase". Successfully applied in various fields, this approach has shown to have shortcomings for problems where planning and acting need to be interwoven to ensure correct behavior. This is the case in the application of decisional knowledge in the control of robotic systems. It therefore seems necessary to provide a suitable framework in which to express and use such knowledge. The subject of this thesis is the APSIS system, which is such a framework. APSIS is a production system and inference engine. Its characteristics are described and the uses explained through concrete examples. A user's manual may be found at the end of the thesis
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Idouakass, Malik. "Linear and nonlinear study of the precessional fishbone instability." Thesis, Aix-Marseille, 2016. http://www.theses.fr/2016AIXM4756/document.
Анотація:
L'interaction onde-particule dans les plasma est un sujet de recherche important, pour la compréhension des phénomènes physiques fondamentaux comme pour l'opération de réacteurs à fusion tels que les tokamaks. Cette intéraction peut être responsable de l'existence de modes instables, comme l'instabilité "fishbone" dans les plasmas de tokamak. Celle-ci est causée par l'interaction résonante entre un mode vivant dans la plasma et une population de particules supra-thermiques. Cette instabilité cause l'éjection d'une partie de ces particules énergétiques. Elle est par ailleurs caractérisée par une diminution de sa fréquence durant son évolution. Dans cette thèse, un modèle pour l'instabilité "fishbone", décrivant le plasma thérmique avec un traitement fluide et les particlules énergétiques avec un traitement cinétique, est développé. Ce modèle est simplifié de manière à permettre la compréhension des mécanismes les plus basiques qui causent la destabilisation du mode, sa diminution en fréquence durant son évolution ainsi que l'éjection de particules qu'il engendre. La théorie linéaire de ce modèle est faite, montrant les conditions qui permettent l'existence de l'instabilité, et permettant la caractérisation de son comportement linéaire. Les résultats analytiques sont ensuite comparés aux résultats linéaires numériques, obtenus grâce à un code développé durant cette thèse et basé sur les hypothèses du modèle, et ils sont en accord. Enfin, ce code est utilisé pour explorer le comportement non linéaire des particules énergétiques. Le mécanisme principalement responsable du changement de fréquence du mode ainsi que de l'éjection des particules est identifié et étudié en detailThe wave-particle interaction in plasmas is an important research subject, for fundamental physical understanding as well as for the operation of fusion devices such as tokamaks. This interaction can cause the existence of unstable modes, such as the fishbone instability that is observed in tokamak plasmas. It results from the resonant interaction between an electro-magnetic wave living in the plasma and a population of supra-thermal particles. This mode causes the ejection of a portion of these energetic particles, and is thus detrimental to the confinment of energy in a tokamak, and it is characterized by a frequency down-chirping, i.e. a decrease of frequency of the mode during its evolution. In this thesis, a model for the fishbone instability is developed, that describes the thermal plasma with fluid equations and the supra-thermal particles with the kinetic Vlasov equation. This model is highly simplified in order to understand the basic mechanisms leading to destabilization, frequency chirping, and particle ejection. The linear theory of this model is then done, showing the conditions that lead to the existence of an instability, and that allow the characterization of its linear behavior. The linear analytic results are then compared to numerical linear results obtained with a code, based on the assumptions of the model, that was developed during this PhD and the results are found to be in good agreement. Finally, the code is used to explore the nonlinear behavior of energetic particles in the later phase of the fishbone instability. The main mechanism responsible for the frequency chirping and energetic particle ejection is identified and studied in detail
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Faudot, Eric. "Modélisations de phénomènes de polarisation par gaines RF ou-et faisceau de particules dans un plasma magnétisé." Nancy 1, 2005. http://www.theses.fr/2005NAN10146.
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Ces travaux abordent la problématique des points chauds induits par des flux de particules accélérées dans les tokamaks. Il est montré que la polarisation due aux gaines du plasma de bord soumis à un faisceau électronique à haute énergie peut atteindre plusieurs centaines de volts et ainsi allonger la zone de dépôt. La notion de gaine entravée est introduite et explique l'accélération de ce dépôt par réduction du potentiel de gaine. Ensuite, une modélisation fluide 2D des tubes de flux devant les antennes ICRF a permis de calculer les potentiels rectifiés en tenant compte des courants de polarisation transverses aux lignes de champ magnétique. Le code fluide 2D mis au point valide les résultats analytiques qui montrent que ces courants de polarisation peuvent augmenter de 50% la valeur DC du potentiel rectifié par rapport aux modèles classiques sans courant. Enfin, l'application simultanée d'un faisceau et d'un potentiel RF révèle que les potentiels induits, propres à chaque phénomène, s'additionnent pour des potentiels RF bien plus grands que la polarisation due uniquement au faisceau. La déplétion de densité des tubes de flux polarisés dans les simulations PIC 2D est caractérisée mais non expliquéeThis work investigates the problematic of hot spots induced by accelerated particle fluxes in tokamaks. It is shown that the polarization due to sheaths in the edge plasma in which an electron beam at a high level of energy is injected, can reach several hundreds volts and thus extend the deposition area. The notion of obstructed sheath is introduced and explains the acceleration of energy deposition by decreasing of the sheath potential. Then, a 2D fluid modeling of flux tubes in front of ICRF antennae allows us to calculate the rectified potentials taking into account RF polarization currents transverse to magnetic field lines. The 2D fluid code designed validates the analytical results which show that the DC rectified potential is 50% greater with polarization currents than without. Finally, the simultaneous application of an electron beam and a RF potential reveals that the potentials due to each phenomenon are additives when RF potential is much greater than beam polarization. The density depletion of polarized flux tubes in 2D PIC simulations is characterized but not yet explained
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Nguyen, Christine. "Magneto-Hydrodynamic Activity and Energetic Particles - Application to Beta Alfvén Eigenmodes." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2009. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00005642.
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La faisabilite de la fusion magnetique est dependante de notre capacite a confiner l'energie des particules supra-thermiques liberees a haute energie par les reactions de fusion, dans les meilleures conditions de securite et d'efficacite. Dans ce but, il est necessaire de comprendre l'interaction entre les particules energetiques et le plasma thermo-nucleaire qui constitue l'environnement des reactions de fusion, afin de la controler. La these que nous presentons ici s'inscrit dans cet effort. Le coeur du travail mene est l'etude d'un type d'instabilite, le Beta Alfven Eigenmode (BAE), que peuvent exciter les particules energetiques, et dont on peut craindre qu'il degrade fortement non seulement le confinement des particules energetiques mais aussi le confinement du plasma dans sa globalite. Dans un premier temps, nous nous attacherons a decrire les caracteristiques de ce mode et nous deriverons sa relation de dispersion ainsi que sa structure. Dans une seconde partie, nous effectuerons l'etude de la stabilite lineaire de ce mode en presence de particules energetiques. Cette etude nous a permis de definir un critere analytique rendant compte de la capacite des particules energetiques a exciter le BAE. Ce critere sera discute et confronte aux resultats d'experiences menees durant la these. Cette etude lineaire presentant cependant quelques limites, il nous est apparu important de nous poser la question de la possibilite d'une modication de la stabilite du BAE liee a l'utilisation d'une description non-lineaire. Nous suggererons dans cette presentation un processus, verifie analytiquement et numeriquement, dont peut resulter l'existence d'etats meta-stables pour le BAE.
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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.
Анотація:
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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Chouli, Billal. "Effet des particules rapides sur la rotation des plasmas de Tokamak sans injection de moment angulaire extérieur." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4084/document.
