Lors de l’opération d’ITER, des flux importants d’isotopes d’hydrogène (HI) constituant le fuel interagissent avec les composants face au plasma (CFP) de la machine. Dans le cas du Tungstène (W) composant le divertor qui est la zone la plus exposée aux interactions plasma paroi, le flux incident est implanté et diffuse ensuite dans le corps du matériau entrainant un piégeage du fuel. Pour des raisons de sureté, l’inventaire de Tritium retenu dans les parois d’ITER est limité. De plus, le dégazage du fuel depuis les parois vers le plasma, lors des opérations plasma peut avoir un impact sur le contrôle global du plasma. Le but de cette thèse est d’abord de déterminer les paramètres de piégeages du fuel dans le W (énergies/températures de dépiégeage, concentrations de pièges) grâce à la modélisation de résultats expérimentaux. Ces simulations de résultats expérimentaux montrent que l’implantation d’HIs dans le W peut induire, sous certaines conditions, la formation de lacunes contenant des impuretés. En plus de ce piège induit par l’implantation d’ions, 2 pièges intrinsèques sont présents dans le W. Ces 3 pièges retiennent les HIs jusqu’à 700 K. Enfin, il est montré que le W endommagé par des ions lourds ou des neutrons contient des dislocations, des boucles de dislocations et des cavités retenant les HIs jusqu’à 1000 K.Après avoir déterminé ces paramètres de piégeages des HIs dans le W, la rétention des HIs durant l’opération d’ITER est estimée. Lors de cette opération, la température des CFP W atteint environ 1000 K. Les simulations montrent donc que la rétention dans les CFPs non endommagé est bien plus faible que dans le cas d’un CFP endommagé. / During ITER operation, important flux of Hydrogen Isotopes (HIs) constituting the fuel interact with the plasma facing components (PFC) of the machine. In the case of tungsten (W) making the divertor which is the most exposed area to the plasma wall interaction, the incident flux can be implanted and diffuse inside the bulk material inducing a trapping of the fuel. To safety issue, the tritium inventory retained in ITER’s PFC is limited. In addition, the outgassing of the fuel during plasma operation can impact the edge plasma control.The aim of this PhD project is first to determined relevant trapping parameters of the fuel in W (detrapping energies/temperatures and trap concentrations) by modelling experimental results. The simulations of experimental results shows that under specific condition, the HI implantation can induce the formation of mono-vacancies containing impurities. In addition to this induced trap, 2 intrinsic traps are present in W. This 3 traps retain HIs up to 700 K. Finally, it has been shown that the damaged W by heavy ions or neutrons contains dislocations, dislocation loops and cavities that can trap HIs up to 1000 K.After determining the fuel retention properties of W, the HIs retention during ITER operation is estimated. During this operation, the PFC temperature reaches around 1000 K so the simulations show that the damaged W retains much more HIs than the undamaged W.

