Le contrôle des instabilités de bord connues sous le nom d' "Edge Localized Modes" (ELMs) est une question capitale pour le futur tokamak ITER. Ce travail est consacré à l'une des plus prometteuses méthodes de contrôle des ELMs, basée sur un système de bobines produisant des Perturbations Magnétiques Résonantes (PMRs), dont le fonctionnement a été démontré en premier lieu dans le tokamak DIII-D en 2003. Nos objectifs principaux sont, d'une part, d'éclaircir la compréhension physique des mécanismes en jeu, et d'autre part, de proposer un design concret de bobines de contrôle des ELMs pour ITER. Afin de calculer et d'analyser les perturbations magnétiques créées par un ensemble de bobines donné, nous avons développé le code ERGOS. Le premier calcul ERGOS a été consacré aux bobines de contrôle des ELMs de DIII-D, les I-coils. Il montre que celles-ci créent des chaines d'îlots magnétiques se recouvrant au bord du plasma, engendrant ainsi une ergodisation du champ magnétique. Nous avons par la suite utilisé ERGOS pour la modélisation des expériences de contrôle des ELMs à l'aide des bobines de correction de champ d'erreur sur JET et MAST, auxquelles nous participons depuis 2006. Dans le cas de JET, nous avons montré l'existence d'une corrélation entre la mitigation des ELMs et l'ergodisation du champ magnétique au bord, en accord avec le résultat pour DIII-D. Le design des bobines de contrôle des ELMs pour ITER s'est fait principalement dans le cadre d'un contrat EFDA (European Fusion Development Agreement)-CEA, en collaboration avec des ingénieurs et physiciens de l'EFDA et d'ITER. Nous avons utilisé ERGOS intensivement, le cas des I-coils de DIII-D nous servant de référence. Trois designs candidats sont ressortis, que nous avons présentés au cours de la revue de design d'ITER, en 2007. La direction d'ITER a décidé récemment d'attribuer un budget pour les bobines de contrôle des ELMs, dont le design reste à choisir entre deux des trois options que nous avons proposées (ou proches de celles que nous avons proposées). Enfin, dans le but de mieux comprendre les phénomènes de magnétohydrodynamique non-linéaires liés au contrôle des ELMs par PMRs, nous avons recouru à la simulation numérique, notamment avec le code JOREK pour un cas DIII-D. Les simulations révèlent l'existence de cellules de convection induites au bord du plasma par les perturbations magnétiques et le possible "écrantage" des PMRs par le plasma en présence de rotation. La modélisation adéquate de l'écrantage, qui demande la prise en compte de plusieurs phénomènes physiques supplémentaires dans JOREK, a été entamée.

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Dans les tokamaks, les instabilités nommées ELMs (pour ``Edge Localized Modes'') génèrent des relaxations quasi-périodiques du plasma, potentiellement néfastes pour le divertor d'ITER. Une méthode de contrôle des ELMs prévue pour ITER est l'application de Perturbations Magnétiques Résonantes (RMPs), capables de mitiger ou supprimer les ELMs dans les tokamaks existants. Afin d'améliorer la compréhension de l'interaction entre les ELMs, les RMPs et les écoulements du plasma et de réaliser des prédictions fiables pour ITER, la simulation non-linéaire des ELMs et des RMPs est réalisée avec le code de MHD réduite JOREK, en géométrie réaliste. Les effets bi-fluides diamagnétiques, la friction poloidale néoclassique, une source de rotation parallèle et les RMPs ont été ajoutés dans JOREK pour simuler la pénétration des RMP en prenant en compte la réponse cohérente du plasma. Dans un premier temps, la réponse du plasma aux RMPs (sans ELMs) est étudiée dans le cas des tokamaks JET, MAST et ITER, pour des paramètres réalistes. Ensuite, la dynamique cyclique des ELMs (sans RMPs) est modélisée pour la première fois en géométrie réaliste. La compétition entre la stabilisation du plasma par la rotation diamagnétique et sa déstabilisation par la source de chaleur induit la reconstruction cyclique du piédestal. Enfin la mitigation et la suppression des ELMs sont obtenues pour la première fois dans nos simulations. Le couplage non-linéaire des RMPs avec des modes