Cette thèse porte sur l'interaction entre turbulence et écoulement au bord du plasma de tokamak, et leur influence sur le confinement. La turbulence est la principale contribution au transport dans les machines de fusion magnétique, et un facteur limitant leur performance. Elle peut être stabilisée par les écoulements dans le plasma, via la décorrélation des cellules de convection par le cisaillement, et des couplages non-linéaires. La réduction localisée du transport turbulent par un écoulement cisaillé (barrière de transport) est souvent observée dans les expériences, et des régimes à confinement amélioré tels que le mode à Haut confinement sont obtenus sur de nombreuses machines. Les expériences tendent à montrer que l'écoulement moyen responsable de la barrière est gouverné par l'équilibre des forces, mais qu'il existe une dynamique complexe entre la turbulence, les écoulements zonaux et l'écoulement moyen pendant la phase de transition. Dans cette thèse, nous enrichissons un modèle fluide de turbulence du plasma de bord afin d'inclure la relaxation collisionelle de l'écoulement vers l'équilibre des forces. Nous montrons que la contribution des effets néoclassiques permet la formation spontanée d'une barrière de transport dans les simulations en forçage par un flux. Certains éléments dynamiques similaires à la transition L-H et au mode H sont recouvrés, tels que des relaxations de la barrière, ainsi que des oscillations du champ électrique lors de la formation de la barrière. Notre analyse montre que les écoulements zonaux causent une réduction temporaire de la turbulence via le couplage non-linéaire, ce qui permet l’établissement de la barrière. / The topic of this thesis is the interaction between turbulence and flows at the tokamak edge, and their influence on the confinement. Turbulence is the main contribution to the outward transport in magnetic fusion devices, and a strong limiting factor for their performance. It can be stabilised by flows, through shear-mediated decorrelation of convective cells, and through non-linear coupling. Strong shear flows causing a localised reduction of transport (transport barrier) are often observed in experiments, and several regimes of improved confinement such as the High-confinement mode are accessed routinely. There is a growing body of evidence from experiments showing that the mean flow responsible for the barrier is governed by force balance, while non-linear interplay between turbulence, turbulence-driven zonal-flows, and the mean flow occurs during the transition phase. In this thesis, we extend a fluid model for plasma edge turbulence to include collisional relaxation of flows towards force. We show that accounting for a contribution of neoclassical allows for the spontaneous formation of a transport barrier to occur in flux-driven simulation. Dynamical features reminiscent of the L-H transition and H-mode are recovered, such as relaxation-oscillations of the barrier and dithering of the radial electric field during the barrier formation. An analysis is carried out to identify the roles of zonal-flows and force balance during the transition, and it is found that in our simulations that zonal flows provide temporary quenching of the turbulence via non-linear coupling, allowing for the mean flow to grow and form the barrier.

La compréhension de l'état turbulent d'un plasma de fusion, responsable du faible temps de confinement observé, constitue un enjeu fondamental vers la production d'énergie par cette voie. Pour les machines les plus performantes, les tokamaks, les conductivités thermiques ionique et électronique mesurées sont du même ordre de grandeur. Les sources potentielles de la turbulence sont les forts gradients de température, de densité,... présents au coeur d'un plasma de tokamak. Si les pertes de chaleur par le canal ionique sont relativement bien comprises, l'origine du fort transport de chaleur électronique est quant à elle largement inconnue. En plus des fluctuations de vitesses électrostatiques, il existe des fluctuations de vitesses magnétiques, auxquelles des particules rapides sont particulièrement sensibles. Expérimentalement, le temps de confinement peut s'exprimer en fonction de paramètres non adimensionnels. Ces lois d'échelle sont encore trop imprécises, néanmoins de fortes dépendances en fonction du rapport de la pression cinétique à la pression magnétique, β et du rayon de Larmor normalisé, ρ* sont prédites.<br /><br />La thèse proposée ici cherche à déterminer la pertinence d'un modèle fluide non linéaire, électromagnétique, tridimensionnel, basé sur une instabilité particulière pour décrire les pertes de chaleur par le canal électronique et de déterminer les dépendances du transport turbulent associé en fonction de paramètres adimensionnels, dont β et ρ*. L'instabilité choisie est une instabilité d'échange générée par le gradient de température électronique (Electron Temperature Gradient (ETG) driven turbulence en anglais). Ce modèle non linéaire est construit à partir des équations de Braginskii. Le code de simulation développé est global au sens qu'un flux de chaleur entrant est imposé, laissant les gradients libres d'évoluer.<br /><br />A partir des simulations non linéaires, nous avons pu mettre en évidence trois caractéristiques principales pour le modèle ETG fluide: le transport de chaleur turbulente est essentiellement électrostatique; les fluctuations de potentiel et de pression forment des structures radialement allongées; le niveau de transport observé est beaucoup plus faible que celui mesuré expérimentalement.<br /><br />L'étude de la dépendance du transport de chaleur en fonction du rapport de la pression cinétique à la pression magnétique a montré un faible impact de ce paramètre mettant ainsi en défaut la loi empirique d'Ohkawa. En revanche, il a été montré sans ambiguïté le rôle important du rayon de Larmor électronique normalisé dans le tranport de chaleur: le temps de confinement est inversement proportionnel à ce paramètre. Enfin, la faible dépendance du transport de chaleur turbulent en fonction du cisaillement magnétique et de l'inverse du rapport d'aspect a été mise en évidence.<br /><br />Bien que le niveau de transport observé dans les simulations soit plus faible que celui mesuré expérimentalement, nous avons tenté une confrontation directe avec un choc de Tore Supra. Ce tokamak est particulièrement bien désigné pour étudier les pertes de chaleur électronique. En conservant la plupart des paramètres d'un choc bien référencé de Tore Supra, la simulation non linéaire obtenue donne un seuil en gradient de température proche de la valeur expérimentale. Le niveau de transport observé est plus faible d'un facteur cinquante environ que le transport mesuré. Un paramètre important qui n'a pu être conservé est le rayon de Larmor normalisé.<br /><br />La limitation en ρ* devra être franchie afin de confirmer ces résultats. Enfin une rigoureuse confrontation avec des simulations girocinétiques permettra de disqualifier ou non l'instabilité ETG pour rendre compte des pertes de chaleur observées.<br /><br />Mots-clés: fusion thermonucléaire, tokamak, plasma, turbulence ETG, simulations numériques