Анотація:
En présence de rotation toroïdale, une amélioration de la stabilité et des performances du plasma ont été observées. Or les sources extérieures de moment angulaire seront très limitées pour les futurs tokamaks, et notamment pour ITER. Par conséquent, il apparait capital d'investiguer les différents mécanismes de génération intrinsèque de rotation toroïdale, afin de prédire les profils de rotation dans les machines à venir. D'intrigantes observations de rotation intrinsèque sont faites dans de nombreuses machines, pour des décharges plasma en présence de chauffage à la fréquence hybride basse et cyclotronique ionique. Les profils de vitesse observés sont dans la direction parallèle au courant plasma (co-courant) mais aussi dans la direction opposée au courant plasma (contre-courant). Ceci a suscité un effort important de la communauté scientifique pour la compréhension des mécanismes à l'origine des observations expérimentales. Néanmoins, à ce jour, l'ensemble des interprétations proposées n'offrent pas une vision claire des mécanismes en jeu. Le travail réalisé dans cette thèse, s'inscrit dans cette problématique et concerne plus précisément le tokamak Tore Supra, dont le chauffage dominant est assuré par les ondes radiofréquencesToroidal flows are found to improve the performance of the magnetic confinement devices with increase of the plasma stability and confinement. In ITER or future reactors, the torque from NBI should be less important than in present-day tokamaks. Consequently, it is of interest to study other intrinsic mechanisms that can give rise to plasma rotation in order to predict the rotation profile in experiments. Intriguing observations of plasmas rotation have been made in radio frequency (RF) heated plasmas with little or no external momentum injection. Toroidal rotation in both the direction of the plasma current (co-current) and in the opposite direction (counter-current) has been observed depending on the heating schemes and plasma performance. In Tore Supra, most observations in L-mode plasmas have been in the counter-current direction. However, in this thesis, we show that in lower hybrid current drive (LHCD), the core toroidal rotation increment is in co- or counter-current direction depending on the plasma current amplitude. At low plasma current the rotation change is in the co-current direction while at high plasma current, the change is in the counter-current direction. In both low and high plasma current cases, rotation increments are found to increase linearly with the injected LH power. Several mechanisms in competition which can induce co- or counter-current rotation in Tore Supra LHCD plasmas are investigated and typical order of magnitude are discussed in this thesis
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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.
Анотація:
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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Peillon, Samuel. "Influence des effets électrostatiques liés à la radioactivité sur les forces d’adhésion et sur la mise en suspension de particules métalliques." Electronic Thesis or Diss., Sorbonne université, 2020. http://www.theses.fr/2020SORUS400.
Анотація:
La mobilité et le confinement des poussières radioactives produites par les interactions plasma/paroi ayant lieu au cœur d’un tokamak sont devenues, au fil des années, des sujets majeurs pour l’évaluation de sûreté de l’installation ITER. Pour répondre à ces problématiques de sûreté, j’ai adopté au cours de ma thèse des approches complémentaires basées sur des travaux expérimentaux et numériques. Une campagne de prélèvements réalisée dans le tokamak WEST (CEA/IRFM) a permis d'identifier des particules de tungstène de forme sphérique et de taille micrométrique. Une étude paramétrique approfondie sur les forces d’adhésion agissant entre ces particules et des surfaces en tungstène a été réalisée à l’aide d’un microscope à force atomique (AFM). Les résultats de cette étude sont en très bon accord avec un modèle analytique décrivant les forces d'adhésion en fonction de la taille des particules et de la rugosité des surfaces. J’ai poursuivi l'étude en réalisant des mesures du potentiel électrique des particules lorsqu’elles sont marquées en tritium grâce à la microscopie à sonde de kelvin (KPFM). La sensibilité de cette technique m'a permis de mettre en évidence une différence de potentiel de surface entre des particules neutres et des particules marquées en tritium. Enfin, des expériences de mise en suspension avec des particules de tungstène chargées en tritium ont été réalisées. Les résultats de ces expériences, combinés à la validation d’un modèle de mise en suspension de particules, fournissent des données robustes pour la gestion des poussières, les analyses de sûreté et la définition des plans de radioprotection relatifs aux futures installations de fusion nucléaireThe mobility and containment of radioactive dust produced by plasma/wall interactions taking place in the heart of a tokamak have become, over the years, major topics for the safety assessment of the ITER installation. To address these safety issues, I adopted complementary approaches based on experimental and numerical work. A sampling campaign carried out in the tokamak WEST (CEA/IRFM) made it possible to identify tungsten particles of spherical shape and micrometric size. An in-depth parametric study of the adhesion forces acting between these particles and tungsten surfaces was performed using an atomic force microscope (AFM). The results of this study are in very good agreement with an analytical model describing the adhesion forces as a function of particle size and surface roughness. I continued the study by performing measurements of the electric potential of particles when they are labeled with tritium using Kelvin Probe Microscopy (KPFM). The sensitivity of this technique allowed me to demonstrate a difference in surface potential between neutral particles and particles marked with tritium. Finally, resuspension experiments with tungsten particles loaded with tritium were carried out. The results of these experiments, combined with the validation of a particle resuspension model, provide robust data for dust management, safety analyzes and the definition of radiation protection plans for future nuclear fusion facilities
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Felici, Romain. "Évolution spatio-temporelle des paramètres macroscopiques d'un plasma de tokamak lors d'un chauffage cyclotronique électronique." Nancy 1, 1988. http://www.theses.fr/1988NAN10129.
Анотація:
Étude du chauffage d'un plasma de tokamak par résonance à la fréquence cyclotronique électronique d'une onde de polarisation dite ordinaire. On s'intéresse d'une part aux modifications de températures qui apparaissent en raison de l'absorption par les électrons du plasma de la puissance transportée par l'onde et d'autre part, à l'évolution du transfert d'énergie au cours du chauffage
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Krivenski, Vladimir. "Étude cinétique relativiste du chauffage et de la génération de courant cyclotroniques électroniques dans un tokamak." Nancy 1, 1988. http://www.theses.fr/1988NAN10281.
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Medvedeva, Anna. "Étude expérimentale de la turbulence au bord du plasma du tokamak ASDEX Upgrade par réflectométrie à balayage ultra rapide." Thesis, Université de Lorraine, 2017. http://www.theses.fr/2017LORR0240/document.
Анотація:
La turbulence au sein d’un plasma contribue de manière significative à l’augmentation du transport de l’énergie et des particules. Ce transport diminue la qualité de confinement du plasma réduisant la possibilité d’atteindre le seuil de fusion. Notre travail a consisté à étudier et à mesurer l’évolution des caractéristiques de la turbulence ainsi que son rôle durant la transition d’un mode à faible confinement (L-mode) à un mode de confinement amélioré (H-mode) des plasmas du tokamak ASDEX Upgrade. Nous avons, en particulier, étudié la phase de transition intermédiaire (I-phase) où la turbulence et le cisaillement des structures turbulentes par les flux interagissent. Une des théories prévoit que la turbulence au bord du plasma est stabilisée par des gradients de champs électriques radiaux: le cisaillement de flux E×B stabilise la turbulence et diminue la taille radiale des structures. Le mécanisme physique détaillé de la formation de la barrière de transport n’est pas encore bien compris. Afin d’étudier la dynamique radiale et temporelle de la transition L-H, nous nous sommes servis d’un réflectomètre à balayage en fréquence ultra-rapide. Durant nos campagnes expérimentales nous sommes parvenus à réduire ce temps de balayage à 1 μs. La dynamique de densité électronique, du niveau de turbulence et des spectres lors des transitions L-H ont été réalisées. Les mesures montrent que le niveau des fluctuations de grande échelle diminue après une transition L-H, ce qui confirme les prédictions théoriques. La I-phase a été documentée pour diverses conditions du plasma. Enfin, ces réflectomètres ont aussi permis l’observation de modes cohérents à haute fréquence au bord du plasmaPlasma confinement is limited by energy and particle transport, in which turbulence plays an important role. In this work the measurements of the turbulence characteristics carried out on the ASDEX Upgrade tokamak are presented during the transition from the Low (L) to the High (H) confinement mode which goes through an Intermediate (I) phase where turbulence and shear flows strongly interact. One of the most widely accepted theories concerning the L-H transition describes how the turbulence in the plasma edge is stabilized by radial electric field gradients: the E×B flow shear stabilizes turbulence and decreases the radial size of turbulent structures. As a consequence, a transport barrier forms in the edge where the plasma density, the temperature, and their gradients increase. The detailed physical mechanism of the formation of the transport barrier as well as the reason for the residual transport across this barrier are not yet well understood. The density dynamics is measured by an ultra-fast swept reflectometer with a time resolution as high as 1 μs. Studies of the electron density profile dynamics, the density turbulence level, radial wavenumber and frequency spectra during L-H transitions have been performed. The reflectometer measurements show that the density large scale fluctuations decrease after an L-H transition, which confirms the theoretical predictions of the turbulence reduction by sheared flows and supports previous experimental evidences. I-phases for various plasma conditions are documented and the density evolution is compared with the turbulence level. Moreover the results on high frequency coherent modes appearing at the plasma edge are presented
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Lesur, Maxime. "The Berk-Breizman Model as a Paradigm for Energetic Particle-driven Alfvén Eigenmodes." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00563110.
