Étude et contrôle de la génération d'impuretés à proximité des antennes de chauffage dans les réacteurs à fusion

Mitigating the plasma contamination by high-Z impurities produced close to radio-frequency antennas in fusion reactors

• Auteur / Autrice : Leonel Tsowemoo faabomve
• Direction : Jerome Moritz
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Physique
• Date : Inscription en doctorat le 03/10/2024
• Etablissement(s) : Université de Lorraine
• Ecole(s) doctorale(s) : C2MP - CHIMIE MECANIQUE MATERIAUX PHYSIQUE
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : IJL - INSTITUT JEAN LAMOUR
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : DEPARTEMENT 1 - P2M : Physique de la Matière et des Matériaux

Mots clés

Mots clés libres

Plasma de fusion

Gaine RF

Interaction plasma paroi

Antennes ICRF

Tokamak

Simulations PIC

Fusion plasma

RF Sheath

Plasma wall interaction

ICRF antennas

Tokamak

PIC simulations

Résumé

Dans le cadre de la transition énergétique à bas carbone et afin de remplacer à moyen terme les centrales nucléaires à fission et éviter leurs encombrants déchets à longue durée de vie, la fusion thermonucléaire contrôlée par confinement magnétique est une voie prometteuse. Elle consiste à produire de l'énergie grâce à la fusion de deux isotopes de l'hydrogène – le Deutérium et le Tritium - maintenus à l'état plasma dans des réacteurs de forme torique qu'on appelle tokamak ou stellarator. Pour maximiser la section efficace de fusion D-T, le plasma doit être chauffé à une température de l'ordre de 150 millions de degrés. Cela est possible notamment grâce à différentes antennes qui envoient des ondes radioélectriques à des fréquences proches de la fréquence cyclotronique ionique dans la gamme 40-100 MHz pour chauffer les ions D-T (antennes ICRH). Ces dispositifs sont calibrés pour déposer leur puissance au centre du réacteur et ils doivent être placés au plus près de la décharge pour améliorer le couplage avec le plasma. Cela entraîne de nombreuses interactions entre les champs RF produits et le plasma de bord avec notamment une auto-polarisation du plasma de plusieurs centaines de volts au-travers d'un phénomène appelé « rectification de gaine ». Cette chute de potentiel significative entre l'antenne et le plasma est suffisante pour entraîner la pulvérisation des éléments de cette dernière (écran Faraday, protections latérales) et la pollution du plasma en ions métalliques lourds, ce qui est très préjudiciable au bon fonctionnement de la machine. Il a été montré que pour atténuer ce phénomène, il est nécessaire i) d'injecter du gaz neutre à proximité de l'antenne afin d'augmenter la densité du plasma et de diminuer la température des électrons, ii) d'optimiser la conception des antennes afin de réduire leur interaction avec le plasma. Durant les deux premières années de la thèse, le/la candidat.e sélectionné.e participera au développement d'un nouveau code hybride particule-in-cell / Monte Carlo afin de simuler et de comprendre le rôle des impuretés légères très souvent présentes dans les décharges des tokamaks telles que l'oxygène, le carbone, le bore et même l'hélium sur la pulvérisation des antennes et des matériaux de paroi (en particulier le tungstène). Comme indiqué ci-dessus en i), l'effet de l'injection de neutres et de la température du plasma seront étudiés pour la première fois et la redéposition du tungstène ionisé sera évaluée. Ce travail sera réalisé à l'Institut Jean Lamour dans l'équipe Plasmas de fusion qui a une longue expérience dans les simulations particule-in-cell et gyrocinétique des plasmas de gaine, de bord et de cœur. Le travail de simulation sera complété par un volet expérimental au Max-Planck-Institut für Plasmaphysik à Garching (Allemagne) où est piloté le tokamak ''ASDEX Upgrade''. Avec sa première paroi en tungstène, son système de chauffage ICRH flexible et ses diagnostics sophistiqués, ASDEX Upgrade est un dispositif expérimental parfait pour étudier la physique des gaines RF et la pollution induite du plasma. Plusieurs séjours du ou de la candidat.e à l'IPP Garching sont prévus au cours des trois années de la thèse afin de sélectionner des données expérimentales comme paramètres d'entrée des simulations. Pendant la troisième année, le ou la candidat.e travaillera sur la détermination de l'impédance équivalente de la gaine RF à l'aide de simulations particule-in-cell. Ce travail permettra de calculer des conditions aux limites spécifiques pour des codes électromagnétiques tels que Petra-M, RAPICASOL, SSWICH-SW et pour différentes conditions de plasma (température, densité, intensité du champ magnétique et inclinaison avec la surface de l'antenne). Comme indiqué au point ii), ces codes électromagnétiques sont utilisés pour optimiser la conception des antennes ICRH.