instables du plasma induit une activité MHD continue à la place des violentes relaxations d'ELMs. Au-delà d'un seuil de perturbation magnétique, la suppression totale des ELMs est également observée. / The growth of plasma instabilities called Edge Localized Modes (ELMs) in tokamaks results in the quasi-periodic relaxations of the edge plasma, potentially harmful for the divertor in ITER. One of the promising ELM control methods planned in ITER is the application of external resonant magnetic perturbations (RMPs), already efficient for ELM mitigation/suppression in current tokamak experiments. However a better understanding of the interaction between ELMs, RMPs and plasma flows is needed to make reliable predictions for ITER. In this perspective, non-linear modeling of ELMs and RMPs is done with the reduced MHD code JOREK, in realisitic geometry including the X-point and the Scrape-Off Layer. The two-fluid diamagnetic drifts, the neoclassical friction, a source of parallel rotation and RMPs have been implemented to simulate the RMP penetration consistently with the plasma response. As a first step, the plasma response to RMPs (without ELMs) is studied for JET, MAST and ITER realistic plasma parameters and geometry. Then the cyclic dynamics of the ELMs (without RMPs) is modeled for the first time in realistic geometry. After an ELM crash, the diamagnetic rotation is found to be instrumental to stabilize the plasma and to model the cyclic reconstruction and collapse of the plasma pressure profile. Last the ELM mitigation and suppression by RMPs is observed for the first time in modeling. The non-linear coupling of the RMPs with unstable modes is found to induce a continuous MHD activity in place of a large ELM crash, resulting in the mitigation of the ELMs. Over a threshold in magnetic perturbation, the full ELM suppression is also observed.

Les collisions centrales entre ions lourds aux énergies intermédiaires sont un outil idéal pour étudier la matière nucléaire loin de son état fondamental, que ce soit en température ou en densité. Le multidétecteur INDRA nous a permis d'isoler des événements, dans les réactions Xe + Sn de 32 à 50 A.MeV, où une source unique de matière excitée et comprimée est formée et multifragmente. Cette sélection en source unique nous permet de nous affranchir des effets de voie d'entrée et ainsi de pouvoir étudier ce système sous un angle d'équilibre thermodynamique. Les caractéristiques des fragments produits sont compatibles avec celles données par un modèle statitique qui suppose l'équilibration du système. Toutefois il est nécessaire pour reproduire les caractéristiques des particules légères de tenir compte de l'évolution temporelle du processus de désexcitation en considérant qu'une partie d'entre elles peuvent être émises ou s'échapper au cours de la phase d'expansion avant la cassure de la source unique. Ces particules expliqueraient alors la partie haute énergie observée dans les spectres des protons, deutons, tritons et héliums 3. Enfin nous avons mis en évidence pour ce type de collisions d'ions lourds, menant à la formation de sources uniques, une transition de phase de la matière nucléaire équivalente à une transition liquide-gaz pour les fluides macroscopiques.

Dans cette thèse, on s'intéresse au contrôle du profil de facteur de sécurité dans un plasma tokamak. Cette variable physique est liée à plusieurs phénomènes dans le plasma, en particulier des instabilités magnétohydrodynamiques (MHD). Un profil de facteur de sécurité adéquat est particulièrement important pour avoir des modes d'opération avancés dans le tokamak, avec haut confinement et stabilité MHD. Pour cela faire, on se focalise sur la commande du gradient du profil de flux magnétique poloidal dans le tokamak. L'évolution de cette variable est donnée par une équation de diffusion avec des coefficients distribuées et temps-variants. En utilisant des techniques de type Lyapunov et les propriétés de stabilité entrée-état du système on propose une loi de commande robuste qui prend en compte des contraintes non-linéaires dans l'action imposées par la physique des actionneurs.

