La thèse décrit les mesures de températures ioniques (Ti) dans la Scrape-Off-Layer (SOL) – un paramètre important cependant rarement mesuré – à l'aide d'une sonde Analyseur à Retard de Champ (RFA) installée sur le Tokamak Tore Supra. La thèse s'organise en 4 chapitres. Dans le premier sont brièvement rappelés les enjeux de la fusion nucléaire, la géométrie des limiteurs et la physique la SOL, le principe des sondes de Langmuir, etc. Sont aussi adressés les différents diagnostics dédiés aux mesures de Ti dans la SOL, utilisés dans le passé. Le second chapitre est consacré au RFA. Le principe de l'analyseur, les détails techniques et opérationnels sur Tore Supra ainsi que les effets instrumentaux sur les mesures y sont abordés. Il est conclut que l'influence instrumentale sur les mesures RFA de Ti sont relativement faibles. Dans le troisième chapitre, les mesures systématiques de Ti (ainsi que d'autres paramètres) dans la SOL de Tore Supra sont présentées. Il est montré que le rapport Ti / Te > 1 (Te étant la température électronique) dans la SOL, mais aussi dans le plasma confiné ; et que ce rapport augmente avec le rayon plasma. Un autre résultat important est que Ti dans la SOL change significativement, suivant étroitement les paramètres centraux, alors que Te dans la SOL n'évolue presque pas. Dans le dernier chapitre est présenté le statut actuel de trois projets en cours visant à valider indépendamment la mesure de Ti dans la SOL de Tore Supra : le développement d'une tête de sonde à tunnel segmenté permettant une mesure des fluctuations de Ti dans la SOL ; la mesure de Ti au bord des plasmas du Tokamak Joint European Torus (JET) ; et la comparaison des mesures de RFA avec les mesures de spectroscopie d'échange de charge et recombinaison (CXRS) sur Tore Supra. / The thesis describes measurements of the scrape-off layer (SOL) ion temperature Ti – an important but yet rarely measured parameter – with a retarding field analyzer (RFA) probe in the limiter tokamak Tore Supra. The thesis is organized in four chapters. In the first chapter, some well known facts about nuclear fusion, limiter SOL, Langmuir probes, etc. are briefly recalled. Various diagnostics for SOL Ti measurements developed in the past are addressed as well. The second chapter is dedicated to the RFA. The principle of the RFA, technical details and operation of the Tore Supra RFA, and the influence of instrumental effects on RFA measurements are addressed. It is concluded that the influence of instrumental effects on RFA Ti measurements is relatively small. In the third chapter, the systematic measurements of Ti (as well as other parameters) in the Tore Supra SOL are presented. It is shown that Ti / Te >1 (with Te being the electron temperature) in the SOL but also in the confined plasma, and increases with radius. Also important result is that while SOL Ti changes significantly, following the core properties rather closely, SOL Te hardly changes at all. In the final chapter the present status of three ongoing projects aimed at the independent validation of SOL Ti measurements in Tore Supra is presented: the development of the segmented tunnel probe for fast SOL Ti measurements, the measurement of edge ion temperature in Joint European Torus (JET) tokamak, and the comparison of RFA with charge exchange recombination spectroscopy in Tore Supra.

Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissance. / A deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading.

La fusion nucléaire pourrait offrir une nouvelle source d'énergie stable, non émettrice de CO$_2$ et pérenne. Aujourd’hui, les tokamaks offrent les meilleures performances, en confinant un plasma à haute température au moyen d’un champ magnétique. Deux des enjeux technologiques majeurs pour l'exploitation des tokamaks sont l’extraction de puissance et le confinement du plasma sur des temps longs. Ces enjeux sont associés au transport de particules et de chaleur, déterminé par la turbulence, depuis le plasma centrale vers la zone de bord. Dans cette thèse, nous modélisons la turbulence dans le plasma de bord. Nous étudions en particulier la configuration divertor, dans laquelle le plasma central est isolé des parois au moyen d’un champ magnétique additionnel. Cette géométrie magnétique complexe est simulée avec le code de turbulence fluide TOKAM3X, né de la collaboration de l'IRFM au CEA et du laboratoire M2P2 de l'Université Aix-Marseille.Une comparaison avec des simulations en géométrie simplifiée montre une nature intermittente similaire de la turbulence. Néanmoins, l'amplitude des fluctuations, maximale au plan équatorial, est fortement réduite près du point X, où les lignes de champ deviennent purement toroïdales, en accord avec les données expérimentales récentes. Les simulations en configuration divertor montrent un confinement significativement plus élevé que en géométrie circulaire. Une inhibition partielle du transport radial de matière au niveau du point X contribue à cette amélioration. Ce mécanisme est potentiellement important pour comprendre la transition du mode de confinement faible au mode de confinement élevé, le mode opérationnel prévu pour ITER. / Nuclear fusion could offer a new source of stable, non-CO2 emitting energy. Today, tokamaks offer the best performance by confining a high temperature plasma by means of a magnetic field. Two of the major technological challenges for the operation of tokamaks are the power extraction and the confinement of plasma over long periods. These issues are associated with the transport of particles and heat, which is determined by turbulence, from the central plasma to the edge zone. In this thesis, we model turbulence in the edge plasma. We study in particular the divertor configuration, in which the central plasma is isolated from the walls by means of an additional magnetic field. This complex magnetic geometry is simulated with the fluid turbulence code TOKAM3X, developed in collaboration between the IRFM at CEA and the M2P2 laboratory of the University of Aix-Marseille.A comparison with simulations in simplified geometry shows a similar intermittent nature of turbulence. Nevertheless, the amplitude of the fluctuations, which has a maximum at the equatorial plane, is greatly reduced near the X-point, where the field lines become purely toroidal, in agreement with the recent experimental data. The simulations in divertor configuration show a significantly higher confinement than in circular geometry. A partial inhibition of the radial transport of particles at the X-point contributes to this improvement. This mechanism is potentially important for understanding the transition from low confinement mode to high confinement mode, the intended operational mode for ITER.