Анотація:
Le succès de la fusion nucléaire par confinement magnétique repose sur un confinement efficace des particules alpha, qui sont des ions hautement énergétiques produits par les réactions de fusion. De telles particules peuvent exciter des instabilités dans le domaine de fréquence des modes d'Alfvén (AEs) qui dégradent leur confinement et risquent d'endommager l'enceinte à vide de réacteurs futurs. Afin de développer des diagnostiques et moyens de contrôle, une meilleure compréhension des comportements linéaire et non-linéaire des interactions résonantes entre ondes plasma et particules énergétiques, qui constitue le but de cette thèse, est requise. Dans le cas d'une résonance unique et isolée, la description de la déstabilisation des AEs par des ions énergétiques est homothétique au problème de Berk-Breizman (BB), qui est une extension du problème classique de l'instabilité faisceau, incluant un amortissement externe vers un plasma thermique, et des collisions. Un code semi-Lagrangien, COBBLES, est développé pour résoudre le problème aux valeurs initiales de BB selon deux approches, perturbative (delta f) et auto-cohérente (full-f). Deux modèles de collisions sont considérés, à savoir un modèle de Krook, et un modèle qui inclue la friction dynamique et la diffusion dans l'espace des vitesses. Le comportement non-linéaire de ces instabilités dans des conditions correspondantes aux expériences est catégorisé en régimes stable, périodique, chaotique, et de balayage en fréquence (sifflet), selon le taux d'amortissement externe et la fréquence de collision. On montre que le régime chaotique déborde dans une région linéairement stable, et l'on propose un mécanisme qui résout le paradoxe que constitue l'existence de telles instabilités sous-critiques. On développe et valide des lois analytiques et semi-empiriques régissant les caractéristiques non-linéaires de sifflet, telles que la vitesse de balayage, la durée de vie, et l'asymétrie. Des simulations de longue durée démontrent l'existence d'un régime de sifflets quasi-périodiques. Bien que ce régime existe quel que soit l'un des deux modèles de collision, la friction et la diffusion sont essentielles pour reproduire l'alternance entre sifflets et périodes de repos, telle qu'observée expérimentalement. Grâce à ces découvertes, on développe une nouvelle méthode pour analyser des paramètres cinétiques fondamentaux du plasma, tels que le taux de croissance linéaire et le taux d'amortissement externe. Cette méthode, qui consiste à faire correspondre les simulations de COBBLES avec des expériences d'AEs qui présentent des sifflets quasi-périodiques, ne requiert aucun diagnostique interne. Cette approche est appliquée à des AEs induits par la toroidicité (TAEs) sur les machines JT-60 Upgrade et Mega-Amp Spherical Tokamak. On obtient des estimations de paramètres cinétiques locaux qui suggèrent l'existence de TAEs relativement loin de la stabilité marginale. Les résultats sont validés en recouvrant la croissance et décroissance de l'amplitude des perturbations mesurées, et en estimant les fréquences de collision à partir des données expérimentales d'équilibre.
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Bourdelle, Clarisse. "Analyse de stabilité de plasmas de Tokamak." Université Joseph Fourier (Grenoble), 2000. http://www.theses.fr/2000GRE10101.
Анотація:
Dans un plasma de tokamak, le transport de l'energie est principalement de nature turbulente. Afin d'augmenter le nombre de reactions de fusion, il est necessaire d'ameliorer le confinement de l'energie. L'objet de cette these est d'identifier les parametres permettant l'obtention de plasmas dont l'energie est mieux confinee afin de guider les experiences a venir. Pour ce faire, un code numerique a ete developpe. Il calcule les taux de croissance qui caracterisent la rapidite de l'amorcage des instabilites. L'analyse de stabilite est completee par l'evaluation du taux de cisaillement de la vitesse de rotation due au champ electrique radial. Lorsque ce taux est superieur au taux de croissance local maximal, la turbulence ionique est stabilisee. Le taux de cisaillement de rotation et le taux de croissance sont determines a partir des profils radiaux de densite, de temperature et du facteur de securite d'un plasma donne. En particulier, trois familles de plasmas sont analysees. Dans les plasmas radiatifs de textor (modes ri), l'injection d'ions de nombre de charge eleve entraine la diminution des taux de croissance. Dans les plasmas a forte densite de tore supra, un fort cisaillement magnetique et/ou un chauffage des ions plus efficace associe a une bifurcation de la direction de rotation toroidale (par ailleurs non-expliquee) declenchent l'amelioration du confinement. Dans tore supra, des gradients de pression electronique localement tres raides (appeles barrieres internes de transport) sont obtenus suite a une inversion du cisaillement magnetique. Ce cisaillement magnetique localement negatif a un effet stabilisant. Dans ces trois types de plasmas, les taux de croissance diminuent, le confinement s'ameliore, les profils de densite et de temperature se piquent. Ces piquages entrainent une augmentation du taux de cisaillement de rotation qui permet de maintenir la qualite du confinement.
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Betar, Homam. "Kinetic Effects in Magnetic Reconnection." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2021. http://www.theses.fr/2021LORR0043.
Анотація:
Les plasmas sont des systèmes gazeux d'ions et d'électrons qui interagissent avec les champs électromagnétiques et affichent des propriétés collectives. Parmi ceux-ci, il y a la notion de "connexion" de lignes magnétiques. Ceci exprime le fait que, dans des régimes dans lesquels les particules chargées s'enroulent suffisamment vite le long des lignes d'induction magnétique, ces dernières sont liées au mouvement du plasma massif et acquièrent une identité topologique qui leur interdit de se rompre, se croiser et se reconnecter. Cette identité topologique peut cependant être localement violée grâce à un certain nombre d'effets cinétiques, comme les collisions entre les particules, lorsque les courants dans le plasma sont suffisamment intenses : on parle de “reconnexion magnétique”. La reconnexion magnétique est un ingrédient important de l'auto-organisation du plasma et a une importance pour les plasmas spatiaux et de laboratoire, car elle est à la base de phénomènes naturels comme les éruptions solaires et les aurores polaires, ou de processus disruptifs dans les expériences de fusion thermonucléaire. Un problème de longue date dans l'étude des plasmas de laboratoire et astrophysiques est de comprendre les mécanismes d'accélération des électrons et des ions, lorsqu’un champ magnétique se reconnecte et libère de l'énergie. Dans ce travail, nous avons étudié les effets cinétiques sur les instabilités de reconnexion se développant spontanément dans les nappes de courant statique (modes de déchirement) et en combinaison avec une classe d'instabilités cinétiques (instabilités de Weibel) qui sont pertinentes à la fois pour les jets de plasma astrophysiques et pour les expériences d'interaction laser-plasma. Nous avons effectué cette étude en utilisant des modèles fluides réduits et cinétiques, et nous avons étudié la concurrence entre les modes de type déchirement et les instabilités de type Weibel au moyen de simulations cinétiques complètes avec codes semi-lagrangiennes Vlasov-Maxwell et de type “Particle-In-Cell“Plasmas are gaseous systems of ions and electrons which interact via electromagnetic fields and display collective properties. Among these, is the notion of the magnetic line "connection". This expresses the fact that, in regimes in which charged particles spiral sufficiently fast along lines of magnetic induction, the latter is linked to the bulk plasma motion and acquire a topological identity which forbids them to break, intersect and reconnect. This topological identity, however, can be locally violated thanks to a number of kinetic effects, such as particle collisions, when the currents in the plasma are sufficiently intense: one speaks of "magnetic reconnection". Magnetic reconnection is an important ingredient of the plasma self-organization and has significance for both space and laboratory plasmas since it is at the basis of natural phenomena like solar flares and polar lights, or of disruptive processes in thermonuclear fusion experiments. A long-standing problem in the study of laboratory and astrophysical plasmas is to understand the mechanisms of acceleration of electrons and ions, as a magnetic field reconnect and release energy. In this work, we studied kinetic effects on reconnection instabilities developing spontaneously in static current sheets (tearing modes) and in combination with a class of kinetic instabilities (Weibel instabilities) that are relevant both to astrophysical plasma jets and to laser-plasma interaction experiments. We performed this study using reduced-fluid and kinetic models and we investigated the competition between tearing-type modes and Weibel-type instabilities by means of both semi-lagrangian full kinetic Vlasov-Maxwell simulations and particles in cell simulations
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Moradi, Sara. "Transport analysis in tokamak plasmas." Doctoral thesis, Universite Libre de Bruxelles, 2010. http://hdl.handle.net/2013/ULB-DIPOT:oai:dipot.ulb.ac.be:2013/210097.
