Modélisation numérique du transport turbulent cœur-bord dans un tokamak en géométrie réaliste par une méthode numérique avancée

Numerical modeling of core-edge turbulent transport in realistic tokamak geometry by an advanced numerical tool

• Auteur / Autrice : Manuel Scotto d'Abusco
• Direction : Eric Serre, Hugo Bufferand
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur. Fusion magnétique
• Date : Soutenance le 31/03/2022
• 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 : Laboratoire de Mécanique, Modélisation et Procédés Propres (M2P2) (Marseille, Aix-en-Provence) - Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (CEA Cadarache, Saint-Paul-lez-Durance)
• Jury : Président / Présidente : Clarisse Bourdelle
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Giorgio Giorgiani, Sebastijan Brezinsek, Mathias Groth
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Nicola Vianello, Etienne Gravier
• DOI : 10.70675/020106c1z3e75z42eez9cc2zef0198e69903

Mots clés

Mots clés contrôlés

Fusion nucléaire par confinement magnétique

Plasmas (gaz ionisés)

Tokamaks

Modélisation CFD

Mots clés libres

Physique des plasmas

Modélisation numérique

Tokamak

Fusion

Transport

Plasma du borde

Plasma Physics

Numerical Modeling

Tokamak

Fusion

Transport

Edge plasma

Résumé

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 ERO2.0

Nowadays 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