Dans cette thèse, on s'intéresse au contrôle du profil de facteur de sécurité dans un plasma tokamak. Cette variable physique est liée à plusieurs phénomènes dans le plasma, en particulier des instabilités magnétohydrodynamiques (MHD). Un profil de facteur de sécurité adéquat est particulièrement important pour avoir des modes d'opération avancés dans le tokamak, avec haut confinement et stabilité MHD. Pour cela faire, on se focalise sur la commande du gradient du profil de flux magnétique poloidal dans le tokamak. L'évolution de cette variable est donnée par une équation de diffusion avec des coefficients distribuées et temps-variants. En utilisant des techniques de type Lyapunov et les propriétés de stabilité entrée-état du système on propose une loi de commande robuste qui prend en compte des contraintes non-linéaires dans l'action imposées par la physique des actionneurs. / In this thesis, we are interested in the control of the safety factor profile or q-profile in a tokamak plasma. This physical quantity has been found to be related to several phenomena in the plasma, in particular magnetohydrodynamic (MHD) instabilities. Having an adequate safety factor profile is particularly important to achieve advanced tokamak operation, providing high confinement and MHD stability. To achieve this, we focus in controlling the gradient of the poloidal magnetic flux profile. The evolution of this variable is given by a diffusion equation with distributed time-varying coefficients. Based on Lyapunov techniques and the Input-to-State stability properties of the system we propose a robust control law that takes into account nonlinear constraints on the control action imposed by the physical actuators.

Thermonuclear fusion has potential to offer an economically, environmentally and socially acceptable supply of energy. A promising reactor design to execute thermonuclear fusion is the toroidal magnetic confinement device, tokamak. The tokamak still faces challenges in the major areas which can be categorised into confinement, heating and fusion technology. This thesis addresses the problem of confinement, in particular the role of transport along magnetic field lines perturbed by diverse MHD instabilities.<p><p>Unstable modes such as ideal ballooning-peeling, tearing etc. break closed magnetic surfaces and destroy the axisymmetry of the magnetic configuration in a tokamak, providing deviation of magnetic field lines from unperturbed magnetic surfaces. Radial gradients of plasma parameters have nonzero projections along such lines and drive parallel particle and heat flows which contribute to the radial transport. Such transport can significantly affect confinement as this takes place by the development of neoclassical tearing modes (NTMs) in the core and edge localised modes (ELMs) at the plasma periphery.<p><p>In this thesis, transport of heat through non-overlapped magnetic island chains is first investigated using the 'Optimal path' approach, which is based on the principal of minimum entropy production. This model shows how the effective heat conduction through islands increases with parallel heat conduction and with the perturbation level. A more standard analytical approach for the limit cases of "small" and "large" islands is also presented. Transport of heat through internally heated magnetic islands is next investigated by further development of the 'Optimal path' method. In addition the approach by R. Fitzpatrick, has been extended for this investigation. By application of these approaches to experimental observations made at TEXTOR tokamak, heat flux limit, limiting parallel heat conduction in low collisional plasmas, is elucidated.<p><p>Models to study transport of heat and particles due to ELMs have also been developed. Energy losses during ELMs have been estimated considering contribution from parallel conduction due to electrons and parallel convection of ions, with constant level of the magnetic field perturbation, steady profiles for density and temperature, and by accounting for the heat flux limit. The estimate shows good agreement with experimental observations. The model is developed further by accounting for the time evolution of the perturbation level due to ballooning mode, and of density and temperature profiles. / Doctorat en Sciences / info:eu-repo/semantics/nonPublished

