Impact de la magnétohydrodynamique sur l’accès et la dynamique des régimes d’opération avec point X rayonnant

Topic description 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.------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------ITER and future fusion powerplants will need to operate without degrading too much the plasma facing components (PFC) in the divertor, the peripheral element with is dedicated to heat and particle exhaust in tokamaks. In this context, two key factors must be considered: heat fluxes must stay below engineering limits both in stationary conditions and during violent transient events. An operational regime recently developed can satisfy those two constraints: the X-point Radiator (XPR). Experiments on many tokamaks, in particular WEST which has the record plasma duration in this regime (> 40 seconds), have shown that it allowed to drastically reduce heat fluxes on PFCs by converting most of the plasma energy into photons and neutral particles, and that it also was able to mitigate – or even suppress – deleterious magnetohydrodynamic (MHD) edge instabilities known as ELMs (edge localised modes). The mechanisms governing these mitigation and suppression are still poorly understood. Additionally, the XPR itself can become unstable and trigger a disruption, i.e., a sudden loss of plasma confinement cause by global MHD instabilities. The objectives of this PhD are: (i) understand the physics at play during the interaction XPR-ELMs, and (ii) optimise the access and stability of the XPR regime. To do so, the student will use the 3D non linear MHD code JOREK, the European reference code in the field. The goal is to define the operational limits of a stable XPR with small or no ELMs, and identify the main actuators (quantity and species of injected impurities, plasma geometry). A participation to experimental campaigns of the WEST tokamak (operated by IRFM at CEA Cadarache) – and of the MAST-U tokamak operated by UKAEA – is also envisaged to confront numerical results and predictions to experimental measurements.------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------Pôle fr : Direction de la Recherche FondamentaleDépartement : Institut de recherche sur la fusion par confinement magnétiqueService : Service de Physique des Plasmas de FusionLaboratoire : GEDSDate de début souhaitée : 01-10-Ecole doctorale : Physique et Sciences de la Matière (ED)Directeur de thèse : Tamain PatrickOrganisme : CEALaboratoire : DRF/IRFMURL : URL : URL : Funding category Public/private mixed funding Funding further details