Modélisation numérique avancée du transport dans le plasma tokamak et confrontation aux expériences

Advanced numerical modelling of transport in tokamak plasma and confrontation to experiments

• Auteur / Autrice : Ivan Kudashev
• Direction : Eric Serre
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur : spécialité Fusion magnétique
• Date : Soutenance en 2024
• 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 : M2P2 - Laboratoire de Mécanique, Modélisation et Procédés Propres
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : Instabilités Hydrodynamiques et Turbulence
• Jury : Président / Présidente : Pascale Hennequin
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Eric Serre, Anna Glasser, Alberto Loarte, Eleonora Viezzer, Jeremy Lore
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Eleonora Viezzer, Jeremy Lore

Mots clés

Mots clés libres

Tokamak

Fusion magnétique

Plasma

Simulations du transport

Modélisation numérique fluide

Diagnostic synthétique

Tokamak

Fusion

Plasma

Transport simulations

Numerical modelling

Synthetic diagnostic

Résumé

Afin de contrôler le dépôt de chaleur sur les composants face au plasma des tokamaks actuels et des réacteurs futurs, un effort majeur est consacré au développement de codes capables de modéliser le transport turbulent. La compréhension des processus physiques sous-jacents est un défi majeur pour la fusion magnétique, en particulier avec le démarrage d'ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). Malgré des progrès significatifs réalisés dans les simulations fluides des plasmas de fusion, plusieurs verrous limitent encore la capacité des codes comme l'hypothèse d'un équilibre magnétique fixe, des conditions aux limites simplifiées pour modéliser l'interaction plasma-paroi, un transport des neutres trop coûteux, des modèles de fermeture pour le transport perpendiculaire très rudimentaires et un couplage limité entre le cœur et le bord (Scrape-Off Layer) du plasma. Ces faiblesses dans les codes limitent l'analyse de la décharge complète à quelques captures instantanées du plasma dans son état stable, et introduisent des incertitudes importantes dans les solutions. Cette thèse s'inscrit dans un effort de développement du code SolEdge-HDG (Hybridized Discontinuous Galerkin), un solveur fluide bidimensionnel pour le calcul des équilibres plasma. Les travaux se concentrent sur l'amélioration du modéle physique dans le code ainsi que sur sa capacité à être validé expérimentalement. Un aperçu détaillé du code est présenté, avec un accent sur les modèles et hypothèses initiaux. La méthode HDG, qui permet de gérer des maillages éléments-finis d’ordre élevé non alignés sur le champ magnétique et de décrire précisément la géométrie des parois du tokamak, est détaillée. Les développements proposés incluent la création de diagnostics synthétiques de bolomètrie et caméra visible. Les comparaisons avec l'expérience ont révélé des faiblesses dans les modèles physiques initiaux, traitées au cours de cette thèse. Parmi les améliorations, on note une meilleure cohérence du modèle de fluide neutre, essentielle pour comprendre le ravitaillement du, ainsi que l'ajout de nouvelles sources de chaleur et un modèle de transport turbulent perpendiculaire auto-consistent. Le code amélioré capture avec succès les régimes plasma clés : les états limités par la gaine, à haut recyclage, et détachés. Une étude détaillée des réponses du plasma aux variations du taux d'injection de gaz a été menée, démontrant l'impact sur l’érosion du tungstène. L’intérêt de l’extension du système de bolomètrie avec les lignes de visées verticales dans WEST est également exploré, ainsi que les applications potentielles des caméras visibles. La thèse présente la première simulation complète d’une décharge WEST lors de la phase de montée en puissance avec le modèle turbulent auto-cohérent. Les résultats sont en accord qualitatif avec les données expérimentales. L’interaction entre l'évolution de l'équilibre du plasma et le modèle turbulent est discutée, ainsi que son impact sur le flux de chaleur vers le divertor. Les applications du modèle SolEdge-HDG amélioré sont également explorées pour des plasmas en régime stable avec chauffage additionnel. Une attention particulière est portée à la réponse du modèle turbulent face à divers modes de chauffage, ainsi qu’à la répartition de l'énergie entre ions et électrons. Enfin, SolEdge-HDG et ses diagnostics synthétiques sont appliqués au design de tokamaks. L’impact des réflexions sur les signaux des bolomètres est étudié, ainsi que différentes approches pour les inversions tomographiques de l’émission du plasma. Une application à la conception finale du système de bolomètres ITER est présentée. Ce travail démontre les nouvelles capacités du code SolEdge-HDG pour la conception et l’exploitation des tokamaks. L'intégration des diagnostics synthétiques permet non seulement de comparer les simulations aux expériences, mais aussi de révéler les faiblesses des modèles, apportant des solutions aux défis de conception opérationnelle.

