Transport de particules et de chaleur dans les plasmas de fusion en géométrie toroïdale et cylindrique

Control of impurity transport in fusion plasma

• Auteur / Autrice : Timothe Rouyer
• Direction : Maxime Lesur, Etienne Gravier
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Physique
• Date : Inscription en doctorat le 17/11/2022
• Etablissement(s) : Université de Lorraine
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale C2MP - Chimie mécanique matériaux physique (Lorraine ; 2018-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : IJL - INSTITUT JEAN LAMOUR

Mots clés

Mots clés libres

Transport

Impuretés

Gyrocinétique

Plasma de fusion

Turbulence

Transport

Impurities

Gyrokinetic

Fusion plasma

Turbulence

Résumé

Ce projet s'inscrit principalement en amont des études sur les plasmas de fusion, notamment de type ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), actuellement en construction à Cadarache, et dont le premier plasma est prévu en 2027. ITER est un projet international (Chine, Union Européenne, Inde, Japon, Corée du Sud, Russie, Etats-Unis), dont l'objectif est de montrer qu'il est possible de produire de l'énergie à grande échelle grâce à la fusion de noyaux d'hydrogène, pour envisager à terme le remplacement des centrales actuelles productrices d'électricité. La fusion est la réaction nucléaire qui alimente le Soleil et les étoiles. Potentiellement, c'est une source d'énergie quasiment inépuisable, sûre, et d'un faible impact sur l'environnement. L'un des enjeux vise à rendre la ''boîte magnétique'' dans laquelle est enfermé ce plasma aussi isolante que possible, avec pour double objectif de maximiser le rendement énergétique et d'éloigner le plasma chaud des parois matérielles de la machine. L'interaction plasma-paroi joue un rôle primordial dans la conception et le fonctionnement des réacteurs à fusion par confinement magnétique. Le divertor est le lieu privilégié de cette interaction : ses tuiles reçoivent l'essentiel des flux de chaleur et de particules venant du plasma. En tungstène dans ITER, il est susceptible de libérer des impuretés lourdes qui, si elles pénètrent jusqu'au cœur du plasma, risquent en rayonnant de le refroidir de façon rédhibitoire pour les réactions de fusion. Par ailleurs, sa configuration favorise l'accès bénéfique à des modes auto-organisés de confinement amélioré (dont le mode H pour ''High confinement''), caractérisés par une barrière de transport (de la chaleur et/ou des particules). Le premier objectif de la thèse sera d'étudier le transport d'impuretés en présence de barrière de transport (mode de confinement amélioré), avec des paramètres « ITER » réalistes. Un travail théorique devra accompagner le travail numérique conduit avec le code GYSELA [1-5], à l'état de l'art dans le domaine. L'objectif est de déduire des simulations numériques des modèles de transport réduits prédictifs et fiables, en vue de l'exploitation d'ITER. Cette tâche s'inscrit dans le cahier des charges du projet européen EUROfusion TSVV#6 dans lequel l'équipe est actuellement impliquée, jusqu'en 2026. Le second objectif sera d'élaborer une version cylindrique de GYSELA, afin de simuler les instabilités et le transport observés sur le dispositif SPEKTRE, actuellement en cours de montage à l'IJL à Nancy. Il s'agit d'une machine cylindrique dans lequel les ions pourront être chauffés. Les instabilités de type « Ion Temperature Gradient » (ITG) pourront y être observées. Ce dispositif permettra aussi d'évaluer l'intérêt expérimental des parois liquides en lithium, solution potentiellement intéressante pour les futurs réacteurs fusion. Le code GYSELA devra alors également permettre l'étude du transport d'impuretés (ici de Lithium) à travers le plasma afin d'accompagner les mesures expérimentales. Le travail sera théorique et numérique. Le code GYSELA utilise des moyens de calculs intensifs, il est développé par l'IRFM-CEA en partenariat avec l'IJL. Il est parallélisé et exploité sur les supercalculateurs. Dans la mesure du possible, certaines simulations seront dédiées à la description d'expériences réalisées sur les machines WEST, JET et ASDEX.

This PhD program is part of global efforts to improve the theory of fusion plasmas, in particular in the context of ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), which is currently being built in Cadarache, with a first plasma planned for 2025. ITER is an international project (China, European Union, India, Japan, Korea, Russia, United-States), whose objective is to demonstrate the feasibility of large-scale production of energy based on the fusion of hydrogen isotopes, as a substitute of current energy sources in the long term. Fusion is the nuclear reaction which fuels the Sun and other stars. Reproducing fusion on Earth promises a virtually inexhaustible source of energy, which is both safe and with low impact on the environment. On the one hand, interactions between a plasma and the wall of a confining vessel play a major role in the physics of fusion plasmas, which must be taken into account in both design and operation phases of a magnetic confinement fusion reactor. For instance, experiments indicate that the divertor (which contacts with the plasma and is a key component in a tokamak) plays a critical role in reaching an improved confinement mode (referred to as H-mode, H meaning High confinement), via the magnetic topology it establishes. On the other hand, the power injected by external heating sources such as radio-frequency heating or Neutral Beam Injection (NBI) is another key factor which promotes the access to H-mode. The transition to H-mode is linked with the formation of a transport barrier inside the plasma, which significantly increases confinement time. This improved confinement mode, which is key to the success of ITER, is observed experimentally, but is still somewhat elusive. Despite many efforts worldwide, and even if key ingredients have been identified, no model nor numerical simulation has been able to reproduce its mechanism in a self- consistent manner, that is without artificial intervention. The first objective of the thesis will be to study the transport of impurities in the presence of transport barriers (improved confinement mode), with realistic “ITER” parameters. A theoretical work should accompany the numerical work conducted with the GYSELA code [1-5], at the state of the art in the field. The objective is to deduce from numerical simulations predictive and reliable reduced transport models, with a view to the ITER operation. This task is part of the specifications of the European project EUROfusion TSVV#6 in which the team is currently involved, until 2026. The second objective will be to develop a cylindrical version of GYSELA, in order to simulate the instabilities and transport observed in the SPEKTRE device, currently being assembled at our institute in Nancy. It is a cylindrical machine in which the ions can be heated. “Ion Temperature Gradient” (ITG) instabilities may be observed there. This device will also make it possible to evaluate the experimental interest of lithium liquid walls, a potentially interesting solution for future fusion reactors. With the GYSELA code transport of impurities (here Lithium) through the transport barrier will be investigated numerically and compared to experimental measurements. The work will be theoretical and numerical. The GYSELA code uses intensive computing resources, it is developed by the IRFM-CEA in partnership with the IJL. It is parallelized and operates on HPC. As far as possible, some simulations will be dedicated to the description of experiments carried out on WEST, JET and ASDEX machines.