Les recherches sur la fusion thermonucléaire par confinement magnétique visent à l'obtention de plasmas chauffés majoritairement par les réactions de fusion entre les ions Deuterium et Tritium. Cette thèse se place dans la problématique générale de l'étude du transport turbulent, qui limite les performances d'un tokamak. Le champ électrique radial (dirigé vers l'intérieur ou l'extérieur du plasma, de géométrie torique) peut être à l'origine de barrières de transport lorsque son cisaillement devient suffisamment important pour causer une décorrélation des structures tourbillonnaires. Lors de ce travail de thèse, nous nous sommes intéressés aux mécanismes à l'origine de la génération spontanée du champ électrique radial à l'intérieur de la dernière surface magnétique fermée. Sur le tokamak Tore Supra, un diagnostic de réflectométrie Doppler permet une mesure quasi-directe de la vitesse de dérive électrique associée au champ électrique radial. L'influence du ripple, ondulation de l'intensité du champ magnétique dans la direction toroïdale dûe au nombre fini de bobines, est examinée par la comparaison des mesures avec les prédictions de plusieurs modèles, associés à différents régimes de diffusion (ripple-plateau, piégeage local). Nous étudions ensuite plus en détail un cas expérimental où le champ électrique radial, usuellement négatif à l'intérieur du plasma, devient localement positif, ce qui suggère la présence de mécanismes alternatifs non-ambipolaires. Le rôle possible de l'activité MHD et des ilots magnétiques est discuté à partir des mesures effectuées.

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.