Анотація:
In this thesis we mainly focus on the study of the turbulent transport of impurity particles in the plasma due to the electrostatic drift wave microinstabilities. In a fusion reactor, the helium produced as a result of the fusion process is an internal source of impurity. Moreover, impurities are released from the material surfaces surrounding the plasma by a variety of processes: by radiation from plasma, or as a result of sputtering, arcing and evaporation. Impurities in tokamak plasmas introduce a variety of problems. The most immediate effect is the radiated power loss (radiative cooling). Another effect is that the impurity ions produce many electrons and in view of the operating limits on density and pressure, this has the effect of replacing fuel ions. For example, at a given electron density, $n_{e}$, each fully ionized carbon ion (used in the wall materials in the form of graphite) replaces six fuel ions, so that a 7\\% concentration of fully ionized carbon in the plasma core, would reduce the fusion power to one half of the value in a pure plasma. Therefore, for all tokamaks it become an immediate and continuing task to reduce impurities to acceptably low concentrations. However, the presence of impurities, with control, can be beneficial for the plasma performance and reduction of strong plasma heat loads on the plasma facing walls. The radiative cooling effect which was mentioned above can be used at the edge of the plasma in order to distribute the plasma heat more evenly on the whole surface of the vessel walls and therefore, reduce significantly plasma heat bursts on the small regions on the divertor or limiter tiles. The experiments at TEXTOR show that the presence of the impurities at the plasma edge can also improve the performance and reduce the turbulent transport across the magnetic field lines. The observed behavior was explained trough the proposed mechanism of suppression of the most important plasma drift wave microinstability in this region, namely, the Ion Temperature Gradient mode (ITG mode) by the impurities. The impurity's positive impact on the plasma performance offered a possibility to better harness the fusion power, however, it is vital for a fusion reactor to have feedback controls in order to keep impurities at the plasma edge and limit their accumulation in the plasma core where the fusion reactions are happening. In order to have control over the impurity transport we first need to understand different mechanisms responsible for its transport. One of the least understood areas of the impurity transport and indeed any plasma particle or heat transport in general, is the turbulent transport. Extensive efforts of the fusion plasma community are focused on the subject of turbulent transport. Motivated by the fact that impurity transport is an important issue for the whole community and it is an area which needs fundamental research, we focused our attention on the development of turbulent transport models for impurities and their examination against experiments. In a collaboration effort together with colleagues (theoreticians as well as experimentalist) from different research institutes, we tried to find, through our models, physical mechanisms responsible for experimental observations. Although our main focus in this thesis has been on the impurity transport, we also tried a fresh challenge, and started looking at the problem of drift wave turbulent transport in a different framework all together. Experimental observation of the edge turbulence in the fusion devices show that in the Scrape of Layer (SOL: the layer between last closed magnetic surface and machine walls) plasma is characterized with non-Gaussian statistics and non-Maxwellian Probability Distribution Function (PDF). It has been recognized that the nature of cross-field transport trough the SOL is dominated by turbulence with a significant ballistic or non-local component and it is not simply a diffusive process. There are studies of the SOL turbulent transport using the 2-D fluid descriptions or based on probabilistic models using the Levy statistics (fractional derivatives in space). However, these models are base on the fluid assumptions which is in contradiction with the non-Maxwellian plasmas observed. Therefore, we tried to make a more fundamental study by looking at the effect of the non-Maxwellian plasma on the turbulent transport using a gyro-kinetic formalism. We considered the application of fractional kinetics to plasma physics. This approach, classical indeed, is new in its application. Our aim was to study the effects of a non-Gaussian statistics on the characteristic of the drift waves in fusion plasmas.
Ce travail de thèse porte sur le transport turbulent d'impuretés dans les plasmas de fusion
par confinement magnétique. C'est une question de la plus haute importance pour le développement
de la fusion comme source d'énergie. En effet, une accumulation d'impuretés au coeur
du plasma impliquerait des pertes d'énergie par radiation, conduisant par refroidissement à
l'extinction des réactions de fusion. Il est par contre prévu d'injecter des impuretés dans le
bord du plasma, afin d'extraire la chaleur par rayonnement sans endommager les éléments de
la première paroi. Ces contraintes contradictoires nécessitent un contrôle précis du transport
d'impuretés, afin de minimiser la concentration d'impuretés au coeur du plasma tout en la
maximisant au bord. Une très bonne connaissance de la physique sous-jacente au transport
est donc indispensable. L'effet de la turbulence, principal mécanisme de transport, sur les impuretés
est alors une question centrale. Dans cette thèse, un code numérique, AFC-FL, a été développé sur la base d'une approche ``fluide' linéaire pour la turbulence d'ondes de dérive. Il calcule les taux de croissance qui caractérisent la rapidité de l'amorçage des instabilités. L'analyse de stabilité est complétée par l'évaluation des taux de croissance en présence d'un gradient de densité, un cisaillement magnétique ou un nombre arbitraire de différentes espèces d'impureté. Les formules complètes du flux turbulent d'impuretés pour ces taux de croissance calculés des instabilités des ondes de dérive ont été dérivées. Un modèle de transport anormal qui nous permet d'étudier la dépendence du transport en fonction de la charge d'impureté a été développé. Ce modèle prend en compte les effets collisionnels entre les ions, l'impureté et les particules principales de plasma. Une telle dépendence du transport anormal en fonction de la charge de l'impureté est observée dans les expériences et il a été montré que les résultats obtenus sont en bon accord avec les observations expérimentales. Nous avons également étudié l'effet des impuretés sur le confinement de l'énergie dans les plasmas du tokamak JET. La modélisation de transport a été exécutée pour des plasmas avec injection de néon dans la périphérie du tokamak. Cette technique est utilisée afin d'extraire la chaleur par rayonnement sans endommager la paroi et pour réduire certaines instabilités (ELM). Des simulations du code RITM ont été comparées à des mesures effectuées lors d'expériences au JET. Il a été montré que l'injection de néon mène toujours à une dégradation du confinement par rapport aux décharges sans néon. Cependant, l'augmentation de la charge effective, en raison du presence du néon peut diminuer le taux de croissance d'autres instabilité (ITG) et amèliorer le confinement du coeur du plasma. Ce confinement amélioré du coeur peut alors compenser la dégradation au bord et le confinement global du plasma peut s'améliorer.
Doctorat en sciences, Spécialisation physique
info:eu-repo/semantics/nonPublished
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Hornung, Grégoire. "étude de la turbulence plasma par réflectométrie à balayage ultra rapide sur le tokamak tore supra." Phd thesis, Aix-Marseille Université, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-01052756.
