Un plasma est défini comme un gaz partiellement ou totalement ionisé. Bien que très présent dans l'univers visible, les plasmas naturels sont rares sur Terre. Cependant, ils représentent un intérêt majeur pour les industries et les instituts de recherche (traitement de surface, propulsion spatiale). Toutefois, la compréhension du comportement d'un plasma est complexe et fait appel à de nombreux domaines de la physique. De plus, ces plasmas peuvent être magnétisé i.e. lorsqu'un champ magnétique extérieur ou induit influence significativement la trajectoire des particules : r/L<1 où r est le rayon de Larmor et L la longueur caractéristique du système. Ce travail de thèse s'intéresse à la modélisation du comportement du plasma présent dans deux dispositifs : l'accélérateur de l'Injecteur de Neutres (IdN) rapides d'ITER et le magnétron en régime DC ou HiPIMS. La réalisation de la fusion nucléaire sur Terre fait actuellement l'objet de nombreuses recherche dans le monde. Du fait de l'énergie nécessaire au franchissement de la barrière de répulsion coulombienne, le plasma doit être confiné. Dans le cas d'ITER, le confinement est réalisé par de puissant champ magnétique. Cependant, pour atteindre les conditions nécessaires aux réactions de fusion, notamment en température, un injecteur de particules neutres à haute énergie (1MeV) est nécessaire. L'accélération de ces particules est une phase critique dans la création du faisceau de neutres et elle représente un défi technologique qui fait l'objet d'une étude dans ce travail de thèse. Le magnétron est un procédé industriel permettant la réalisation de couches minces par pulvérisation cathodique. Les ions créés par un plasma de décharge arrachent les atomes de la cathode qui se déposent sur l'anode. Le champ magnétique créé par des aimants permanents piège les électrons à proximité de la cathode augmentant l'efficacité du dispositif. Le comportement du plasma magnétron est ainsi étudié en régime continu ou pulsé ainsi que l'apparition de structures auto-organisées en rotation autour de l'axe du magnétron dans certaines conditions. Afin d'étudier ces dispositifs, plusieurs programmes de simulation numérique ont été développés. La méthode Paticle-In-Cell a été choisie car elle permet de prendre en compte la charge d'espace des particules de manière auto-cohérente. Diverses techniques (technique de collision nulle, Monte Carlo Collision, a posteriori Monte Carlo) et améliorations (maillage non uniforme, projections de charges au troisième ordre) ont été développées et implémentées. De plus, une méthode originale, Pseudo 3D, permettant un traitement à trois dimension du magnétron a été utilisées avec succès. Enfin, ces programmes ont été parallélisés afin de réduire le temps de calcul. / A plasma is defined as a partially or completely ionized gas. Even though, they are very present in the visible universe, natural plasmas are rare on Earth. However, they are a major interest for industries and research institutes (surface treatment, spatial propulsion). Nevertheless, the understanding of plasma behavior is complicated because of the numerous physical fields involved. Moreover, theses plasmas can be magnetized, i.e., a magnetic field, external or induced, affects significantly the particle trajectories: r/L<1 where r is the Larmor radius and L the typical length of the system. This thesis is focused on the plasma modeling in two device: the accelerator of the ITER's neutral beam injector (NBI) and the magnetron in DC or HiPIMS regime. The feasibility of nuclear fusion on Earth is subject of numerous research around the world. Because of the energy necessary to get over the Coulomb barrier, the plasma must be confined. For ITER, the confinement is achieved by intense magnetic fields. However, to reach the required conditions of nuclear fusion reactions, especially in temperature, a high energy (1MeV) neutral beam injector is needed. The particle acceleration is a critical part in the creation of the neutral beam and it represents a technical challenge which is studied in this thesis work. The magnetron is an industrial process for creating thin film by physical sputtering. The ions created by a plasma discharge tear the atoms out of the cathode which are then deposited on the anode. The magnetic field created by permanent magnets trap the electrons near the cathode improving the process efficiency. The plasma behavior inside the magnetron is studied in direct and pulsed current as well as the appearance of self-organized structures in rotation around the magnetron axis. To study these devices, several program of numerical simulation have been developed. The Particle-In-Cell methode has been chosen because it takes into account, self-consistently, the space charge of the particules. Several techniques (null collision technique, Monte Carlo Collision, a posteriori Monte Carlo) and improvement (Non uniform mesh, third order charge projection) have been developed and implemented. Moreover, an original method, Pseudo 3D, allowing a three dimensional study of the magnetron, has been used with success. Finally, these programs have been parallelized to reduce the computation time.

