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.

This master´s thesis deals with bevel plasma cutting and the possibility of its use in a smaller company. It describes priciple of this technology, analyzes typical area of application and solves the production proces of a specific component. The new procedure is then compared with the earlier production of this component and then a comparison of production times and economical aspects is made.

(Hamiltonian chaos and its application to anomalous dynamics in turbulent environment) RMP-induced ELM control has been tested on several tokamaks. It is believed that increase of electron transport across the magnetic field plays an important role. Edge plasma turbulence also affects dynamics in the edge region of tokamak. We study the simultaneous effect of plasma turbulence and RMP-induced stochastic magnetic field within the single-particle framework. We find out that the plasma turbulence is an important element of dynamics that should be taken into account in further (especially single-particle) studies.

京都大学 / 新制・課程博士 / 博士(工学) / 甲第23883号 / 工博第4970号 / 新制||工||1776(附属図書館) / 京都大学大学院工学研究科機械理工学専攻 / (主査)教授 蓮尾 昌裕, 教授 鈴木 基史, 教授 江利口 浩二 / 学位規則第4条第1項該当 / Doctor of Philosophy (Engineering) / Kyoto University / DFAM

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.

The study of dust dynamics in tokamaks has been carried out by means of the DDFTU numericalcode solving the coupled equations of motion, charging and heat balance for a dust grainimmersed in plasmas with given profiles. The code has been updated to include (i) a non-steadystate heat balance model and phase transitions, (ii) geometrical properties of the vessel suchas gaps, (iii) realistic boundary conditions for dust-wall collisions. The models for secondaryelectron emission (SEE), thermionic emission and black body radiation have also been refined,and sensitivity of the results to the SEE strength is demonstrated. The DDFTU code has been used for the first time to explore a large range of initial conditions(position, velocity and radius) for dust grains of various tokamak-relevant materials. This studyconfirmed the impact of the drag force as one of the main factors in dust dynamics and allowedto estimate average lifetimes, to locate preferred sites for dust deposition and to judge thesensitivity to initial conditions. This is a first step towards the use of the code as a predictivetool for devices of importance, such as JET and ITER. Preliminary simulations of scenarios relevant for dust injection experiments in TEXTOR haveyielded results in remarkable agreement with experimental data. These preliminary studies allowed to identify the most crucial issues affecting dust dynamics,lifetime, deposition rate and contribution to impurities, which are to be pursued in futurestudies.

科学研究費補助金 研究種目:一般研究(A) 課題番号:01420044 研究代表者:高村 秀一 研究期間:1989-1991年度