Contrôle de la turbulence des modes d’électrons piégés à l’aide du chauffage à la résonance cyclotronique électronique
Les performances d’un tokamak sont liées au niveau du transport turbulent. L’instabilité des modes d’électrons piégés est l’une des principales instabilités à l’origine de la turbulence dans les tokamaks. D’autre part, le chauffage à la résonance cyclotronique électronique est un système de chauffage générique des tokamaks. Les deux processus physiques reposent sur des interactions résonantes avec les électrons. Une interaction non linéaire entre les processus résonants est théoriquement possible. L’objectif de la thèse est d’évaluer la possibilité d’exploiter cette interaction non linéaire pour permettre de stabiliser l’instabilité des modes d’électrons piégés au sein des tokamaks à l’aide d’une source de chauffage présente sur de nombreux tokamaks, dont ITER. Cette technique de contrôle pourrait permettre d’améliorer les performances de certains tokamaks sans surcoût.
La thèse reposera sur une compréhension théorique des deux processus étudiés, demandera l’utilisation du code gyrocinétique GYSELA pour modéliser les interactions non linéaires entre processus résonants et comportera un aspect expérimental pour valider le mécanisme de contrôle de la turbulence identifié.
Compréhension et contrôle des régimes de divertor dissipatifs dans les expériences sur le tokamak WEST
Le succès du programme de fusion par confinement magnétique repose sur la maitrise de l’interaction entre le plasma confiné et chaud, où les réactions de fusion prennent place, et le mur de l’enceinte à vide dans lequel ce plasma est maintenu. Actuellement, cette interaction est gérée par un dispositif matériel et magnétique nommé le divertor, qui vise à concentrer les flux perdus du plasma à travers un volume dédié (le volume divertor) vers des composants à hauts flux (composants de surface du divertor). Le contrôle des phénomènes dissipatifs dans ce volume divertor est un objectif critique qui doit permettre de maintenir de hautes performances de confinement dans le cœur (plasma chaud) tout en maintenant les flux sur les composants en-dessous des limites technologiques. Le tokamak WEST, actuellement opéré au CEA Cadarache, a pour objectif principal la maitrise de cette interaction, en appui étroit avec le projet ITER. Le projet de thèse vise à améliorer la compréhension physique des expériences de contrôle débutées sur WEST, à travers une analyse expérimentale avancée, à l’optimisation d’un modèle de contrôle robuste et générique qui pourra être déployé sur WEST pour conduire des scénarios représentatifs des conditions d’ITER. Le projet s’inscrira aussi dans un contexte international très actif sur le sujet, à la fois en Europe (Activités EUROfusion), en Asie et aux Etats-Unis, offrant un grand spectre de visibilité et de possibilités de collaborations et d’évolutions. Les résultats seront publiés dans des revues à comité de relecture avec possiblement de forts facteurs d’impact, et pourront être présentés à des conférences internationales.
Phénomènes de transport dans le plasma compagnon des électrons découplés: impact sur l'amortissement et extraplation à ITER
Les disruptions sont des interruptions brutales des décharges plasmas dans les tokamaks. Elles sont dues à des instabilités menant à la perte de l’énergie thermique et de l’énergie magnétique du plasma sur des laps de temps de l’ordre de quelques dizaines de millisecondes. Les disruptions peuvent générer des faisceaux d’électrons relativistes dits découplés qu’il est important de contrôler ou d’arrêter pour assurer une opération fiable des futurs tokamaks tels qu’ITER. Le sujet proposé se concentre sur l’amortissement des électrons découplés par injection massive de deutérium ou d’hydrogène dans le faisceau. Ce scénario conduit à une diminution drastique de l’énergie déposée sur la paroi par les électrons découplés, à travers deux phénomènes : une instabilité magnétohydrodynamique et l’absence de régénération des électrons découplés dans la perte finale du courant plasma. Ces deux conditions sont obtenues lorsque le plasma créé par l’interaction entre le faisceau d’électrons découplés et le gaz neutre reste suffisamment froid pour recombiner en grande partie. Le mécanisme de recombinaison fait appel à des processus de transport de l’énergie par les neutres et à une diminution de l’interaction entre les électrons découplés et le plasma de fond. Il montre les limites sur les tokamaks actuels, qui doivent être comprises pour pouvoir extrapoler aux futurs tokamaks. Il est donc proposé pour ce sujet de thèse de commencer par mieux caractériser expérimentalement le plasma froid : profils de densité, concentration en deutérium/hydrogène ou impuretés lourdes, profil de courant. On s’intéressera plus particulièrement aux quantités en rapport avec les phénomènes de transport dans le plasma : conduction de la chaleur, diffusion de la matière ou transport du rayonnement. Cette caractérisation expérimentale fera rapidement appel à de la modélisation numérique afin de confirmer le rôle des différents mécanismes de transport dans le maintien des conditions nécessaires à la dissipation du faisceau sans dommages. Une extrapolation vers ITER sera ensuite envisagée via les simulations.