Dans les tokamaks, Sous l'application champ de électrique, les électrons sont accélérés et en même temps, ils subissent une force de friction due aux collisions avec les autres particules du plasma. Cependant, une fraction de la population totale d'électrons peuvent surmonter la force de friction et atteindre une vitesse proche de la vitesse lumière. Ces électrons relativistes sont découplés du plasma et sont appelés électrons runaway (ER). Ils peuvent apparaître lors des différentes phases d'une décharge de plasma. Par exemple, dans la phase de démarrage ou alors pendant les disruptions, au cours desquelles une fraction importante du courant plasma peut être convertie en ER ayant une énergie pouvant atteindre quelques dizaines de MeV. Les ER créés pendant la phase de perturbation peuvent causer des dommages aux premiers composants murs si un dépôt localisé de forte puissance se produit. ITER étant un tokamak de grande taille et un projet coûteux, la génération d'ER n'est pas souhaitable. La viabilité de la machine nécessite que les ER soient détectés en temps réel. La thèse fournit une étude détaillée dans cette direction pour le développement des deux principaux diagnostics sur ITER impliqués dans les mesures de paramètres pour les ER, à savoir, le moniteur de rayons X durs qui détecte le rayonnement de bremsstrahlung et les caméras visibles et infrarouges qui détectent le rayonnement synchrotron. Une solution de conception unique a été proposée pour le moniteur HXRM et est développée ici et optimisée. Pour les caméras, une modélisation des signaux est effectuée pour la première fois. Pour ce faire, un code de calcul a été développé et validé sur différents tokamaks. / In tokamaks, under the application of the electric field, a small fraction of the total electrons population can overcome collisional drag force and attain high velocity close to the speed of light. These relativistic electrons are called Runaway-Electrons (REs). The REs can occur during different phases of a plasma discharge. REs created during the disruptions phase can form a high energetic RE-beam that poses a risk to damage the first wall components if localized high power deposition takes place. ITER being a large size tokamak and an expensive project, generation of REs is not desirable during any phases of a plasma discharge. Detection of these REs and measurements of its parameters are important for the tokamak operation. Hence, RE diagnostics have to be in place to aid the commissioning of the disruption mitigation system and also for the post-event analysis to improve the reliability of RE avoidance. The present thesis gives a detailed study in this direction for the development of the two principal ITER Diagnostics involved in RE parameter measurements, namely the Hard X-Ray Monitor (HXRM) that detects bremsstrahlung radiation and the Visible and Infrared Cameras that detect synchrotron radiation. A unique design solution has been given for the HXRM and is developed, R&D tests were performed and optimized in line with this understanding. For the cameras, it is predicted for the first time which images and signal intensity can be expected. To achieve this, a simple but comprehensive code has been developed and validated on tokamaks that can predict RE parameters and corresponding diagnostic signals which may have further uses also in the context of RE avoidance.