L'objectif de la fusion par confinement magnétique, et notamment du tokamak, est de produire de l'énergie à partir des réactions de fusion nucléaire, dans un plasma à faible densité et haute température. Expérimentalement, une amélioration de la performance des tokamaks a été observée en présence de rotation toroïdale. Or, les sources extérieurs de quantité de mouvement seront très limitées dans les futurs tokamaks, et notamment ITER. Une compréhension de la physique de la génération intrinsèque de rotation toroïdale permettrait donc de prédire les profils de rotation dans les expériences futures. Parmi les mécanismes envisagés, on s'intéresse ici à la génération de rotation par la turbulence, qui domine le transport de la chaleur dans les tokamaks. Les plasmas de fusion étant faiblement collisionnels, la modélisation de cette turbulence suppose un modèle cinétique décrivant la fonction de distribution des particules dans l'espace des phases à six dimensions (position et vitesse). Cependant, ce modèle peut être réduit à cinq dimensions pour des fréquences inférieures à la fréquence cyclotronique des particules. Le modèle gyrocinétique qui découle de cette approximation est alors accessible avec les ressources numériques actuelles. Les travaux présentés portent sur l'étude du transport de quantité de mouvement toroïdale dans les plasmas de tokamak, dans le cadre du modèle gyrocinétique. Dans un premier temps, nous montrons que ce modèle réduit permet une description précise du transport de quantité de mouvement en dérivant une équation locale de conservation. Cette équation est vérifiée numériquement à l'aide du code gyrocinétique GYSELA. / The goal of magnetic confinement devices such as tokamaks is to produce energy from nuclear fusion reactions in plasmas at low densities and high temperatures. Experimentally, toroidal flows have been found to significantly improve the energy confinement, and therefore the performance of the machine. As extrinsic momentum sources will be limited in future fusion devices such as ITER, an understanding of the physics of toroidal momentum transport and the generation of intrinsic toroidal rotation in tokamaks would be an important step in order to predict the rotation profile in experiments. Among the mechanisms expected to contribute to the generation of toroidal rotation is the transport of momentum by electrostatic turbulence, which governs heat transport in tokamaks. Due to the low collisionality of the plasma, kinetic modeling is mandatory for the study of tokamak turbulence. In principle, this implies the modeling of a six-dimensional distribution function representing the density of particles in position and velocity phase-space, which can be reduced to five dimensions when considering only frequencies below the particle cyclotron frequency. This approximation, relevant for the study of turbulence in tokamaks, leads to the so-called gyrokinetic model and brings the computational cost of the model within the presently available numerical resources. In this work, we study the transport of toroidal momentum in tokamaks in the framework of the gyrokinetic model.

La connaissance des champs de flux thermique sur les composants d’un tokamak estun élément important de la conception de ce type de machines. L’objectif de cette thèse est dedévelopper et mettre en œuvre une méthode de calcul de ces flux à partir des mesures detempérature par thermographie infrarouge. Ce travail repose sur trois objectifs qui concernentles tokamaks actuels et futurs (ITER) : mesurer un champ de température d'une paroiréfléchissante par pyrométrie photothermique (pré-étude), caractériser les propriétésthermiques des dépôts sur les surfaces des composants et développer un calcultridimensionnel et non-linéaire du flux.Une comparaison de différentes techniques de pyrométries monochromatique,bichromatique et photothermique est effectuée sur une expérience de laboratoire de mesure detempérature. Une sensibilité importante de la technique de pyrométrie photothermique auxgradients de température sur la zone observée a été mise en évidence.Les dépôts en surface des composants exposés au plasma, sans inertie thermique, sontmodélisés par des champs de résistance thermique équivalente transverse. Ce champ derésistance est déterminé, en tout point de mesure, par confrontation du champ de températurede paroi issu de la thermographie avec le résultat d’une simulation par un modèlemonodimensionnel linéaire du composant. Une information sur la répartition spatiale du dépôtà la surface d’un composant est alors obtenue.Un calcul tridimensionnel et non-linéaire du champ de flux pariétal sur un composantest développé, par une méthode d’éléments finis, à partir de maillages de composants issus deCAO. La sensibilité du flux calculé à la précision des mesures de températures est