For fusing a mix of Deuterium - Tritium (D-T) in the core of fusion reactors, a plasma temperature of about 150 million degrees has to be reached and maintained in order to overcome the Coulomb repulsion of positive ions. This can be achieved thanks to different heating systems disposed around the vacuum vessel. Ion cyclotron resonance heating (ICRH) is one efficient way to heat ions by launching electromagnetic waves from the plasma edge at a frequency which can be absorbed by ions located in the core plasma. These waves are in the radio spectrum (30-100MHz) and are produced by large antennas. For ITER, the world largest tokamak in construction in south-east France, an ICRH antenna will deliver up to 20MW of power to the plasma. For maximizing the coupling with ions in the core of the reactor, ICRH antennas have to be placed as close as possible to the plasma, which also makes them interact strongly with the plasma edge. This interaction leads to a positive electrostatic biasing of the plasma driven by ICRH fields, called “sheath rectification”, of up to several hundred Volts. Ions accelerated in such a potential drop can overcome the sputtering threshold of the antennas materials and pollute the plasma often with high-Z metallic impurities, which is very detrimental for the reactor operation if the concentration of these impurities is larger than 10-4. Two possible ways to mitigate the plasma pollution due to the RF sheath rectification are to i) inject a neutral gas at the antenna proximity in order to increase the plasma density and reduce the electron temperature, ii) modify the antennas design and excitation to reduce their interaction with the plasma. During the two first years of the thesis, the candidate will participate to the development of a new hybrid particle-in-cell / Direct Simulation Monte Carlo code in order to simulate and understand the role of light impurities very often present in tokamak discharges such as Oxygen, Carbon, Boron and even Helium with different charge states on the sputtering of antennas and wall materials (in particular tungsten [W]). As raised in point i), the effect of the neutrals injection and plasma temperature will be clearly investigated for the first time and the role of ionized W redeposition evaluated. This work will be carried out at Institut Jean Lamour in the Fusion plasmas team which has a long experience in particle-in-cell and gyrokinetic simulations of sheath, edge and core plasmas. The simulation work will be complemented by an experimental counterpart at Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching (Germany) where the tokamak “ASDEX Upgrade” is operated. With its full W first wall, flexible ICRH system and mature diagnostics – in particular spectroscopy and charge exchange monitoring most impurities – ASDEX Upgrade is a perfect experimental device to investigate RF sheath physics and induced plasma pollution. Several stays by the candidate at IPP Garching are planned during the three years of the thesis in order to select experimental data for input parameters and benchmarking the simulations. During the third year of the thesis, the candidate will work on the determination of equivalent RF sheath impedance by means of particle-in-cell simulations. This work will allow the calculation of specific boundary conditions for electromagnetic codes such as Petra-M, RAPICASOL, SSWICH-SW and for different plasma conditions (temperature, density, magnetic field strength and angle with the antenna's surface). As stated in ii), these electromagnetic codes used to optimize the design of ICRH antennas in current and future fusion devices will benefit of a better understanding of the plasma edge behavior with respect to RF fields.