To control heat deposition on the Plasma-Facing Components (PFCs) of current tokamaks and future reactors, a major effort is underway to develop fluid codes that can model turbulent transport in the plasma edge. Understanding the underlying physical processes is one of the key challenges in magnetic fusion research, especially with the upcoming launch of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). Despite significant advances in plasma fluid simulations, several challenges in the modelling remain. These include limitations related to fixed magnetic equilibrium, simplified boundary conditions to model plasma wall interactions, time-consuming neutral transport simulations, crude perpendicular turbulent transport models, and limited coupling between the plasma core and the Scrape-Off Layer (SOL). These limitations hinder full-discharge simulations, restricting analysis to a few snapshots of relatively stable plasma phases, which still carry significant uncertainties. This thesis contributes to the ongoing development of the SolEdge-Hybridized Discontinuous Galerkin (HDG) code, a magnetic equilibrium-free fluid plasma solver. The research focuses on improving the physical completeness of the code and enhancing its ability for experimental validation. A detailed overview of the SolEdge-HDG code is provided, highlighting the initial models and assumptions. The implementation of the HDG method is discussed, which allows the use of high-order meshes that are not aligned with the magnetic field, enabling precise descriptions of tokamak wall geometries. Key developments in the SolEdge-HDG suite include the creation of synthetic diagnostics (bolometer and visible range cameras), improving the code's ability to compare simulations with experimental data. These comparisons revealed shortcomings in the initial physical models, which have been addressed in this thesis. Improvements include a more consistent neutral fluid model, which is crucial for understanding tokamak fueling, as well as the introduction of new heat sources and a self-consistent heuristic perpendicular turbulent transport fluid model. The enhanced SolEdge-HDG code successfully captures key plasma regimes, such as sheath-limited, high-recycling, and detached states. A detailed study is conducted on the plasma’s response to variations in gas puffing, demonstrating its impact on tungsten sputtering. The extension of the bolometer system in WEST for more accurate measurements is also explored, as well as potential applications of visible camera diagnostics. The thesis demonstrates the first application of the self-consistent turbulent model to simulate a full cross-section during the ramp-up phase of a WEST discharge. The simulation results show qualitative agreement with experimental data. The interaction between evolving plasma equilibrium and the turbulent model is also discussed, with emphasis on its effect on divertor heat load predictions. Applications of the fully upgraded SolEdge-HDG model are further explored for steady-state plasmas with additional heating. Special attention is given to the turbulent model’s response to different heating methods and the process of ion-electron energy equilibration. Finally, the thesis illustrates the application of SolEdge-HDG and synthetic diagnostics to improve tokamak design. It examines the impact of reflections on bolometer signals and evaluates various approaches for tomographic inversions of plasma radiation. An application to the final design of the ITER bolometer system is also presented. This work demonstrates the expanded capabilities given by magnetic-equilibrium-free solver for tokamak design and operation. The integration of synthetic diagnostics not only allows to confront simulations to the experiments, but also sheds light to the model’s weaknesses. While some limitations remain, the code suite is already capable to solve key operational design challenges.