Dans le cadre de l'Approche Elargie pour la Fusion conclue entre le Japon et l'Europe, le projet IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) a été lancé pour l'étude des futurs matériaux pour la fusion qui devront résister à d'intenses flux de neutrons. Un composant majeur en est son ensemble de deux accélérateurs à très haute puissance (2×5 MW) qui produit le flux de neutrons en bombardant une cible de Lithium avec un faisceau de Deutérium à une énergie de 40 MeV. Vues ces spécifications ambitieuses, une première phase appelée EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) prévoit l'étude et la réalisation d'un accélérateur prototype à l'échelle un jusqu'à 9 MeV au Japon. Le travail de cette thèse concerne le domaine de la Physique des Accélérateurs. Il consiste en des études de dynamique faisceau pour l'accélérateur prototype LIPAc, caractérisé par une intensité et une puissance jamais encore réalisées, exigeant de ce fait des qualités de faisceau exceptionnelles. Les caractéristiques de cet accélérateur, font qu'il requiert de nombreuses études et simulations pour toutes les étapes de sa mise en service. En parallèle, des études de fond sur les interactions coeur-halo et les effets de la charge d'espace dans les accélérateurs intenses, seront aussi menées. En particulier une nouvelle définition du halo d'un faisceau de particules, adaptée à l'étude de ces accélérateurs sera proposée et appliquée. / As part of the Broader Approach to Fusion concluded between Japan and Europe, the IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) project was launched for the study of future fusion materials resisting intense neutron fluxes. A major component of it is the couple of twin high power accelerators (2 × 5 MW) which will produce the neutron flux by bombarding a Lithium target with a deuterium beam at an energy of 40 MeV. Considering these ambitious specifications, a first phase called EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) is ongoing to provide the design and construction of an up to scale prototype accelerator to an energy of 9 MeV in Japan. The work of this thesis belongs to the field of Accelerators Physics. It consists of beam dynamics studies for the prototype accelerator LIPAc, characterized by unprecedented current and power, thereby requiring outstanding beam quality. The characteristics of this accelerator, makes many studies and simulations for all stages of its commissioning required. Concurrently, background studies on core-halo interactions and on the effects of space charge on high current beams will also be conducted. In particular a new definition of the halo of a particle beam, adapted to the study of these accelerators will be proposed and implemented.

L'appariement est une composante indispensable à la description des noyaux atomiques. Ses effets sur les propriétés statiques du noyau sont à présent bien connus. Dans ce mémoire, l'effet de l'appariement sur la dynamique nucléaire est étudié. Différentes théories qui incluent l'appariement sont comparées dans un cas modèle. La théorie TDHF+BCS qui apparaît comme un bon compromis entre la richesse de la physique qu'elle contient et son coût numérique est retenue pour les applications aux noyaux. L'introduction de l'appariement dans cette approximation pose de nouveaux problémes liés à (1) la brisure de la symétrie associée au nombre de particules, (2) la non-conservation de l'équation de continuité. Ces difficultés sont analysées en détail et des solutions pratiques sont proposées. Dans cette thèse, un programme TDHF+BCS en 3 dimensions permettant de simuler la dynamique des noyaux a été d'eveloppé. L'application de cette théorie aux résonances géantes a montré que l'appariement n'affecte que les états excités de basse énergie. La composante collective de haute énergie n'étant modifiée que par les conditions initiales. Une étude complète des résonances géantes quadrupolaires a été réalisée pour plus de 700 noyaux sphériques ou déformés. Un bon accord est alors trouvé avec les données expérimentales pour l'énergie collective de la résonance. Cette théorie a ensuite été appliquée à l'étude des réactions de transfert de nucléons lors des collisions noyau-noyau. Une nouvelle méthode de détermination des probabilités de transfert est proposée. Il est montré que l'appariement augmente de manière significative les probabilités de transférer deux nucléons.