Le transport des particules et de la chaleur dans la zone de bord des tokamaks joue un rôle déterminant à la fois sur les performances du plasma confiné et sur l’extraction de la puissance et ainsi la durée de vie des composants face au plasma. C’est dans ce contexte que s’inscrit ce travail de thèse, qui porte sur le rôle joué par les écoulements transverses au champ magnétique dans l’équilibre entre dynamique parallèle et dynamique perpendiculaire qui régit la région périphérique d’un tokamak. Ces écoulements peuvent produire des asymétries poloïdales du dépôt de chaleur et de particules sur les composants face au plasma, et plus généralement des asymétries des diverses quantités dans le plasma. Les vitesses de dérive radiale sont d’origine électrique (liées à la présence d’un champ électrique radial résultant de l’équilibre des charges) ou liées aux effets de la géométrie toroïdale induisant une inhomogénéité du champ magnétique (vitesse de gradient-courbure). Pour progresser dans la compréhension de ces phénomènes, la modélisation numérique du transport et de la turbulence en géométrie complexe est indispensable. En complément, des outils de diagnostic synthétique permettant de modéliser les processus de mesure dans les plasmas numériques sont développés pour permettre une comparaison réaliste entre modèles et expériences. La modélisation des vitesses de dérive perpendiculaire a été introduite dans le code SOLEDGE2D décrivant le transport de la densité, quantité de mouvement et énergie d’un plasma de tokamak. Nous avons d’abord étudié l’impact d’un champ électrique prescrit sur les équilibres plasma, pour comprendre les mécanismes à l’origine des asymétries du plasma et étudier l’établissement d’écoulement parallèle et d’asymétrie du dépôt de chaleur sur les composants face au plasma. Nous avons ensuite implémenté un modèle auto-consistant de résolution du potentiel électrique dans les équations fluides de SOLEDGE2D afin de comprendre l’équilibre du champ électrique et d’étudier l’effet de la configuration magnétique du tokamak et de la vitesse de gradient-courbure sur ce dernier. Dans la deuxième partie de cette thèse, un diagnostic synthétique permettant de modéliser les mesures expérimentales de rétro-diffusion Doppler a été développé et testé en vue d’être appliqué aux simulations du code fluide 3D turbulent, TOKAM3X. Ce diagnostic permet de mesurer la vitesse perpendiculaire du plasma à partir du mouvement des fluctuations de densité. Il a été utilisé ici pour comparer les asymétries de vitesse observées expérimentalement aux asymétries mesurées dans les simulations numériques. / The transport of heat and particles in the edge of tokamaks plays a key role in both the performance of the confined plasma and the extraction of power and thus the lifetime of the plasma facing components. It’s in this context that this thesis is inscribed, which focuses on the role played by the transverse magnetic field flows in the balance between parallel and perpendicular dynamic that governs the edge region of a tokamak. These flows can produce poloidal asymmetries of heat and particles deposit on plasma facing components and generally asymmetries of various amounts in plasma. The radial drift velocities are due to the presence of a radial electric field resulting from charge balance (electric drift velocity) or related to effects of the toroidal geometry inducing a magnetic field inhomogeneity (curvature drift velocity). To advance the understanding of these phenomena, numerical modeling of transport and turbulence in complex geometries is essential. In addition, synthetic diagnostic tools for modeling the measurement process in numerical plasmas are developed to enable a realistic comparison between models and experiments. Modeling of perpendicular drift velocities was introduced into the SOLEDGE2D code describing the transport of the density, momentum and energy of a tokamak plasma. We first studied the impact of a prescribed electric field on plasma equilibrium to understand the mechanisms behind plasma asymmetries and study the establishment of parallel flows and asymmetry of the heat flux on plasma facing components. Then we implemented a self-consistent model solving the electric potential in SOLEDGE2D fluid equations to understand the equilibrium of the electric field and to study the effect of the magnetic configuration of the tokamak and the curvature drift velocity on it. In the second part of this thesis, a synthetic diagnosis modeling the experimental measurements of Doppler backscattering was developed and tested in order to be applied to simulations of 3D turbulent fluid code TOKAM3X. This diagnosis measures the perpendicular velocity of the plasma from the movement of the density fluctuations. It was used to compare the perpendicular velocity asymmetries observed experimentally to asymmetries measured in numericalsimulations.