Анотація:
Plasma turbulence limits the performance of fusion reactors. Measuring and character- izing the turbulence properties is therefore a crucial issue in order to understand such phenomena. The goal of this thesis is to study the properties of plasma turbulence from ultrafast sweeping reflectometry measurements performed on the Tore Supra Tokamak. Reflectometry is a radar technique that is used to measure the electron density and its fluctuations. In the first part, we compare Langmuir probe and reflectometer data and discuss the possibility to characterize turbulence properties from the reconstructed fluctuating density profiles. Then, we show that the radial variation of the time and spatial scales of the turbulence as well as its radial velocity can be estimated from a cross-correlation analysis applied to the raw reflectometer signals. The modifications of the turbulence properties observed during a parametric scan are interpreted in the light of TEM and ITG turbulence. Finally, we show that the additional heating leads to a significant increase of the radial velocity in the plasma close to the tokamak wall.
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Nicolas, Timothée. "Transport de particules induit par les Dents-de-Scie dans les palsmas de tokamak." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2013. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00926428.
Анотація:
Le transport radial des particules dans les tokamaks constitue une des questions les plus cruciales pour la communauté de la fusion par con finement magnétique. En eff et, d'une part la puissance de fusion est proportionnelle au carré de la pression, d'autre part l'accumulation d'impuretés lourdes dans le coeur du plasma conduit à d'importantes pertes par rayonnement qui peuvent fi nir par causer un e ffondrement radiatif du plasma. Les dent de scie et la redistribution périodique de la température et de la densité de coeur qui lui est associée peuvent a ffecter signifi cativement le transport radial des électrons et des impuretés. Dans cette thèse, nous présentons des simulations numériques de dents de scie utilisant un code tridimensionnel non linéaire de magnétohydrodynamique appelé XTOR-2F, a n d'étudier le transport de particules pendant les dents de scie. Nous montrons que le code est capable de reproduire les structures fines de densité observées après le crash de la dent de scie avec le diagnostic de réfl ectométrie à balayage rapide sur les tokamaks Tore Supra et JET. La présence de ces structures implique la possibilité que le crash de dent de scie ne soit pas aussi effi cace que prévu pour évacuer les impuretés du coeur du plasma. Cependant, en appliquant le code aux impuretés, nous montrons que finalement le taux de redistribution est quantitativement similaire à ce qui est prévu par le modèle de Kadomtsev, un résultat inattendu a priori. Nous concluons que la dent de scie est e fficace pour évacuer les impuretés du coeur du plasma.
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Drouot, Thomas. "Étude de la turbulence liée aux particules piégées dans les plasmas de fusion." Thesis, Université de Lorraine, 2015. http://www.theses.fr/2015LORR0150/document.
Анотація:
Les micro-instabilités ioniques et électroniques présentes dans les plasmas de fusion sont à l’origine de la turbulence. Le transport anormal de particules et d’énergie, induit par cette turbulence, joue un rôle néfaste pour les performances des machines à fusion nucléaire comme le tokamak. C’est dans ce cadre général que s’inscrit ce travail visant à une meilleure compréhension de la turbulence et des phénomènes de transport sous-jacents. On sait que la dynamique des particules piégées joue un rôle très important dans l’établissement de la turbulence au travers des instabilités ioniques TIM (Trapped Ion Modes) et électroniques TEM (Trapped Electron Modes). Nous nous attachons donc dans ce travail au développement d’un modèle décrivant ces particules piégées (ions et électrons) de manière cinétique. L’échelle de temps à laquelle nous nous plaçons est de l’ordre de la période de précession toroïdale des particules piégées, période typique de la turbulence TIM/TEM. L’originalité de ce modèle réside dans la réduction de la dimension du problème (de 6D à 4D) par la moyenne sur les deux échelles de temps rapides associées aux particules piégées, respectivement le mouvement cyclotronique et le mouvement de rebond. De plus, l’utilisation des variables d’angle et d’action permet de transformer deux variables en paramètres. Le modèle final ainsi obtenu est 4D, dont deux dimensions interviennent sous la forme de paramètres. L’analyse linéaire du modèle nous permet de connaître les gradients de température et de densité permettant le déclenchement des instabilités TIM et TEM. Il nous permet également de connaître les taux de croissance et les pulsations associés à ces deux instabilités. Ensuite, nous nous appuyons sur le code global TERESA 4D décrivant les ions piégés cinétiques pour y inclure la résolution non-linéaire du modèle décrivant les ions et les électrons piégés cinétiques. Les échelles spatio-temporelles de la turbulence induite par les électrons et celle induite par les ions étant du même ordre de grandeur, cela nous permet d’intégrer à ce code une réponse cinétique des électrons avec un très faible coût numérique supplémentaire par rapport à la version existante. A l’aide de ce nouveau code nous pouvons observer une turbulence générée à la fois par les TIM et les TEM, ceci avec peu de ressources numériques. Nous pouvons obtenir des turbulences présentant différentes structures typiques observées dans les tokamak. C’est le cas des écoulements zonaux et des streamers ayant un rôle majeur dans le transport de particules et d’énergie. En vue d’une meilleure compréhension, voire d’un meilleur contrôle du transport, l’influence de différents paramètres, comme la largeur banane ou le rapport de température ionique sur la température électronique, est étudiéeIn tokamak plasmas, it is recognized that ion and electron micro- instabilities are held responsible for turbulence giving rise to anomalous transport. These limit particle and energy confinements in tokamak devices. This is the context of this work. The main objective is to have a better understanding of turbulence and thus of anomalous transport. It is known that the behaviour of trapped particles plays a major role in the development of turbulence via trapped ion mode (TIM) instability and trapped electron mode (TEM) instability. This work focus on the development of a model describing kinetic trapped particles (ions and electrons). The involved time scale is of the order of the trapped particle precession frequency which corresponds to characteristic frequency of TIM/TEM turbulence. The originality of this model is the reduction of the dimension from6D to 4D. This reduction is made by averaging over both the fast cyclotron motion and the bounce motion. In addition, using a set of action-angle variables allows one to deal with two parameters instead of two variables. The final model is 4D, dealing with two parameters and 2D space coordinates. The temperature and density gradients which trigger TIM and TEM instabilities are given by the linear analysis of the model. This analysis allows us to calculate the growth rates and frequencies associated with these instabilities. In order to solve the non-linear model describing both trapped kinetic ions and trapped kinetic electrons, we use the existing global code TERESA 4D including only trapped kinetic ions. The spatial and temporal scales associated to TIM and TEM turbulence are of the same order of magnitude. It allows us to include trapped electron kinetic response with very low numerical cost compared to the existing version. The TIM/TEM turbulence can be generated by this new code with low computational resources. Different typical structures observed in tokamak can be studied. This is the case of zonal flow and streamer structures which play a major role in anomalous transport. Finally, the influence of different parameters, such as banana width or electron to ion temperature ratio, is considered
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Dine, Sarah. "Tungstène et alliages nanostructurès dans le système W-V-Cr pour la fusion : synthèse, densification et propriétés mécaniques." Thesis, Sorbonne Paris Cité, 2018. http://www.theses.fr/2018USPCD036.