The radioactivity induced by neutrons in the materials of future fusion devices represents a central topic of safety- and environmental-related investigations. For the design and operation of future fusion devices, like the International Experimental Thermonuclear Reactor ITER or power plants like DEMO, the activation performance of the materials during operation and after shut-down has to be simulated. The European Activation System (EASY), consisting of the inventory code FISPACT and the activation library EAF, is the world wide reference system for these calculations. The activation of the fusion reactor materials, as well as the EASY system have to be tested experimentally. In the present work several samples of materials from the European fusion technology program were irradiated in neutron fields of DT neutron generators at TU Dresden and at Sergiev Posad near Moscow. The radioactivity following irradiation was determined several times during decay by ?×-spectroscopy. The results are analysed with EASY and ratios of the calculated-to-experimental activation (C/E) are determined, to find limits for the experimental validation of EASY. For the future improvement of EASY integral cross sections are obtained from these C/E and discussed in connection with the EAF data, energy differential measurements from the EXFOR System of the International Atomic Energy Agency (IAEA), other energy integral measurements and evaluated data from libraries in the JANIS system of the Nuclear Energy Agency (NEA). The investigated materials of the present work are Tungsten, Yttrium, CuCrZr and Lead. Tungsten is the preferred material for the divertor plates of fusion devices an a constituent of reduced activation structural materials. Yttrium is used in the ODS steels, which are candidate materials for the first wall and blanket structure of. The characteristic feature of ODS steels is to introduce Y2O3 oxide particles into structural materials like EUROFER to improve the high-temperature strength and to maintain superior radiation resistance. CuCrZr alloys are used as a heat sink in the first wall of the blanket and in the divertor. The CuCrZr alloys contain impurities in consequence of the production technology, which can have an influence on the activation performance and thus have to be known accurately. In this work the neutron activation analysis has proved to be an appropriate instrument to measure the amount of some special impurities. Lead acts as a neutron multiplier and coolant in breeding blanket concepts such as the European Test Blanket Modules (TBM) with liquid Pb-17Li. Due to some large discrepancies between the measured activities and those calculated with EASY for tungsten, these cross sections are analysed with recent models of the nuclear reaction mechanisms. The sensitivity of the obtained cross sections with respect to different reaction models and parameters is investigated and limits for new evaluations are obtained with respect to the experimental results. / Die von Neutronen induzierten Aktivitäten in den Materialien zukünftiger Fusionsreaktoren stellen einen zentralen Punkt in der Forschung zur Sicherheit und Umweltverträglichkeit der gesteuerten Kernfusion dar. Für die Konstruktion und den Betrieb von Fusionsreaktoren, wie den Internationalen Thermonuklearen Experimental-Reaktor ITER oder Demonstrationskraftwerke wie DEMO, werden Simulationsrechnungen zum Aktivierungsverhalten der Materialien während des Betriebs und nach Abschalten des Reaktor durchgeführt. Das European Activation System EASY, bestehend aus dem Inventarcode FISPACT und der Datenbibliothek EAF, ist dabei weltweit das Referenzinstrument für derartige Rechnungen. Sowohl das Programmpaket als auch das Aktivierungsverhalten der im Fusionsreaktor verwendeten Materialien müssen experimentell getestet werden. Im Rahmen dieser Arbeit wurden zu diesem Zweck Proben von Materialien aus dem europäischen Fusionstechnologieprogramm in Neutronenfeldern der DT-Neutronengeneratoren der TU Dresden, bzw. an SNEG-13 im russischen Sergiev Posad bestrahlt. Die entstehende Radioaktivität wurde im Anschluss an die Bestrahlung zu verschiedenen Abklingzeiten mittels Gammaspektroskopie bestimmt. Die gemessenen Aktivitäten individueller Nuklide werden mit EASY analysiert und die Verhältnisse von gemessener Aktivität zu berechneter (C/E) werden für die einzelnen Aktivitäten bestimmt. Damit werden die Grenzen für die experimentelle Bestätigung der EASY-Berechungen ermittelt. Zur zukünftigen Verbesserung von EASY werden aus den C/E experimentelle Eingruppenwirkungsquerschnitte ermittelt, die im Kontext der EAF-Daten, energiedifferentieller Messungen aus dem EXFOR System der International Atomic Energy Agency (IAEA), vorangegangener energieintegraler Experimente und eingeschätzter Bibliotheksdaten aus dem JANIS System der Nuclear Energy Agency (NEA) diskutiert werden. Bei den untersuchten Materialien handelt es sich um Wolfram, Yttrium, CuCrZr und Blei. Wolfram ist ein bevorzugtes Material für den Divertor des Fusionsreaktors und zudem Bestandteil gering aktivierbarer Strukturmaterialien. Yttrium wird als Zusatz in den so genannten ODS Stählen verwendet, die in der ersten Wand und im Blanket eingesetzt werden. Diese entstehen aus Strukturmaterialien wie dem europäischen EUROFER, die bereits früher auf ihr Aktivierungsverhalten untersucht wurden, durch Hinzufügen von Y2O3-Partikeln, wodurch sie bei höheren Temperaturen und Neutronenflüssen einsetzbar werden. CuCrZr wird als Wärmeleiter in der ersten Wand des Blankets und im Divertor eingesetzt. Als Legierung ist CuCrZr mit technologisch bedingten Verunreinigungen versetzt, die sich auf das Aktivierungsverhalten auswirken können und deshalb genau bekannt sein müssen. Die Neutronenaktivierung hat sich dabei im Rahmen dieser Arbeit ebenfalls als geeignetes Mittel erwiesen. Blei agiert als Neutronenmultiplikator und Kühlmittel in Brutblanketkonzepten wie dem europäischen Test Blanket Module (TBM) das flüssiges Pb-17Li verwendet. Infolge der deutlichen Diskrepanzen zwischen der experimentellen und der mit EASY berechneten Aktivitäten bei Wolfram wird eine Analyse der Wirkungsquerschnitte mit Hilfe aktueller Modelle zum Mechanismus von Kernreaktionen vorgenommen. Dabei wird die Sensitivität der ermittelten Wirkungsquerschnitte auf verschiedene Reaktionsmodelle und Parameter getestet und ein Rahmen für Neueinschätzungen der Daten unter Berücksichtigung experimenteller Ergebnisse ermittelt.

