L'opération d'ITER et de futures centrales à fusion devra en particulier garantir la pérennité des composants face au plasma (CFP) équipant le divertor, cet élément périphérique dédié à l'extraction de la chaleur et des particules. Dans ce cadre, deux facteurs clés sont à prendre en compte : les flux de chaleur devront rester en dessous des limites technologiques à la fois en stationnaire et lors d'évènements transitoires violents. Un régime d'opération récemment développé satisfait ces deux contraintes : le point X rayonnant (XPR). Les expériences sur plusieurs tokamaks, notamment sur WEST qui détient le record de durée plasma dans ce régime (> 40 secondes), ont montré qu'il conduisait à une réduction drastique des flux de chaleur sur les CFP en transférant l'essentiel de l'énergie du plasma aux photons et aux particules neutres, et par ailleurs mitigeait – voire supprimait – des instabilités magnétohydrodynamiques (MHD) de bord particulièrement délétères, les ELMs (edge localised modes). Les mécanismes gouvernant ces mitigation et suppression restent très mal compris. En outre, le XPR peut s'avérer lui-même instable et conduire à une disruption, la perte brutale du confinement du plasma suite au déclenchement d'instabilités MHD globales.
L'objectif de cette thèse est double : (i) comprendre la physique à l'œuvre dans l'interaction XPR-ELMs, et (ii) optimiser l'accès et la stabilité du régime XPR. Pour ce faire, l'étudiant.e utilisera le code à 3-dimensions de MHD non-linéaire JOREK, la référence Européenne dans le domaine. Il s'agira notamment de préciser les limites du domaine opérationnel stable du XPR avec des ELMs faibles ou absents, et d'identifier les actuateurs principaux (quantité et espèces d’impuretés injectées, géométrie du plasma). Une participation aux campagnes expérimentales du tokamak WEST opéré au CEA de Cadarache – et de MAST-U opéré par l'UKAEA – est également envisagée pour confronter les résultats et prédictions des simulations aux mesures expérimentales.