L'injection d'ondes radiofréquence dans un plasma de tokamak afin d'y générer le courant toroïdal répond à une double exigence. Premièrement, la nature non inductive de la méthode évite le recours aux courants variables circulant dans les bobines, peu compatibles avec l'opération stationnaire d'un futur réacteur. Par ailleurs, il est reconnu que la principale limitation des performances d'un plasma de fusion est causée par la turbulence électromagnétique. Celle-ci peut toutefois être réduite, voire supprimée, en optimisant le profil de courant, ce qu'autorise précisément l'emploi des ondes, dans le cadre des scénarios avancés. Cette thèse traite de l'utilisation de l'onde cyclotronique électronique (EC) en vue de contrôler le profil de courant. S'agissant d'une question cruciale conditionnant l'usage de cette onde dans les plasma chauds, l'effet de la température finie sur la polarisation de l'onde est d'abord étudié dans divers régimes. D'autre part, dans les scénarios avancés, l'association des ondes EC et hybride basse (LH) est prometteuse, du fait de leurs caractéristiques complémentaires. Une large partie de ce travail est donc consacrée à l'étude théorique, numérique et expérimentale des décharges combinées. Les résultats obtenus, parmi lesquels la démonstration analytique d'un effet de synergie entre les deux ondes, montrent clairement l'intérêt de ces scénarios et motivent la mise au point de nouvelles expériences.

Cette thèse porte sur l'interaction entre un plasma de bord de tokamak et une perturbation magnétique résonante (RMP), utilisée principalement pour le contrôle de phénomènes de relaxations quasi-périodiques, présents dans un régime de confinement amélioré. Il permet notamment d'atteindre des conditions favorables aux réactions de fusion nucléaire. Il a été observé que la présence de perturbations magnétiques modifie la topologie magnétique au bord ce qui engendre une diminution de l'amplitude des relaxations, voire leur suppression. De précédents travaux ont étudié l'effet de perturbations magnétiques sur un plasma relaxant via des simulations numériques. Le modèle utilisé était dans un cas électrostatique, c'est à dire que la topologie magnétique n'évoluait pas dans le temps. Dans cette thèse, l'étude est faite dans un modèle de plasma de bord prenant en compte les fluctuations magnétiques via le code numérique EMEDGE3D. Ce code a été modifié pour pouvoir imposer une perturbation magnétique résonante. Des vérifications par des modèles réduits ont été menées sur la pénétration d'une perturbation magnétique ainsi que sur l'effet d'une vitesse cisaillée sur la pénétration. Ensuite, un RMP a été imposé dans un plasma non turbulent avec et sans vitesse cisaillée. Un phénomène d'écrantage, empêchant la pénétration d'une perturbation, a été identifié analytiquement et observé dans les simulations. Cette étude a été réitérée dans un plasma turbulent, et aussi en présence d'une barrière (vitesse cisaillée). Le plasma turbulent engendre une amplification du RMP, tandis que la barrière est affectée par la présence de cellules de convection fixes générées par la perturbation. / In this thesis, the interaction between tokamak edge plasma and resonant magnetic perturbation (RMPs) is studied. It is mainly used to mitigate quasi-periodic relaxations in enhanced confinement regime. This regime allows to obtain good conditions for nuclear fusion. Introduction of a RMP in a tokamak plasma has been observed to modified the magnetic topology at the edge and decrease the relaxation amplitude up to complete suppression. Previous works studied the RMP effect on a plasma with relaxations, via numerical simulations. The model used for that consider the electrostatic approximation, where the magnetic topology does not evolve in time. In this thesis, the study is done with an edge plasma model taking into account magnetic fluctuations via the numerical code EMEDGE3D. This code has been modified to include the resonant magnetic perturbation. Comparison with reduced models has been carried out on the RMP penetration and the effect of sheared velocity on it. Then a RMP has been induced in a stable plasma, with or without imposed sheared rotation. A condition on the sheared velocity has been identified to avoid the screening effect, that would prevent the RMP penetration, analytically and in numerical simulations. This works has been repeated in a turbulent plasma in presence or not of transport barrier (sheared velocity). The turbulent plasma generate an effective RMP amplification, while the transport barrier is affected by locked convective cells due to the RMP.