The radioactivity induced by neutrons in the materials of future fusion devices represents a central topic of safety- and environmental-related investigations. For the design and operation of future fusion devices, like the International Experimental Thermonuclear Reactor ITER or power plants like DEMO, the activation performance of the materials during operation and after shut-down has to be simulated. The European Activation System (EASY), consisting of the inventory code FISPACT and the activation library EAF, is the world wide reference system for these calculations. The activation of the fusion reactor materials, as well as the EASY system have to be tested experimentally. In the present work several samples of materials from the European fusion technology program were irradiated in neutron fields of DT neutron generators at TU Dresden and at Sergiev Posad near Moscow. The radioactivity following irradiation was determined several times during decay by ?×-spectroscopy. The results are analysed with EASY and ratios of the calculated-to-experimental activation (C/E) are determined, to find limits for the experimental validation of EASY. For the future improvement of EASY integral cross sections are obtained from these C/E and discussed in connection with the EAF data, energy differential measurements from the EXFOR System of the International Atomic Energy Agency (IAEA), other energy integral measurements and evaluated data from libraries in the JANIS system of the Nuclear Energy Agency (NEA). The investigated materials of the present work are Tungsten, Yttrium, CuCrZr and Lead. Tungsten is the preferred material for the divertor plates of fusion devices an a constituent of reduced activation structural materials. Yttrium is used in the ODS steels, which are candidate materials for the first wall and blanket structure of. The characteristic feature of ODS steels is to introduce Y2O3 oxide particles into structural materials like EUROFER to improve the high-temperature strength and to maintain superior radiation resistance. CuCrZr alloys are used as a heat sink in the first wall of the blanket and in the divertor. The CuCrZr alloys contain impurities in consequence of the production technology, which can have an influence on the activation performance and thus have to be known accurately. In this work the neutron activation analysis has proved to be an appropriate instrument to measure the amount of some special impurities. Lead acts as a neutron multiplier and coolant in breeding blanket concepts such as the European Test Blanket Modules (TBM) with liquid Pb-17Li. Due to some large discrepancies between the measured activities and those calculated with EASY for tungsten, these cross sections are analysed with recent models of the nuclear reaction mechanisms. The sensitivity of the obtained cross sections with respect to different reaction models and parameters is investigated and limits for new evaluations are obtained with respect to the experimental results. / Die von Neutronen induzierten Aktivitäten in den Materialien zukünftiger Fusionsreaktoren stellen einen zentralen Punkt in der Forschung zur Sicherheit und Umweltverträglichkeit der gesteuerten Kernfusion dar. Für die Konstruktion