Le transport anormal de l’energie observé en régime turbulent joue un rôle majeur dans les propriétés de stabilite des plasmas de fusion par confinement magnétique, dans des machines comme ITER. En effet, la turbulence plasma est intimement corrélée au temps de confinement de l’energie, un point clé des recherches en fusion thermonucléaire.<p>Du point de vue théorique, la turbulence plasma est décrite par les équations gyrocinétiques, un ensemble d équations aux dérivées partielles non linéaires couplées. Par suite des très différentes échelles spatiales mises en jeu dans des conditions expérimentales réelles, une simulation numérique directe et complète (DNS) de la turbulence gyrocinétique est totalement hors de portée des plus puissants calculateurs actuels, de sorte que démontrer la faisabilité d’une alternative permettant de réduire l’effort numérique est primordiale. En particulier, les simulations de grandes échelles (”Large-Eddy Simulations” - LES) constituent un candidat pertinent pour permettre une telle r éduction. Les techniques LES ont initialement été développées pour les simulations de fluides turbulents à haut nombre de Reynolds. Dans ces simulations, les plus grandes échelles sont explicitement simulées numériquement, alors que l’influence des plus petites est prise en compte via un modèle implémenté dans le code.<p>Cette thèse présente les premiers développements de techniques LES dans le cadre des équations gyrocinétiques (GyroLES). La modélisation des plus petites échelles est basée sur des bilans d’énergie libre. En effet, l’energie libre joue un rôle important dans la théorie gyrocinétique car elle en est un invariant non lin éaire bien connu. Il est démontré que sa dynamique partage de nombreuses propriétés avec le transfert d’energie dans la turbulence fluide. En particulier, il est montré l’existence d’une cascade d énergie libre, fortement locale et dirigée des grandes échelles vers les petites, dans le plan perpendiculaire â celui du champ magnétique ambiant.<p>La technique GyroLES est aujourd’hui implantée dans le code GENE et a été testée avec succès pour les instabilités de gradient de température ionique (ITG), connues pour jouer un rôle crucial dans la micro-turbulence gyrocinétique. A l’aide des GyroLES, le spectre du flux de chaleur obtenu dans des simulations à très hautes résolutions est correctement reproduit, et ce avec un gain d’un facteur 20 en termes de coût numérique. Pour ces raisons, les simulations gyrocinétiques GyroLES sont potentiellement un excellent candidat pour réduire l’effort numérique des codes gyrocinétiques actuels. <p>/ Anomalous transport due to plasma micro-turbulence is known to play an important role in confinement properties of magnetically confined fusion plasma devices such as ITER. Indeed, plasma turbulence is strongly connected to the energy confinement time, a key issue in thermonuclear fusion research. Plasma turbulence is described by the gyrokinetic equations, a set of nonlinear partial differential equations. Due to the various scales characterizing the turbulent fluctuations in realistic experimental conditions, Direct Numerical Simulations (DNS) of gyrokinetic turbulence remain close to the computational limit of current supercomputers, so that any alternative is welcome to decrease the numerical effort. In particular, Large-Eddy Simulations (LES) are a good candidate for such a decrease. LES techniques have been devised for simulating turbulent fluids at high Reynolds number. In these simulations, the large scales are computed explicitly while the influence of the smallest scales is modeled.<p>In this thesis, we present for the first time the development of the LES for gyrokinetics (GyroLES). The modeling of the smallest scales is based on free energy diagnostics. Indeed, free energy plays an important role in gyrokinetic theory, since it is known to be a nonlinear invariant. It is shown that its dynamics share many properties with the energy transfer in fluid turbulence. In particular, one finds a (strongly) local, forward (from large to small scales) cascade of free energy in the plane perpendicular to the background magnetic field.<p>The GyroLES technique is implemented in the gyrokinetic code Gene and successfully tested for the ion temperature gradient instability (ITG), since ITG is suspected to play a crucial role in gyrokinetic micro-turbulence. Employing GyroLES, the heat flux spectra obtained from highly resolved direct numerical simulations are recovered. It is shown that the gain of GyroLES runs is 20 in terms of computational time. For this reason, Gyrokinetic Large Eddy Simulations can be considered a serious candidate to reduce the numerical cost of gyrokinetic simulations. / Doctorat en Sciences / info:eu-repo/semantics/nonPublished