L'objectif de ce travail était d'élaborer un matériau à gradient de propriétés fonctionnelles (MGF) W/Cu afin de remplacer la couche de compliance (Cu-OFHC) dans les composants face au plasma des machines de fusion thermonucléaire de type ITER. La particularité de ce travail étant de réaliser ces matériaux sans dépasser la température de fusion du cuivre dans le but de contrôler la microstructure des matériaux. Le cofrittage est la solution la plus attractive pour les réaliser. La première étape du travail a donc été de diminuer la température de frittage du tungstène afin de réaliser ce cofrittage. La mise en forme d'un MGF continus étant délicat, des calculs thermomécaniques ont été réalisés afin de déterminer le nombre et la composition chimique des couches W-Cu pour augmenter la durée de vie des CFPs. Les conditions de frittage par Spark Plasma Sintering ont été optimisées afin d'avoir une densité maximale des monomatériaux WxCu1-x. L'influence de la teneur en cuivre et de la densité des monomatériaux sur les propriétés thermiques et mécaniques a été étudiée. Les conditions de frittage SPS des monomatériaux ont été appliquées sur des assemblages W/CuCrZr composés de plusieurs couches intercalaires. L'importance du temps d'assemblages pour l'intégrité de ceux-ci a été mise en évidence. L'étude du temps de palier lors des assemblages W/CuCrZr a permis d'identifier un paramètre permettant de qualifier l'intégrité de l'assemblage quelle que soit la composition et la nature de la couche de compliance. De plus, les phénomènes associés à la formation des interfaces de l'assemblage ont été identifiés. L'interface W/WxCu1-x est formée par l'extrusion du cuivre de la couche WxCu1-x dans les porosités du tungstène. L'interface WyCu1-y/CuCrZr est formée par la migration du cuivre de la couche CuCrZr dans la couche WyCu1-y. Enfin l'optimisation des conditions d'assemblage a montré que les contraintes mécaniques dues à la densification du Matériau à gradient de Propriétés Fonctionnelles pouvaient être limitées en frittant préalablement ce matériau. / The objective of this study was to develop a Functionally Graded Material (FGM) W / Cu to replace the compliance layer (Cu-OFHC) in the plasma facing components of thermonuclear fusion reactor like ITER. The peculiarity of this work is to elaborate these materials without exceeding the melting temperature of copper in order to control its microstructure. The co-sintering is the most attractive solution to achieve this goal.The first phase of this study has been to decrease the sintering temperature of the tungsten to achieve this co-sintering. The elaboration of a Functionally Graded Materials being delicate, thermo-mechanical calculations were performed in order to determine the number and chemical composition in order to increase the lifespan of Plasma Facing Components. Spark Plasma Sintering conditions were optimized in order to achieve maximum density of WxCu1-x composites. The effect of copper content and density of the WxCu1-x composites on thermal and mechanical properties was investigated. The SPS conditions were applied for W/CuCrZr assemblies with a compliance layer composed of several interlayers. The importance of time for the integrity of assemblies thereof has been highlighted.The study of the dwell time during W/CuCrZr assembly leads to identify a parameter to characterize the integrity of the interface regardless of the composition and the nature of the layer of compliance. Moreover, the phenomena associated with the formation of the interface assembly have been identified. The interface W/WxCu1-x is formed by the extrusion of the copper layer of the WxCu1-x inside the tungsten porosities. The WyCu1-y/CuCrZr interface is formed by copper migration of CuCrZr layer inside the WyCu1-y layer. Finally optimization assembly conditions showed that the mechanical stresses due to the densification of the Functionally Graded Materials can be limited by sintering the FGM before the assembly.