Анотація:
L’objectif de cette thèse concerne la synthèse de tungstène et d’alliages de tungstène nanostructurés, en lien avec la problématique de la fusion thermonucléaire, avec une double perspective, celle des poudres proprement dites, dans le but de simuler les poussières qui seront produites lors du fonctionnement du tokamak, et celle des massifs, la nanostructuration pouvant apporter un gain significatif dans les propriétés mécaniques (limite élastique, ductilité), ainsi que dans les propriétés d’usage particulières à cet environnement (résistance à la pulvérisation, au cloquage, à la corrosion, ...).Pour ce faire, nous avons synthétisé du tungstène et des alliages binaires et ternaires dans le systèmeW-V-Cr en utilisant le procédé de synthèse par combustion (Self-propagating High-temperatureSynthesis). Par la suite, les poudres obtenues ont été frittées par Spark Plasma Sintering, afin d’obtenir des massifs denses. A chaque étape du procédé, les matériaux ont été caractérisés par Diffraction des rayons X, microscopie électronique à balayage, analyse dispersive en énergie, microdureté, et essais de compression. Nos résultats montrent que nous avons pu obtenir des échantillons nanostructurés, avec une densité relative de 97 à 100% selon les alliages, et présentant une limite élastique pouvant atteindre 1000 MPa et une ductilité de l’ordre de 30%, ce qui est un résultat très prometteur pour un alliage de tungstène sans rhéniumThe aim of this thesis concerns the synthesis of nanostructured tungsten and tungsten alloys, related to the thermonuclear fusion issue, with a double perspective, one concerning the powders themselves,in order to simulate the dust that will be produced during the tokamak operation, the other concerning bulk materials, where the nanostructure could bring a significant improvement on mechanical properties (elastic limit, ductility), and also on specific properties related to this operating environment (resistance to sputtering, blistering, corrosion, ...).To do so, we synthesized tungsten and binary and ternary alloys in the W-V-Cr system using Selfpropagating High-temperature Synthesis. These powders were then sintered using Spark Plasma Sintering, in order to retrieve bulk dense samples. At each step of the process, the materials were characterized using X-Ray Diffraction, Scanning Electron Microscopy, Energy Dispersive Spectroscopy, microhardness and compression tests. Our results show that we were able to obtain bulk nanostructured samples, with a relative density ranging from 97 to 100% depending on the alloy, with an elastic limit of up to 1000 MPa and a ductility of about 30%, which is a very promising results for a tungsten alloy with no rhenium
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Abiteboul, Jeremie. "Transport turbulent et néoclassique de quantité de mouvement toroïdale dans les plasmas de tokamak." Phd thesis, Aix-Marseille Université, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00777996.
Анотація:
L'objectif de la fusion par confinement magnétique, et notamment du tokamak, est de produire de l'énergie à partir des réactions de fusion nucléaire, dans un plasma à faible densité et haute température. Expérimentalement, une amélioration de la performance des tokamaks a été observée en présence de rotation toroïdale. Or, les sources extérieurs de quantité de mouvement seront très limitées dans les futurs tokamaks, et notamment ITER. Une compréhension de la physique de la génération intrinsèque de rotation toroïdale permettrait donc de prédire les profils de rotation dans les expériences futures. Parmi les mécanismes envisagés, on s'intéresse ici à la génération de rotation par la turbulence, qui domine le transport de la chaleur dans les tokamaks. Les plasmas de fusion étant faiblement collisionnels, la modélisation de cette turbulence suppose un modèle cinétique décrivant la fonction de distribution des particules dans l'espace des phases à six dimensions (position et vitesse). Cependant, ce modèle peut être réduit à cinq dimensions pour des fréquences inférieures à la fréquence cyclotronique des particules. Le modèle gyrocinétique qui découle de cette approximation est alors accessible avec les ressources numériques actuelles. Les travaux présentés portent sur l'étude du transport de quantité de mouvement toroïdale dans les plasmas de tokamak, dans le cadre du modèle gyrocinétique. Dans un premier temps, nous montrons que ce modèle réduit permet une description précise du transport de quantité de mouvement en dérivant une équation locale de conservation. Cette équation est vérifiée numériquement à l'aide du code gyrocinétique GYSELA. Ensuite, nous montrons comment la turbulence électrostatique peut briser l'axisymétrie du système, générant ainsi de la rotation toroïdale. Un lien fort entre transport de chaleur et transport de quantité de mouvement est mis en évidence, les deux présentant des avalanches à grande échelle. La dynamique du transport turbulent est analysée en détail et, bien que l'estimation standard gyro-Bohm soit vérifiée en moyenne, des phénomènes non-diffusifs sont observés. L'effet des écoulements de bord du plasma sur la rotation toroïdale dans le coeur est étudié en modifiant les conditions aux bords dans le code GYSELA. Enfin, le champ magnétique d'équilibre, qui n'est pas rigoureusement axisymétrique, peut également participer à la génération de rotation toroïdale, via des mécanismes purement collisionnels. Dans un tokamak, cet effet est suffisamment important pour entrer en compétition avec la rotation générée par la turbulence électrostatique.
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Bourbon, Fabienne. "Modélisation, simulation numérique et contrôle optimal de l'évolution de la configuration du plasma pour le Tokamak NET et pour la génération future de réacteurs de fusion." Phd thesis, Grenoble 1, 1993. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00343468.
Анотація:
L'évolution de la configuration magnétique et de la position du plasma dans un Tokamak peut être modélisée a l'aide d'un système d'équations dérivées partielles dérive de la m.h.d. Le probleme du contrôle de l'évolution, par des courants ou tensions dans les circuits du champ poloidal, est un probleme de contrôle optimal résolu par une technique de lagrangien. Les algorithmes de resolution sont mis en uvre dans le code numérique proteus
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Goryaev, Farid. "Développement et étude d'une méthode self-consistante permettant, d'une part, de valider des données atomiques par comparaison avec des spectres émis par le plasma du Tokamak TEXTOR et, d'autre part, de faire des diagnostics précis de paramètres du plasma." Paris 11, 2003. http://www.theses.fr/2003PA112286.
Анотація:
Pour des plasmas de paramètres physique très différents, les méthodes d'analyse spectroscopique sont les plus universellement utilisées. L'étude des spectres d'émission X des ions multichargés permet d'obtenir des informations tant sur les processus atomiques élémentaires se produisant dans les plasmas, que sur les paramètres physiques di plasma. La validité des diagnostics spectroscopiques utilisés dépend: (1), du nombre de processus élémentaires inclus dans le modèle pour simuler le spectre; (2), de la fiabilité et de la précision des calculs des données atomiques et; (3), du modèle de plasma émettant, basé sur les équations de cinétique: atomique et de dynamique du plasma. Une reproduction théorique des spectres d'émission des ions multichargés est généralement un problème assez compliqué. Un des moments cruciaux est le calculs des nombreuses données atomiques. Pour les ions multichargés de z>10, il n'y a que très peu de mesures directes des caractéristiques collisionnelles et radiatives nécessaires pour le calcul et l'interprétation des spectres d'émission X. Les seules sources d'informations, tant sur les processus binaires, que sur les processus hydrodynamiques sont donc les spectres observés des plasmas obtenus sur les machines de type EBIT et les Tokamaks. Les source-plasmas EBIT sont déjà utilisées pour les mesures et les vérifications des méthodes de calculs de sections efficaces de collision électron-ion, les durées de vie des états excités des ions et les longueurs d'onde. Tandis que, pour les Tokamaks, la question de l'utilisation des méthodes de spectroscopie X pour la vérification de la précision des caractéristiques atomiques dans les plasmas de Tokamaks n'a presque pas encore été considérée et discutée jusqu'à présent. Cette thèse est consacrée au développement et à l'étude d'une méthode self-consistante permettant d'une part de valider des données atomiques par comparaison à des spectres émis par le plasma du Tokamaks TEXTOR et, d'autre part, de faire les diagnostics de paramètres de plasma précisFor different plasma physical parameters, spectroscopic analysis methods are the most universally employed. The study of X-ray emission spectra enables one to obtain informations on the elementary atomic processes occuring in plasmas, as well as on the plasma physical parameters. The validity of spectroscopic diagnostics depends on: (1), the number of elementary processes included in the model to simulate the spectra: (2), on the accuracy and precision of atomic data computations; (3), the emitting plasma model, based on atomic kinetics equations and plasma dynamics. In general, a theoretical simulation of the emission spectra of multiply charged ions is a complex problem. One of the crucial moment is the calculation of numerous atomic data. For multiply charged ions, z > 10, there are only a few direct measurements of collisional parameters and radiative data, required for the computation and interpretation of the X-ray emission spectra. The only information sources, on binary processes, as well as on hydrodynamic processes are the observed plasma spectra on devices of EBIT type and Tokamaks. The EBIT plasma-sources are already used for measurements and verifications of numerical codes for electron-ion collision cross-sections, and for life time of excited atomic states and wavelengths. But for Tokamaks, until now, the question is still not under consideration for X-ray spectroscopic methods. This thesis is dedicated to the development and the study of a self-consistent method to validate atomic data by comparisons with emitted spectra from TEXTOR tokamak, and to give precise plasma parameter diagnostics
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Fraboulet, David. "Emission cyclotronique ionique dans les plasmas de Tokamak." Université Joseph Fourier (Grenoble), 1996. http://www.theses.fr/1996GRE10127.