discutée.Cette méthode est appliquée à des campagnes de mesures de températurebidimensionnelles par thermographie infrarouge sur des composants du tokamak JET. Leschamps de flux sur les tuiles du divertor, la protection supérieure et les protections poloïdalesinternes et externes sont déterminés et étudiés dans les deux directions, poloïdale ettoroïdale, du tokamak. La symétrie toroïdale du flux, d’une tuile à l’autre, est établie.L’influence de la résolution spatiale des mesures sur les flux calculés est discutée, à partir decomparaisons de résultats obtenus à partir de deux systèmes de thermographie de résolutionsdifférentes. / Knowing the fields of heat fluxes on the components of a tokamak is a key element todesign these devices. The goal of this thesis is the development of a method of computation ofthose heat loads from measurements of temperature by infrared thermography. The researchwas conducted on three issues arising in current tokamaks but also future ones like ITER: themeasurement of temperature on reflecting walls, the determination of thermal properties fordeposits observed on the surface of tokamak’s components and the development of a threedimensional,non-linear computation of heat loads.A comparison of several means of pyrometry, monochromatic, bichromatic andphotothermal, is performed on an experiment of temperature measurement. We show that thismeasurement is sensitive to temperature gradients on the observed area.Layers resulting from carbon deposition by the plasma on the surface of componentsare modeled through a field of equivalent thermal resistance, without thermal inertia. Thefield of this resistance is determined, for each measurement points, from a comparison ofsurface temperature from infrared thermographs with the result of a simulation, which isbased on a mono-dimensional linear model of components. The spatial distribution of thedeposit on the component surface is obtained.Finally, a three-dimensional and non-linear computation of fields of heat fluxes, basedon a finite element method, is developed here. Exact geometries of the component, releasedfrom CAD’s design, are used. The sensitivity of the computed heat fluxes is discussedregarding the accuracy of the temperature measurements.This computation is applied to two-dimensional temperature measurements of the JETtokamak. Several components of this tokamak are modeled, such as tiles of the divertor, upperlimiter and inner and outer poloïdal limiters. The distribution of heat fluxes on the surface ofthese components is computed and studied along the two main tokamak’s directions, poloidaland toroidal. Toroidal symmetry of the heat loads from one tile to another is shown. Theinfluence of measurements spatial resolution on the calculated heat fluxes is discussed bycomparing results obtained from measurements of two systems of thermography.

Cette thèse est consacrée à l'étude du conditionnement des parois des réacteurs de fusion, en particulier ITER. Le conditionnement est nécessaire pour contrôler l'état de surface de l'enceinte à vide et donc les performances des plasmas d'ITER.Le conditionnement du tokamak JET, ayant une paroi représentative de celle d'ITER, et son impact sur l'opération est étudié de manière approfondie.Un modèle 2D des décharges luminescentes de conditionnement est validé par des données expérimentales. Il prédit des décharges raisonnablement uniformes dans ITER.Des expériences de conditionnement sur JET montrent que l'échange isotopique est un moyen efficace pour contrôler l'inventaire de tritium dans ITER, l'efficacité d'élimination étant potentiellement comparable à la rétention prédite dans un plasma nominal.Un modèle 1D de l'hydrogène échange isotopique en béryllium est élaboré et validé. Il montre que la fluence et la température de surface déterminent l'efficacité de l'échange isotopique. / Thesis is devoted to studies of performance and efficiency of wall conditioning techniques in fusion reactors, such as ITER. Conditioning is necessary to control the state of the surface of plasma facing components to ensure plasma initiation and performance. Conditioning and operation of the JET tokamak with ITER-relevant material mix is extensively studied. A 2D model of glow conditioning discharges is developed and validated; it predicts reasonably uniform discharges in ITER. In the nuclear phase of ITER operation conditioning will be needed to control tritium inventory. It is shown here that isotopic exchange is an efficient mean to eliminate tritium from the walls by replacing it with deuterium. Extrapolations for tritium removal are comparable with expected retention per a nominal plasma pulse in ITER.A 1D model of hydrogen isotopic exchange in beryllium is developed and validated. It shows that fluence and temperature of the surface influence efficiency of the isotopic exchange.