Cette thèse porte sur l'estimation simultanée du coefficient de diffusion et du terme source régissant le modèle de transport de la température dans les plasmas chauds. Ce phénomène physique est décrit par une équation différentielle partielle (EDP) linéaire, parabolique du second-ordre et non-homogène, où le coefficient de diffusion est distribué et le coefficient de réaction est constant. Ce travail peut se présenter en deux parties. Dans la première, le problème d'estimation est traité en dimension finie ("Early lumping approach"). Dans la deuxième partie, le problème d'estimation est traité dans le cadre initial de la dimension infinie ("Late lumping approach"). Pour l'estimation en dimension finie, une fois le modèle établi, la formulation de Galerkin et la méthode d'approximation par projection sont choisies pour convertir l'EDP de transport en un système d'état linéaire, temps-variant et à entrées inconnues. Sur le modèle réduit, deux techniques dédiées à l'estimation des entrées inconnues sont choisies pour résoudre le problème. En dimension infinie, l'estimation en-ligne adaptative est adoptée pour apporter des éléments de réponse aux contraintes et limitations dues à la réduction du modèle. Des résultats de simulations sur des données réelles et simulées sont présentées dans ce mémoire.

Lors de la formation du point chaud dans une expérience de Fusion par Confinement Inertiel, le plasma au centre de la sphère de deutérium-tritium peut être loin de l'équilibre thermodynamique local. Dans la première partie, on décrit donc un modèle cinétique ionique de type Vlasov-Fokker-Planck susceptible de prendre en compte ces déséquilibres. Après avoir rappelé les grandes étapes pour résoudre numériquement le système obtenu, on introduit la notion de moyenne entropique pour définir un nouveau schéma numérique traitant les collisions ion-électron homogènes en espace. Ce schéma est conservatif, stable et entropique sous un critère de type CFL dans sa version explicite. Dans sa version semi-implicite, on établit que ce schéma conserve l'équilibre thermodynamique. Le temps de calcul pour résoudre les équations cinétiques étant très important, il est nécessaire d'étudier la possibilité de ne résoudre ces équations que là où c'est nécessaire c'est à dire principalement au centre de la sphère de deutérium-tritium. Dans la seconde partie, on propose donc une technique de couplage cinétique-fluide, la formation du point chaud étant traitée avec le modèle cinétique, le reste avec les équations d'Euler à deux températures (températures ionique et électronique). Les ions deutérium et tritium pouvant ne pas être à l'équilibre thermodynamique, on s'est ensuite posé la question de la validité des formules analytiques donnant le taux de réaction nucléaire, formules établies en supposant que le plasma est à l'équilibre thermodynamique. Dans la troisième partie, on propose donc une méthode de type Monte-Carlo pour résoudre numériquement les équations cinétiques de type Boltzmann qui décrivent les réactions de fusion thermonucléaire et on montre qu'effectivement, les déséquilibres thermodynamiques rencontrés lors de la formation du point chaud peuvent invalider les formules usuelles.

Cette thèse porte sur l'estimation simultanée du coefficient de diffusion et du terme source régissant le modèle de transport de la température dans les plasmas chauds. Ce phénomène physique est décrit par une équation différentielle partielle (EDP) linéaire, parabolique du second-ordre et non-homogène, où le coefficient de diffusion est distribué et le coefficient de réaction est constant. Ce travail peut se présenter en deux parties. Dans la première, le problème d'estimation est traité en dimension finie ("Early lumping approach"). Dans la deuxième partie, le problème d'estimation est traité dans le cadre initial de la dimension infinie ("Late lumping approach"). Pour l'estimation en dimension finie, une fois le modèle établi, la formulation de Galerkin et la méthode d'approximation par projection sont choisies pour convertir l'EDP de transport en un système d'état linéaire, temps-variant et à entrées inconnues. Sur le modèle réduit, deux techniques dédiées à l'estimation des entrées inconnues sont choisies pour résoudre le problème. En dimension infinie, l'estimation en-ligne adaptative est adoptée pour apporter des éléments de réponse aux contraintes et limitations dues à la réduction du modèle. Des résultats de simulations sur des données réelles et simulées sont présentées dans ce mémoire. / This work deals with the diffusion and source term estimation in a heat transport model for tokamaks plasma . This phenomenon is described by a second-order linear parabolic partial differential equation (PDE) with distributed diffusion parameter and input. Both "Early lumping" and "Late lumping" approaches are considered in this thesis. First, once the heat model is chosen, the Galerkin formulation and the parameter projection method are combined to convert the PDE to a set of ordinary differential equations (ODEs). Then, two estimation methods able to give optimal estimates of the inputs are applied on the reduced model to identify simultaneously the source term and the diffusion coefficient. In the infinite dimensional method, the adaptive estimation technique is chosen in order to reconstruct "freely" the unknown parameters without the constraints due to the model reduction method. Simulation results on both simulated and real data are provided to attest the performance of the proposed methodologies.