Modélisation numérique du transport et de la turbulence dans le plasma de bord des tokamaks avec géométrie magnétique point-X

Numerical modelling of transport and turbulence in tokamak edge plasma with divertor configuration

• Auteur / Autrice : Davide Galassi
• Direction : Eric Serre, Domiziano Mostacci, Guido Ciraolo
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique et physique des fluides
• Date : Soutenance le 08/12/2017
• Etablissement(s) : Aix-Marseille en cotutelle avec Università degli studi (Bologne, Italie). Facoltà di ingegneria
• Ecole(s) doctorale(s) : Ecole doctorale Sciences pour l'Ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique (Marseille ; 2000-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire de Mécanique, Modélisation et Procédés Propres (M2P2) (Marseille, Aix-en-Provence)
• Jury : Président / Présidente : Pascale Hennequin-Blondet
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Giovanni Lapenta, Benjamin Dudson, Patrick Tamain
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Paolo Ricci

Mots clés

Mots clés contrôlés

Fusion nucléaire

Plasmas (gaz ionisés) -- Turbulence

Modélisation des données (informatique)

Dynamique des fluides

Mots clés libres

Modélisation

Turbulence

Plasma

Tokamak

Fluid

Divertor

Plasma de bord

Transport

Modelling

Turbulence

Transport

Plasma

Tokamak

Fluid

Divertor

Edge plasma

Résumé

La fusion nucléaire pourrait offrir une nouvelle source d'énergie stable, non émettrice de CO₂ et pérenne. Aujourd’hui, les tokamaks offrent les meilleures performances, en confinant un plasma à haute température au moyen d’un champ magnétique. Deux des enjeux technologiques majeurs pour l'exploitation des tokamaks sont l’extraction de puissance et le confinement du plasma sur des temps longs. Ces enjeux sont associés au transport de particules et de chaleur, déterminé par la turbulence, depuis le plasma centrale vers la zone de bord. Dans cette thèse, nous modélisons la turbulence dans le plasma de bord. Nous étudions en particulier la configuration divertor, dans laquelle le plasma central est isolé des parois au moyen d’un champ magnétique additionnel. Cette géométrie magnétique complexe est simulée avec le code de turbulence fluide TOKAM3X, né de la collaboration de l'IRFM au CEA et du laboratoire M2P2 de l'Université Aix-Marseille.Une comparaison avec des simulations en géométrie simplifiée montre une nature intermittente similaire de la turbulence. Néanmoins, l'amplitude des fluctuations, maximale au plan équatorial, est fortement réduite près du point X, où les lignes de champ deviennent purement toroïdales, en accord avec les données expérimentales récentes. Les simulations en configuration divertor montrent un confinement significativement plus élevé que en géométrie circulaire. Une inhibition partielle du transport radial de matière au niveau du point X contribue à cette amélioration. Ce mécanisme est potentiellement important pour comprendre la transition du mode de confinement faible au mode de confinement élevé, le mode opérationnel prévu pour ITER.

Nuclear fusion could offer a new source of stable, non-CO₂ emitting energy. Today, tokamaks offer the best performance by confining a high temperature plasma by means of a magnetic field. Two of the major technological challenges for the operation of tokamaks are the power extraction and the confinement of plasma over long periods. These issues are associated with the transport of particles and heat, which is determined by turbulence, from the central plasma to the edge zone. In this thesis, we model turbulence in the edge plasma. We study in particular the divertor configuration, in which the central plasma is isolated from the walls by means of an additional magnetic field. This complex magnetic geometry is simulated with the fluid turbulence code TOKAM3X, developed in collaboration between the IRFM at CEA and the M2P2 laboratory of the University of Aix-Marseille.A comparison with simulations in simplified geometry shows a similar intermittent nature of turbulence. Nevertheless, the amplitude of the fluctuations, which has a maximum at the equatorial plane, is greatly reduced near the X-point, where the field lines become purely toroidal, in agreement with the recent experimental data. The simulations in divertor configuration show a significantly higher confinement than in circular geometry. A partial inhibition of the radial transport of particles at the X-point contributes to this improvement. This mechanism is potentially important for understanding the transition from low confinement mode to high confinement mode, the intended operational mode for ITER.