Анотація:
La detection des produits de fusion (3. 5mev) sera d'importance majeure pour la realisation d'une decharge continue dans les reacteurs de fusion thermonucleaire. Du fait de leur giration cyclotronique, les particules emettent dans la bande radiofrequence rf: 10-500mhz. Notre but est de determiner dans quelle mesure la detection du rayonnement rf issu d'un plasma de reacteur peut renseigner sur ces produits de fusion. Experimentalement, nous avons montre que le rayonnement rf emis par des particules rapides situees au centre de la decharge est detectable. Nous proposons ensuite deux modeles complementaires de cette emission. Le premier procede d'une description locale des echanges d'energie entre les photons et le plasma. Les particules ne sont pas les seules a intervenir et la prise en compte de toutes les especes du plasma est necessaire. Il apparait neanmoins que le diagnostic de la fonction de distribution des particules est possible dans une bande de frequence situee au voisinage des trois premiers harmoniques cyclotroniques et a condition de selectionner les modes de faible k#. Dans ce premier modele, la description des modes est realisee en supposant que l'onde est localement plane. Cette hypothese condamne la possibilite de decrire la propagation des photons dans certaines regions singulieres ou le vecteur d'onde ne peut plus etre defini. En pareil cas, l'ecriture d'une equation de continuite sur l'energie necessite la connaissance du champ electrique, et implique la resolution complete des equations de champ. Notre seconde modelisation realise numeriquement la resolution du systeme maxwell-vlasov a partir d'une formulation variationnelle. Une fois le champ calcule, la mesure de correlation entre plusieurs sondes donne acces a la densite de particules. Pour finir nous proposons ume experience pour demontrer la faisabilite d'un diagnostic fournissant la densite centrale de particules dans un reacteur
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Bieber, Thomas. "Etude expérimentale d'une source plasma RF à configuration hélicon dans le mélange Ar/H2 : application à la gravure chimique de surfaces graphitiques dans le cadre des interactions plasma-paroi du divertor d'ITER." Thesis, Université de Lorraine, 2012. http://www.theses.fr/2012LORR0011/document.
Анотація:
Les interactions plasma-paroi représentent l'un des principaux problèmes à résoudre pour avancer dans la recherche sur la fusion contrôlée. Ce travail de thèse a pour objectif de développer une source d'hydrogène atomique à basse pression (< Torr) dans un réacteur à configuration hélicon en mélange H2/Ar pour étudier la gravure chimique du graphite et de composites à fibres de carbone utilisés dans le tokamak Tore Supra. Selon les conditions expérimentales, le réacteur peut générer les modes de couplages capacitif, inductif, Trivelpiece-Gould et hélicon à bas champ. Leur caractérisation a montré que le mode inductif est, dans ce cas, celui présentant le plus grand intérêt pour la source d'hydrogène atomique. Les études en mode inductif ont révélé un phénomène de décroissance de la densité relative de deux niveaux métastables de l'ion Ar+ et d'un niveau métastable de l'argon neutre lors de l'augmentation du champ magnétique de confinement. Un modèle simple a confirmé que ces niveaux métastables sont détruits par collisions électroniques vers des niveaux de plus grande énergie. La gravure du graphite par la source d'hydrogène atomique est relativement efficace (jusqu'à 3 µm/h) à 10 mTorr et diminue avec la pression. Une analyse qualitative de la cinétique de l'hydrogène atomique a permis de conclure que cette baisse de la vitesse de gravure est due au flux d'hydrogène atomique arrivant sur l'échantillon qui décroît lorsque la pression augmente. Les premières observations de la surface après gravure ont mis en évidence la présence de structures carbonées (agglomérats de nanoparticules et dépôts). Ces structures ressemblent à celles observées dans différents tokamaksPlasma-wall interactions are one of the main issues in fusion research and must be thoroughly studied to progress in this topic. The objective of this work is to develop an atomic hydrogen source at low pressure (< Torr) in a helicon configuration reactor working in H2/Ar gas mixture. This source is then used to study the chemical etching of graphite and carbon fiber composites composing the limiter of the Tore Supra tokamak. Depending on the experimental conditions, the RF power coupling of the reactor can be in capacitive, inductive, Trivelpiece-Gould or low field helicon mode. The characterization of these modes determined that in this case the inductive one presents the greatest interest for the atomic hydrogen source. Further studies in inductive mode showed that increasing the confinement magnetic field leads to a decrease of measured relative densities of two metastable levels of argon ion and one metastable state of neutral argon. A simple model simulating neutral metastable state behavior confirmed that these levels are destroyed by electronic collisions towards upper levels. The chemical etching of graphite exposed to the atomic hydrogen source is relatively efficient (up to 3 µm/h) at 10 mTorr and drops with the pressure. A qualitative analysis of atomic hydrogen kinetics concluded that this behavior is due to the decrease of atomic hydrogen flux on the sample with increasing pressure. Finally, first observations of the etched surface underlined different structures (nanoparticles clusters and deposits). These can be compared to the ones observed in different tokamaks
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Courtois, Loys. "Détermination de modes électromagnétiques de guides d'ondes corrugués surdimensionnés sur l'installation de chauffage des électrons du Tokamak Tore Supra." Grenoble INPG, 2001. http://www.theses.fr/2001INPG0013.
Анотація:
Le chauffage des electrons du plasma du tokamak tore supra est une etape clef vers l'obtention des reactions de fusion thermonucleaire. Celui-ci est obtenu par le transport d'une onde electromagnetique sur le mode fondamental de guides surdimensionnes depuis le generateur (gyrotron) jusqu'au plasma. Connaitre la proportion de puissance couplee au mode fondamental est un parametre primordial pour le bon fonctionnement de la ligne de chauffage et son efficacite sur le plasma. Ce travail de these donne tous les elements necessaires a la connaissance du mode fondamental mais egalement de tous les autres modes pour les composants passifs et pour le gyrotron en place sur l'installation. Cette caracterisation est basee sur l'obtention de diagrammes d'amplitude et de phase du champ electrique dans un plan transverse a l'axe de propagation. Le point delicat de ces diagrammes est l'obtention de la phase qui est desormais mesuree a bas niveau malgre la faible longueur d'onde et reconstruite numeriquement pour la caracterisation du gyrotron a forte puissance. Une etude theorique complete du code de reconstruction de phase est donnee ainsi que sa validation par des diagrammes theoriques. Cette etude debouche sur la realisation d'un banc de caracterisation en modes du faisceau electromagnetique rayonne en tout point de l'installation de chauffage des electrons. Enfin, la caracterisation complete est donnee a bas niveau pour un convertisseur de mode mais egalement pour le premier gyrotron de serie en place sur l'installation.
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Xu, Shaokang. "Study of reduced kinetic models for plasma turbulence." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLX057/document.