und den Betrieb von Fusionsreaktoren, wie den Internationalen Thermonuklearen Experimental-Reaktor ITER oder Demonstrationskraftwerke wie DEMO, werden Simulationsrechnungen zum Aktivierungsverhalten der Materialien während des Betriebs und nach Abschalten des Reaktor durchgeführt. Das European Activation System EASY, bestehend aus dem Inventarcode FISPACT und der Datenbibliothek EAF, ist dabei weltweit das Referenzinstrument für derartige Rechnungen. Sowohl das Programmpaket als auch das Aktivierungsverhalten der im Fusionsreaktor verwendeten Materialien müssen experimentell getestet werden. Im Rahmen dieser Arbeit wurden zu diesem Zweck Proben von Materialien aus dem europäischen Fusionstechnologieprogramm in Neutronenfeldern der DT-Neutronengeneratoren der TU Dresden, bzw. an SNEG-13 im russischen Sergiev Posad bestrahlt. Die entstehende Radioaktivität wurde im Anschluss an die Bestrahlung zu verschiedenen Abklingzeiten mittels Gammaspektroskopie bestimmt. Die gemessenen Aktivitäten individueller Nuklide werden mit EASY analysiert und die Verhältnisse von gemessener Aktivität zu berechneter (C/E) werden für die einzelnen Aktivitäten bestimmt. Damit werden die Grenzen für die experimentelle Bestätigung der EASY-Berechungen ermittelt. Zur zukünftigen Verbesserung von EASY werden aus den C/E experimentelle Eingruppenwirkungsquerschnitte ermittelt, die im Kontext der EAF-Daten, energiedifferentieller Messungen aus dem EXFOR System der International Atomic Energy Agency (IAEA), vorangegangener energieintegraler Experimente und eingeschätzter Bibliotheksdaten aus dem JANIS System der Nuclear Energy Agency (NEA) diskutiert werden. Bei den untersuchten Materialien handelt es sich um Wolfram, Yttrium, CuCrZr und Blei. Wolfram ist ein bevorzugtes Material für den Divertor des Fusionsreaktors und zudem Bestandteil gering aktivierbarer Strukturmaterialien. Yttrium wird als Zusatz in den so genannten ODS Stählen verwendet, die in der ersten Wand und im Blanket eingesetzt werden. Diese entstehen aus Strukturmaterialien wie dem europäischen EUROFER, die bereits früher auf ihr Aktivierungsverhalten untersucht wurden, durch Hinzufügen von Y2O3-Partikeln, wodurch sie bei höheren Temperaturen und Neutronenflüssen einsetzbar werden. CuCrZr wird als Wärmeleiter in der ersten Wand des Blankets und im Divertor eingesetzt. Als Legierung ist CuCrZr mit technologisch bedingten Verunreinigungen versetzt, die sich auf das Aktivierungsverhalten auswirken können und deshalb genau bekannt sein müssen. Die Neutronenaktivierung hat sich dabei im Rahmen dieser Arbeit ebenfalls als geeignetes Mittel erwiesen. Blei agiert als Neutronenmultiplikator und Kühlmittel in Brutblanketkonzepten wie dem europäischen Test Blanket Module (TBM) das flüssiges Pb-17Li verwendet. Infolge der deutlichen Diskrepanzen zwischen der experimentellen und der mit EASY berechneten Aktivitäten bei Wolfram wird eine Analyse der Wirkungsquerschnitte mit Hilfe aktueller Modelle zum Mechanismus von Kernreaktionen vorgenommen. Dabei wird die Sensitivität der ermittelten Wirkungsquerschnitte auf verschiedene Reaktionsmodelle und Parameter getestet und ein Rahmen für Neueinschätzungen der Daten unter Berücksichtigung experimenteller Ergebnisse ermittelt.