Para o aprimoramento do sistema de aquecimento do plasma por meio de ondas de Alfvén, denominado sistema AWES Alfvén Waves Excitment System, do tokamak TCABR foram construídos, caracterizados, instalados e colocados em operação os diagnósticos para determinação da potência de rádio-freqüência fornecida ao plasma pelo conjunto de antenas para excitação de ondas de Alfvén bem como o circuito processador de sinais para o conjunto de sondas magnéticas, já instaladas dentro da câmara do TCABR, que permitem determinar o espectro de rádio-freqüência gerado pelo conjunto de antenas no interior da câmara de vácuo deste tokamak. Cada conjunto do sistema de diagnóstico de potência é composto por três dispositivos, sendo eles, um sensor de corrente de rádio-freqüência, do tipo bobinas de Rogowski, um sensor de tensão de RF, composto de divisores de tensão acoplados a um circuito processador de sinais e por um circuito multiplicador de sinais capaz de multiplicar os sinais de corrente e tensão de RF e fornecer um sinal proporcional à potência efetivamente fornecida ao plasma. No total foram construídas dez bobinas de Rogowski cujas constantes de sensibilidade são da ordem de 18 mV/A, doze divisores de tensão capazes de reduzir a amplitude de um sinal de 10kV a aproximadamente 5V, seis circuitos processadores de sinais para determinação da tensão de RF e quatro multiplicadores de sinais. Além disso foi construído um circuito processador de sinais capaz de processar o sinal fornecido por quatro sondas magnéticas simultaneamente. Todos os dispositivos elaborados nesse trabalho são capazes de processar sinais de freqüências compreendidas na faixa de 3 a 6MHz e fornecer sinais de baixa freqüência tal que seja possível adquiri-los automaticamente pelo sistema de aquisição de dados do TCABR, denominado TCAqs. Para os procedimentos de calibração e testes de funcionamento dos equipamentos desenvolvidos neste trabalho, estabeleceu-se um Sistema de Calibração Automatizado (SCA) sendo uma de suas partes integrantes um software capaz de comunicar e controlar equipamentos de medição, tais como osciloscópios e geradores de sinais, através de portas de comunicação tipo RS-232 usando a linguagem de comunicação SCPI. Este programa, chamado de SCO, foi inteiramente desenvolvido em software livre e de código aberto para ser usado em sistemas operacionais Unix-Like, como os sistemas GNU/Linux. O código fonte do SCO foi liberado como software livre e com isso registrado sob a licença GNU/GPL. Os procedimentos de calibração uma vez operando sob esse sistema cuja principal característica é a funcionalidade de automação, permitiu a aquisição de uma quantidade de dados muito maior do que aquela que seria possível em procedimentos manuais, resultando assim, em curvas mais confiáveis do ponto de vista estatístico aumentando-se conseqüentemente, de forma considerável, a qualidade das medições. Após extensa caracterização e testes de funcionamento fora e no TCABR concluiu-se que estes dispositivos estão prontos para serem utilizados em campanhas experimentais. / In order to enhance the efficiency of the TCABR\'s Alfvén waves heating system, called AWES - Alfvén Waves Excitement System a diagnostics for determining the radio-frequency power applied to the plasma and a processing circuit for the magnetic coil system was built, characterized, installed and put into operation. The RF diagnostics system was designed to determine the total power that the set of AWES antennas applies to the plasma and, the magnetic coils system is designed to determine the RF spectrum excited by these antennas. Since the magnetic coils are already installed inside the TCABRs vacuum chamber only the signal processing circuit was built for it. The RF power diagnostics set is composed of three devices which are, one RF current sensing device, a set for determining the RF voltage and a multiplying system. A Rogowski coil is used for measuring the RF current. The RF voltage system may be split in two: a couple of voltage dividers and a processing circuit for the potential difference determination. Applying the RF current and voltage signals to the multiplier circuit it is possible to determine the RF power fed to the plasma. In this work a total of ten Rogowski coils, with 18mV/A sensibility constant, as well as twelve voltage dividers, capable of reducing a 10kV signal to approximately 5V signal, six voltage processing circuits and four signal multipliers, were built. Besides that, one demodulator circuit, capable of processing, simultaneously, the signals from four magnetic coils, was built too. All the devices constructed in this project were designed to be able to process signals with frequencies in the range of 3 to 6M Hz and produce a low frequency result signal that may be acquired automatically by the TCABR data acquisition system called TCAqs. For the calibration procedures and operational tests of the equipments developed in this work, it was established an Automated Calibration System (SCA) with a software application as one of its components that is capable of communicating and controlling test instruments, like oscilloscopes and function generators, through the communication port RS-232 and SCPI language. This software, called SCO, was fully developed using free and open source software in order to be used in Unix-Like operational systems like GNU/Linux. As a free software SCO was registered under the GNU/GPL license. The calibration procedures once operating with this system, whose principal characteristics is its automation functionality, allowed us to acquire a great quantity of data, that would have not been possible or practical to do manually. As a consequence, the resulting calibration curves may be considered more accurate, from an statistical point of view which enhanced considerably the quality of the results. After the characterization and detailed tests of all these devices off the TCABR and after the installation of the diagnostics in the TCABR, we may finally conclude they are ready to be used in experimental campaign.