Анотація:
Le contrôle du transport turbulent est l'une des clés pour l'amélioration du temps de confinement nécessaire à la réalisation de la fusion thermonucléaire contrôlée. La description de la turbulence cinétique du plasma est un problème à 3 coordonnées spatiales et 3 coordonnées en vitesse. La théorie comme la simulation pour un problème de si haute dimensionnalité sont très difficiles, et des modèles réduits sont nécessaires pour comprendre la turbulence dans les Tokamaks. La technique largement utilisée est de faire moyenner le mouvement cyclotron, qui est beaucoup plus rapide que le phénomène de turbulence. Une telle réduction permet de simplifier le problème à trois coordonnées spatiales des centres-guides des particules, une vitesse parallèle ou énergie et une vitesse perpendiculaire apparaissant comme l'invariant adiabatique. La description gyrocinétique non linéaire requiert des simulations numériques de haute performance massivement parallèles. Toute la difficulté est due aux termes non linéaires (crochets de Poisson) qui décrivent les interactions multi-échelles, ce qui constitue un défi tant pour la théorie que pour la simulation. Toute approche réduite, basée sur des hypothèses bien contrôlées, est donc intéressante à développer.Sur la base de cette ambition, cette thèse concerne la turbulence des particules piégées dans le plasma magnétisé. C'est un système 4D, obtenu après avoir fait la moyenne de la fonction de distribution des particules sur les mouvements cyclotron et de rebond, ce qui peut être considéré comme une forme réduite de la théorie gyrocinétique standard. Nous l'avons appelé "bounce averaged gyrokinetics" pendant ce travail. Même si cette description est grandement réduite par rapport à la théorie gyrocinétique, la simulation directe non-linéaire reste un challenge.Une description des termes non linéaires en coordonnées polaires est choisie, avec une grille logarithmique en norme du vecteur d'onde, tandis que les angles sont discrétisés sur une grille régulière. L'utilisation d'une grille logarithmique permet de prendre en compte une large gamme de vecteurs d'ondes, donc la physique à très petite échelle. De manière analogue aux modèles en couches en turbulence fluide et afin de simplifier le système, seules les interactions entre couches voisines sont considérées.Dans un premier temps, l'étude du système linéaire est présentée, en particulier les seuils des paramètres et l'instabilité linéaire permettant de retrouver la forte anisotropie des taux de croissance des modes d'ions piégés (ou TIM) et des modes d'électrons piégés (ou TEM). Ces études permettent également de valider les codes numériques non-linéaires vis-à-vis d'un solveur aux valeurs propres développé indépendamment.Dans un second temps, l'hypothèse isotrope pour les termes non linéaires est utilisée. Ainsi il n'y a pas d'information de phase exacte pour de tels modèles en couches 1D, ce qui laisse un paramètre libre dans les coefficients d'interaction. Une loi de puissance originale est mise en évidence, qui n'est pas affectée par la valeur du paramètre libre, mesurant l'intensité des effets non-linéaires relativement aux termes linéaires.À partir de la simulation du modèle isotrope, l'information de phase apparaît très importante. Puisque l'instabilité linéaire est anisotrope pour la fusion, la simulation du modèle anisotrope est donc réalisée dans un troisième temps. Le système résolu numériquement est réduit à une espèce cinétique, en supposant que les autres espèces sont adiabatiques. Deux systèmes différents peuvent ainsi être étudiés: ions cinétiques + électrons adiabatiques et électrons cinétiques + ions adiabatiques. Des spectres différents sont observés dans chacun de ces deux cas, et la validité de l'hypothèse adiabatique est discutée pour chaque espèce, avec pour base de comparaison une simulation cinétique à deux espècesTurbulent transport is one of the keys to improve the energy confinement time required for thermonuclear fusion reactors. The description of the kinetic turbulence of the plasma is a problem with 3 spatial coordinates and 3 velocity coordinates. Both theory and simulation of a problem of such high dimensionality are very difficult, and reduced models are helpfull to understand turbulence in Tokamaks. A widely used technique consists into averaging the cyclotron motion, which is much faster than the turbulence time scale. Such a reduction makes it possible to simplify the problem to three spatial coordinates of the particle guide centers, a parallel velocity or energy, and a perpendicular velocity appearing as the adiabatic invariant. Nonlinear gyrokinetic description requires massively parallel high performance numerical simulations. The difficulty lies in the non-linear terms (Poisson hooks) that describe multi-scale interactions, which is a challenge for both theory and simulation. Any reduced approach, based on well-controlled hypotheses, is therefore interesting to develop.On the basis of this ambition, this thesis concerns the turbulence of particles trapped in magnetized plasma. It is a 4D system, obtained after averaging the particle distribution function on cyclotron and bounce motions, which can be considered as a reduced form of standard gyrokinetic theory. We called it "bounce averaged gyrokinetics" during this work. Even if this description is greatly reduced compared to the gyrokinetic theory, nonlinear direct simulation remains a challenge.A description of the nonlinear polar coordinate terms is chosen, with a logarithmic grid along the norm of the wave vector, while the angles are discretized on a regular grid. The use of a logarithmic grid makes it possible to take into account a wide range of wave vectors, so physics on a very small scale. In a similar way to shell models for fluid turbulence, and in order to simplify the system, only the interactions between neighboring shells are considered.In a first step, the study of the linear system is presented, in particular the paraetric dependence of the instability thresholds and the linear growth rate, allowing to recover the strong anisotropy of the growth rates of the trapped ion modes (or TIM) and the modes of trapped electrons (or TEM). These studies also make it possible to validate the non-linear numerical codes with respect to an independently developer eigenvalue solver.In a second step, the isotropic hypothesis for nonlinear terms is used. Thus, there is no exact phase information for such 1D layer models, which leaves with a free parameter in the interaction coefficients. An original power law is evidenced, which is unaffected by the value of the free parameter, measuring the intensity of the nonlinear effects relative to the linear terms.From the simulation of the isotropic model, the phase information appears very important. Since the linear instability is anisotropic for the fusion, the simulation of the anisotropic model is thus carried out in a third time. The numerically resolved system is reduced to a kinetic species, assuming that the other species are adiabatic. Two different systems can thus be studied: kinetic ions + adiabatic electrons and kinetic electrons + adiabatic ions. Different spectra are observed in each of these two cases, and the validity of the adiabatic hypothesis is discussed for each species, based on a kinetic simulation with two species
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Bufferand, Hugo. "Development of a fluid code for tokamak edge plasma simulation. Investigation on non-local transport." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4325/document.
Анотація:
Pour concevoir les futurs réacteurs à fusion nucléaire, une bonne compréhension des mécanismes régissant l'intéraction plasma-paroi est requise. En particulier, il est nécessaire d'estimer quantitativement les flux de chaleurs impactant les matériaux et la contamination du coeur par les impuretés provenant du mur. Dans ce contexte, le code fluide SolEdge2D a été développé pour simuler le transport dans le plasma de bord. L'interaction plasma-paroi est prise en compte grâce à une méthode de pénalisation innovante et originale. Cette méthode permet en particulier de modéliser la géométrie complexe des éléments face au plasma avec une grande flexibilité. En parallèle, une étude plus théorique sur les propriétés du transport dans les milieux faiblement collisionels a été conduite avec les physiciens du groupe CSDC de l'université de Florence. Une généralisation de la loi de Fourier prenant en compte les corrélation spatio-temporelle à longue distance à été obtenue par l'analyse de modèles stochastiques 1D. Cette loi retrouve en particulier la transition entre un régime diffusif à forte collisionalté et un régime balistique à faible collisionalitéIn the scope of designing future nuclear fusion reactors, a clear understanding of the plasma-wall interaction is mandatory. Indeed, a predictive estimation of heat flux impacting the surface and the subsequent emission of impurities from the wall is necessary to ensure material integrity and energy confinement performances. In that perspective, the fluid code SolEdge2D has been developed to simulate plasma transport in the tokamak edge plasma. The plasma-wall interaction is modeled using an innovative penalization technique. This method enables in particular to take complex plasma facing components geometry into account. In parallel to this numerical effort, a theoretical work has been achieved to find appropriate corrections to fluid closures when collisionality drops. The study of stochastic 1D models has been realized in collaboration with physicists from the CSDC group in Florence. A generalized Fourier law taking long range spatio-temporal correlations has been found to properly account for ballistic transport in the low collisional regime. This formulation is expected to be used to model parallel heat flux or turbulent cross-field transport in tokamak plasmas
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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.
Анотація:
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