Exploration des instabilités à haute fréquence induites par les électrons rapides en vue d'une application sur WEST
Dans les tokamaks actuels, la distribution des électrons est fortement influencée par les systèmes de chauffage externes, tels que le chauffage par résonance cyclotron électronique (ECRH) ou le chauffage Lower Hybrid (LH), qui génèrent une importante population d’électrons rapides. Cela est également attendu dans les tokamaks de nouvelle génération, comme ITER, où une part substantielle de la puissance est déposée sur les électrons. Une population significative d’électrons rapides peut déstabiliser des instabilités, y compris les modes d’Alfvén (AE). Cependant, ce phénomène reste peu étudié, en particulier en ce qui concerne la population d’électrons déclenchant ces instabilités et l'impact des AE déstabilisés par les électrons sur la dynamique multi-échelle de la turbulence dans l'environnement complexe du plasma.
Ce PhD vise à explorer la physique des AE déstabilisés par les électrons dans des conditions de plasma réalistes, en appliquant ces connaissances aux expériences WEST pour une caractérisation approfondie de ces instabilités. Le candidat utilisera des codes numériques avancés, développés à l'IRFM, pour analyser les conditions de plasma réalistes avec AE déstabilisés par les électrons rapides, afin de saisir la physique essentielle en jeu. Un développement de code sera également nécessaire pour modéliser les aspects clés de cette physique. Une fois ces connaissances acquises, une modélisation prédictive pour l’environnement WEST orientera des expériences visant à observer ces instabilités.
Basé au CEA Cadarache, l’étudiant collaborera avec différentes équipes, du groupe de théorie et de modélisation à l’équipe expérimentale de WEST, et acquerra une expertise variée dans un environnement stimulant. Des collaborations avec les groupes de travail de l’EUROfusion offriront également une expérience internationale enrichissante.
Modèles réduits de turbulence pour la fusion magnétique: quand sont-ils pris en défaut, comment les enrichir ?
L'un des principaux défis auxquels est confrontée la modélisation du plasma de fusion est la nature non linéaire de la réponse du plasma. Des facteurs tels que les gradients de température et de densité, les flux et les gradients de vitesse ont tous un impact croisé sur le transport de la chaleur, des particules et de la quantité de mouvement. La modélisation d'un tel système nécessite une hiérarchie d'approches, depuis le cadre dit "1ers principes" de la théorie gyrocinétique forcée par un flux jusqu’à des modèles plus simples, basés sur une approche quasi-linéaire. Ces dernières méthodes sont numériquement efficaces et particulièrement utiles pour interpréter les données expérimentales et explorer des scénarios expérimentaux. Toutefois, cette approche se heurte à deux difficultés majeures. Premièrement, la modélisation de la région périphérique du bord du plasma, à la transition entre les lignes de champ ouvertes et fermées, est difficile en raison de la confluence de physiques sous-jacentes très différentes. Deuxièmement, la modélisation du régime « proche du seuil marginal » est également délicate car elle implique un état d'équilibre dynamique où le comportement du système est autorégulé par des modes lents à grande échelle. Le calcul de cet état est ardu et requiert de s'éloigner de l'hypothèse typique de séparation des échelles de temps entre la turbulence et le transport, ce que permet une approche gyrocinétique forcée par un flux. Des travaux récents, notamment de notre équipe, suggèrent que les modèles de transport quasi linéaires actuels peuvent présenter des lacunes importantes à la fois dans la région périphérique et dans ce régime proche du seuil marginal, pertinent pour les machines du futur. Nous sommes maintenant en mesure d'aborder ces deux questions. Nous avons en effet accès à des outils développés au sein de notre collaboration, au meilleur niveau de la recherche dans ces deux thématiques.
Un des objectifs de la thèse vise à comparer finement les prédictions de transport au bord du plasma ainsi que dans des régimes proches du seuil marginal données par le code gyrocinétique GYSELA, forcé par un flux, avec celles du cadre intégré utilisant le modèle quasi-linéaire réduit QuaLiKiz. En parallèle à la recherche de désaccords entre ces deux approches –par le biais de simulations HPC (high performance computing)– dans des régimes que l'on soupçonne potentiellement problématiques, l'étudiant.e développera également des modèles réduits non-linéaires susceptibles de pallier les insuffisances observées de l'approche quasi-linéaire.