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.