<p>When the heavy hydrogen isotopes deuterium (D) and tritium (T) undergo nuclear fusion large amounts of energy are released. At the Joint European Torus (JET) research is performed on how to harvest this energy. Two of the most important fusion reactions, d+d→³He+n (E_n = 2.5 MeV) and d+t→⁴He+n (E_n = 14 MeV), produce neutrons. This thesis investigates how measurements of these neutrons can provide information on the fusion performance.</p><p>The Magnetic Proton Recoil (MPR) neutron spectrometer has operated at JET since 1996. The spectrometer was designed to provide measurements on the 14 MeV neutron emission in DT operation, thereby conveying information on the state of the fuel ions. However, a majority of today’s fusion experiments are performed with pure D fuel. Under such conditions, the measurements with the MPR were severely hampered due to interfering background. This prompted an upgrade of the instrument. The upgrade, described in this thesis, included a new focal plane detector, a phoswich scintillator array, and new data acquisition electronics, based on transient recorder cards. This combination allows for pulse shape discrimination techniques to be applied and a signal to background of 5/1 has been achieved in measurements of the 2.5-MeV neutrons in D experiments. The upgrade also includes a new control and monitoring system, which enables the monitoring and correction of gain variations in the spectrometer’s photo multiplier tubes. Such corrections are vital for obtaining good data quality.</p><p>In addition, this thesis describes a new method for determining the total neutron yield and hence the fusion power by using a MPR spectrometer in combination with a neutron emission profile monitor. The system has been operated at JET both during DT and D experiments. It is found that the systematic uncertainties are considerably lower (≈6 %) than for traditional systems. For a dedicated system designed for the next generation fusion experiments, i.e, ITER, uncertainties of 4 % could be attained.</p><p>Neutron spectroscopy can also be an important tool for determining the neutron emission from residual tritium in D plasmas. This information is combined with other measurements at JET in order to determine the confinement of the 1 MeV tritons from the d+d→t+p reactions.</p>

Les interactions plasma-paroi représentent l'un des principaux problèmes à résoudre pour avancer dans la recherche sur la fusion contrôlée. Ce travail de thèse a pour objectif de développer une source d'hydrogène atomique à basse pression (< Torr) dans un réacteur à configuration hélicon en mélange H2/Ar pour étudier la gravure chimique du graphite et de composites à fibres de carbone utilisés dans le tokamak Tore Supra. Selon les conditions expérimentales, le réacteur peut générer les modes de couplages capacitif, inductif, Trivelpiece-Gould et hélicon à bas champ. Leur caractérisation a montré que le mode inductif est, dans ce cas, celui présentant le plus grand intérêt pour la source d'hydrogène atomique. Les études en mode inductif ont révélé un phénomène de décroissance de la densité relative de deux niveaux métastables de l'ion Ar+ et d'un niveau métastable de l'argon neutre lors de l'augmentation du champ magnétique de confinement. Un modèle simple a confirmé que ces niveaux métastables sont détruits par collisions électroniques vers des niveaux de plus grande énergie. La gravure du graphite par la source d'hydrogène atomique est relativement efficace (jusqu'à 3 µm/h) à 10 mTorr et diminue avec la pression. Une analyse qualitative de la cinétique de l'hydrogène atomique a permis de conclure que cette baisse de la vitesse de gravure est due au flux d'hydrogène atomique arrivant sur l'échantillon qui décroît lorsque la pression augmente. Les premières observations de la surface après gravure ont mis en évidence la présence de structures carbonées (agglomérats de nanoparticules et dépôts). Ces structures ressemblent à celles observées dans différents tokamaks / Plasma-wall interactions are one of the main issues in fusion research and must be thoroughly studied to progress in this topic. The objective of this work is to develop an atomic hydrogen source at low pressure (< Torr) in a helicon configuration reactor working in H2/Ar gas mixture. This source is then used to study the chemical etching of graphite and carbon fiber composites composing the limiter of the Tore Supra tokamak. Depending on the experimental conditions, the RF power coupling of the reactor can be in capacitive, inductive, Trivelpiece-Gould or low field helicon mode. The characterization of these modes determined that in this case the inductive one presents the greatest interest for the atomic hydrogen source. Further studies in inductive mode showed that increasing the confinement magnetic field leads to a decrease of measured relative densities of two metastable levels of argon ion and one metastable state of neutral argon. A simple model simulating neutral metastable state behavior confirmed that these levels are destroyed by electronic collisions towards upper levels. The chemical etching of graphite exposed to the atomic hydrogen source is relatively efficient (up to 3 µm/h) at 10 mTorr and drops with the pressure. A qualitative analysis of atomic hydrogen kinetics concluded that this behavior is due to the decrease of atomic hydrogen flux on the sample with increasing pressure. Finally, first observations of the etched surface underlined different structures (nanoparticles clusters and deposits). These can be compared to the ones observed in different tokamaks

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.

