Contrôle du détachement dans la région du divertor des tokamaks : impact de la géométrie de la paroi, des sources d'énergie et des particules

Control of detachment in the divertor region of tokamaks : impact of wall geometry, particle, and energy sources

• Auteur / Autrice : Hao Yang
• Direction : Guido Ciraolo, Jérôme Bucalossi
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur. Fusion magnétique
• Date : Soutenance le 20/03/2023
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Sciences pour l'ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique (Marseille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (CEA Cadarache, Saint-Paul-lez-Durance) - Laboratoire de Mécanique, Modélisation et Procédés Propres (M2P2) (Marseille, Aix-en-Provence) - Physique des Interactions Ioniques et Moléculaires (Marseille ; 2012-....)
• Jury : Président / Présidente : Eric Serre
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Claudia Negulescu, Olivier Février, Laure Vermare, Hugo Bufferand
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Giuseppe Calabrò, Paolo Innocente

Mots clés

Mots clés contrôlés

Modélisation CFD

Fonctions à base radiale

Tokamaks

Fusion nucléaire par confinement magnétique

Mots clés libres

Tokamak

Plasmas de bord

Divertor

Détachement

Modélisation numérique

Tokamak

Edge plasmas

Divertor

Detachment

Numercial modelling

Résumé

Dans les dispositifs de fusion magnétique de prochaine génération, comme DEMO, une grande partie de la puissance injectée et produite par les réactions de fusion doit être dissipée avant que le plasma n'entre en contact avec les régions dédiées de la paroi, les cibles divertor. Le détachement du plasma est l'une des solutions envisagées pour protéger les tuiles des cibles en maintenant le front de rayonnement à une certaine distance de la cible. Ceci permet de rayonner la majeure partie de la puissance de chauffage sur une plus grande surface et de maintenir le dépôt de flux thermique sur la cible à un niveau gérable. Ce travail de thèse se concentre sur l'étude des caractéristiques du plasma détaché dans les configurations de divertor des tokamaks, et plus précisément des tokamak TCV, situé en Suisse, et du tokamak WEST situé à Cadarache, en France. Des simulations numériques 2D prometteuses sont obtenues en utilisant le code de transport SOLEDGE-EIRENE avec des paramètres d'entrée spécialement définis pour reproduire les scénarios expérimentaux. Une méthode de contrôle par rétroaction de profil plasma a été développé comme un outil d'interprétation permettant de déterminer les coefficients de transport radial du plasma de bord à partir des données expérimentales. Les résultats des simulations sont comparés aux mesures expérimentales disponibles et montrent un bon accord. Les impacts de la puissance d'entrée, de la géométrie de la paroi (comme la fermeture du baffle) et des impuretés ont été discutés. Une puissance d'entrée plus élevée peut augmenter de manière significative le seuil de détachement en densité du plasma et la température du plasma cible. La présence d'un double pic sur le profil de densité sur les cibles peut être observée pour les plasmas dans le régime dit de haut recyclage reproduit par les simulations SOLEDGE avec la description raffinée fournie activant les termes de dérive dans les équations de transport. L'augmentation à la fois de la pression des neutres et de la concentration en impuretés dans le divertor facilite l'accès au régime détaché. Un divertor plus fermé et l'injection d'azote peuvent permettre au plasma de se détacher avec une densité plasma dans la région centrale plus faible (jusqu'à 50 %) et un flux de chaleur cible plus faible (environ 30 %). Lorsque la concentration d'azote dans le divertor est suffisamment élevée (environ 10%), les effets causés par la réduction de la fermeture des baffles peuvent être largement atténués. Nous analysons également les résultats numériques et expérimentaux à l'aide de modèles réduits concernant le détachement et le régime appelé « radiateur du point X ». Les valeurs seuils de paramètres tels que le flux de chaleur sur la paroi, la hauteur du front de rayonnement et le niveau de dissipation de puissance dans le divertor sont fortement liés au détachement et ne sont pas significativement affectés par la modification de la fermeture du baffle ou la concentration d'impuretés. Sur la base des résultats numériques, des stratégies de contrôle du détachement du plasma ont été proposées et comparées aux méthodes de contrôle existantes. La robustesse d'une stratégie de contrôle pour le tokamak WEST a été étudiée par des simulations numériques et sera testée dans de futures expériences

In the next step magnetic fusion devices like DEMO, a large fraction of power, more than 95%, needs to be dissipated before the plasma impacts the dedicated regions on the wall, the so called divertor targets. Plasma detachment is one of the solutions envisaged to protect target tiles by keeping the radiation front some distance from the target, thus radiating most of the heating power on a larger surface and keeping the heat flux deposit on the target at a manageable level. The present work focuses on investigating the characteristics of detached plasma in divertor configurations of tokamaks, and more precisely in the TCV tokamak located in Switzerland and the WEST tokamak located in Cadarache, France. Promising 2D numerical simulations are obtained using SOLEDGE-EIRENE transport code with input parameters specially defined to reproduce the experimental scenarios. Profile feedback control has been developed as an interpretative tool to back out edge plasma transport coefficients from experimental data. Simulation results are compared with available experimental measurements and show good agreement. The impacts of input power, wall geometry (like baffle closure), and impurities have been discussed. Higher input power can significantly increase the detachment threshold in upstream plasma density and target plasma temperature. The presence of a double peak on the target density profile can be observed for plasmas in the so called high recycling regime reproduced by SOLEDGE simulations with the refined description provided activating the drift terms in the transport equations. Increasing both the neutral pressure and impurity concentration in the divertor facilitate the access to the detached regime. More closed divertor and nitrogen seeding can make plasma detach with lower upstream separatrix density (up to 50%) and lower target heat flux (about 30%). When nitrogen concentration in the divertor is high enough (about 10%), the effects caused by the reduction in baffle closure can be largely mitigated. We also analyze the numerical results and experimental ones with the help of reduced models relevant to detachment and x-point radiator. The threshold values of parameters like target temperature, target heat flux, radiation front height, and power dissipation level in the divertor are found to be highly related to detachment and not significantly affected by the change of baffle closure or impurities concentration. Based on numerical results, strategies for controlling plasma detachment have been proposed and compared with existing control methods based on detachment characteristics. The robustness of a control strategy for WEST tokamak has been investigated by numerical simulations and it will be tested in future experiments.