Les conditions pour la fusion DT peuvent-être obtenues dans les tokamaks. Dans ces machines, l'interaction plasma-paroi et l'extraction de puissance sont gérées dans une cavité appelée divertor. Toutefois, les hautes puissances impliquées et les limitations des composants face au plasma (CFP) sont problématiques. Ce domaine fait l'objet de nombreuses recherches dans le contexte de ITER qui doit démontrer 500 MW de puissance fusion durant 400 s. Ces opérations nécessitent sur la réduction des flux de chaleur sur les CFP à un niveau gérable et repose sur le détachement du plasma dans le divertor qui implique la décroissance des flux de particules et de chaleur. Malheureusement, ce processus demeure difficile à modéliser. Le but the ce doctorat est d'utiliser la modélisation d'expériences de JET avec EDGE2D-EIRENE pour faire des progrès dans la compréhension du détachement. Les simulations reproduisent le détachement observé en environnement C comme Be/W. La distribution du rayonnement est reproduite par le code en C mais des écarts subsistent en Be/W. La comparaison entre différents processus de physique atomique montre que les collisions élastiques ion-molécule sont responsables du détachement. Ce processus permet le confinement des neutres dans le divertor ainsi que des pertes de moments significatives à basse température lorsque le plasma est recombinant. La comparaison entre EDGE2D-EIRENE et SOLPS4.3 montre des tendances similaires pour le détachement. Les deux codes suggèrent que tout processus capable d'améliorer le confinement des neutres dans le divertor devrait faciliter la modélisation du détachement. / The conditions required for fusion can be obtained in tokamaks. In most of these machines, the plasma wall-interaction and the exhaust of heating power are handled in a cavity called divertor. However, the high heat flux involved and the limitations of the materials of the plasma facing components (PFC) are problematic. Many researches are done this field in the context of ITER which should demonstrate 500 MW of DT fusion power during ~ 400 s. Such operations could bring the heat flux on the PFC too high to be handled. Its reduction to manageable levels relies on the divertor detachment involving the reduction of the particle and heat fluxes on the PFC. Unfortunately, this phenomenon is still difficult to model. The aim of this PhD is to use the modelling of JET experiments with EDGE2D-EIRENE to make some progress in the understanding of the detachment. The simulations reproduce the observed detachment in C and Be/W environments. The distribution of the radiation is well reproduced by the code for C but with some discrepancies in Be/W. The comparison between different sets of atomic physics processes shows that ion-molecule elastic collisions are responsible for the detachment seen in EDGE2D-EIRENE. This process provides good neutral confinement in the divertor and significant momentum losses at low temperature, when the plasma is recombining. Comparison between EDGE2D-EIRENE and SOLPS4.3 shows similar detachment trends but the importance of the ion-molecule elastic collisions is reduced in SOLPS4.3. Both codes suggest that any process capable of improving the neutral confinement in the divertor should help to improve the modelling of the detachment.

Il est maintenant accepté expérimentalement que les filaments de plasma alignés sur le champ magnétique, appelés “blobs”, jouent un rôle important dans le transport dans le plasma de bord. Dans cette thèse, les phénomènes fondamentaux du transport dans le plasma de bord sont étudiés en mettant l'accent sur le phénomène de filaments plasma. Dans un premier temps, les mécanismes de propagation de blobs uniques sont envisagés. Puis la génération de blobs par la turbulence de bord est étudiée, et le transport turbulent est discuté entant que phénomène collectif. Des particularités du transport turbulent, incluant les blobs auto-organisés, sont reliées à un transport de type Bohm (c'est à dire des perturbations avec des corrélations radiales longues, et un coefficient de transport effectif quisuit la dépendance Bohm). De plus, en prolongement de ce travail, un effort initial vers une transposition du transport non-local au plasmade bord est décrite. / Recently, it has been accepted that magnetic field aligned plasma filaments, referred to as "blobs" play important roles in the transport of Scrape-off Layer (SoL) plasmas. In this thesis, putting an emphasis on the plasma blob phenomenon, we study fundamental processes of SoL transport using numerical simulation. At first, weinvestigate the propagation mechanisms of single and isolated blobs.Next, we study the generation of blobs from edge turbulence, and discuss the SoL turbulent transport as a collective phenomenon. Features of turbulent transport, which includes the self-organized blobs in SoL, are identified as Bohm-like transport (i.e., the perturbation with long radial correlations and the effective transport coefficient that follows the dependence of Bohm-like transport). Additionally, as an advancement of study, we describe an initial effort to extend the view of non local transport to edge plasmas.