Neutron are emitted from a deuterium plasma with energies around 2.5 MeV. The neutron spectrum is intimately related to the ion velocity distribution of the plasma. As a consequence, the analysis of neutron energy spectra can give information of the plasma rotation, the ion temperature, heating efficiency and fusion power. The upgraded magnetic proton recoil spectrometer (MPRu), based on the thin-foil technique, is installed at the tokamak JET. The upgrade of the spectrometer was done to allow for measurements of deuterium plasmas. This thesis describes the hardware, the data reduction scheme and the kind of fusion plasma parameters that can be estimated from the data of the MPRu. The MPRu data from 3rd harmonic ion cyclotron resonance and beam heating are studied. Other neutron spectrometer techniques are reviewed as well, in particular in the aspect of suitability for neutron emission spectrometry at ITER. Each spectrometer technique is evaluated using synthetic data which is obtained from standard scenarios of ITER. From this evaluation, we conclude that the thin-foil technique is the best technique to measure, e.g., the ion temperature in terms of time resolution.

When the heavy hydrogen isotopes deuterium (D) and tritium (T) undergo nuclear fusion large amounts of energy are released. At the Joint European Torus (JET) research is performed on how to harvest this energy. Two of the most important fusion reactions, d+d→3He+n (En = 2.5 MeV) and d+t→4He+n (En = 14 MeV), produce neutrons. This thesis investigates how measurements of these neutrons can provide information on the fusion performance. The Magnetic Proton Recoil (MPR) neutron spectrometer has operated at JET since 1996. The spectrometer was designed to provide measurements on the 14 MeV neutron emission in DT operation, thereby conveying information on the state of the fuel ions. However, a majority of today’s fusion experiments are performed with pure D fuel. Under such conditions, the measurements with the MPR were severely hampered due to interfering background. This prompted an upgrade of the instrument. The upgrade, described in this thesis, included a new focal plane detector, a phoswich scintillator array, and new data acquisition electronics, based on transient recorder cards. This combination allows for pulse shape discrimination techniques to be applied and a signal to background of 5/1 has been achieved in measurements of the 2.5-MeV neutrons in D experiments. The upgrade also includes a new control and monitoring system, which enables the monitoring and correction of gain variations in the spectrometer’s photo multiplier tubes. Such corrections are vital for obtaining good data quality. In addition, this thesis describes a new method for determining the total neutron yield and hence the fusion power by using a MPR spectrometer in combination with a neutron emission profile monitor. The system has been operated at JET both during DT and D experiments. It is found that the systematic uncertainties are considerably lower (≈6 %) than for traditional systems. For a dedicated system designed for the next generation fusion experiments, i.e, ITER, uncertainties of 4 % could be attained. Neutron spectroscopy can also be an important tool for determining the neutron emission from residual tritium in D plasmas. This information is combined with other measurements at JET in order to determine the confinement of the 1 MeV tritons from the d+d→t+p reactions.

Fast magnetosonic waves in the ion cyclotron range of frequencies have the potential to heat plasma and drive current in a thermonuclear fusion reactor. A code, SELFO-light, has been developed to study the physics of ion cyclotron resonantheating and current drive in thermonuclear fusion reactors. It uses a global full wave solver LION and a new 1D Fokker-Planck solver for the self-consistent calculations of the wave field and the distribution function of ions.In present day tokamak experiments like DIII-D and JET, fast wave damping by ions at higher harmonic cyclotron frequencies is weak compared to future thermonuclear tokamak reactors like DEMO. The strong damping by deuterium, tritium and thermonuclear alpha-particles and the large Doppler width of fast alpha-particles in DEMO makes it difficult to drive the current when harmonic resonance layers of these ionspecies are located at low field side of the magnetic axis. At higher harmonic frequencies the possibility of fast wave current drive diminishes due to the overlapping of alpha-particle harmonic resonance layers. Narrow frequency bands suitable for the fast wave current drive in DEMO have been identified at lower harmonics of the alpha-particles. For these frequencies the effect of formation of high-energy tails in the distribution function of majority and minority ion species on the current drive have been studied. Some of these frequencies are found to provide efficient ion heating in the start up phase of DEMO. The spectrum where efficient current drive can be obtained is restricted due to weak electron damping at lower toroidal mode numbers and strong trapped electron damping at higher toroidal mode numbers. The width of toroidal mode spectra for which efficient current drive can be obtained have been identified, which has important implications for the antenna design. / <p>QC 20130327</p>