Les plasmas de fusion par confinement magnétique sont le siège d'instabilités qui développent des structures turbulentes d'échelles milli- à centi-métriques. Le transport qui en résulte contrôle le temps de confinement de l'énergie et, in fine, les performances énergétiques.Dans les régimes de confinement non améliorés, c'est une turbulence à l'échelle ionique qui domine ce transport. Cette turbulence est portée par les ions, mais également par une certaine classe d'électrons, ceux qui sont piégés dans les miroirs locaux du champ magnétique. Il est de fait important de prendre en compte leur dynamique, d'autant plus qu'ils sont également responsables du transport de matière.L'objectif de la thèse consiste à étudier l'impact des électrons d'une part, sur l'amortissement des "Geodesic Acoustic Modes" (GAM) d'une part, et sur la croissance linéaire des modes de turbulence "Ion Temperature Gradients" (ITG) et "Trapped Electron Modes" (TEM) d'autre part.Les GAMs sont des oscillations à la fréquence acoustique du potentiel électrique moyen sur les surfaces magnétiques. Ils interagissent de façon critique avec la micro-turbulence au travers notamment de leur couplage au mouvement des particules énergétiques du plasma. Les ITG et TEM représentent les 2 classes d'instabilités électrostatiques dominantes dans le cœur des plasmas de tokamak. Elles sont à ce titre supposées contrôler le transport turbulent de cœur.Cette étude est donc une étape préliminaire pour la prédiction du transport turbulent en prenant en compte l'influence des électrons.Le cadre approprié pour décrire cette turbulence est la théorie dite "gyrocinétique", qui procède d'une réduction de l'espace des phases de 6 dimensions (6D) à 4D + 1 invariant par une moyenne sur le mouvement rapide cyclotronique. Le problème auto-consistant couple l'équation gyrocinétique pour chaque espèce (ions et électrons) aux équations de Maxwell.Le développement de ce modèle cinétique, construit comme une extension autonome du code extsc{Gysela} dont la version de base donne une réponse adiabatique aux électrons, consiste à ajouter le traitement de la fonction de distribution des électrons. Leur prise en compte est coûteuse du point de vue des ressources numériques. Trois stratégies sont envisagées pour réduire ce coût: (i) considérer des "électrons lourds", (ii) filtrer les électrons et ne retenir que ceux qui sont piégés, et (iii) adapter les coordonnées pour découpler les dynamiques parallèle (rapide) et transverse (lente) au champ magnétique.Après une présentation du modèle gyrocinétique et des caractéristiques du code extsc{Gysela}, nous présentons le modèle des électrons adiabatiques tel qu'il est implémenté dans extsc{Gysela} et introduisons deux nouveaux modèles: le modèle "Full Kinetic Electrons" dans lequel les électrons sont considérés comme une espèce cinétique et sont traités de la même façon que les ions et le modèle "Trapped Kinetic Electrons" dans lequel seuls les électrons piégés sont cinétiques, les électrons passants reçoivent quant à eux un traitement adiabatique. On constate que les électrons engendrent un sur-amortissement des GAM lié à une intéraction résonante entre la fréquence de rebond de certains électrons piégés et celle des GAMs.Cet amortissement dépend du rapport de masse électron-ion et évolue en $(m_i/m_e)^{-1/2}$. Pour les simulations linéaires sur l'instabilité d'interchange, on retrouve que les modes ITG sont dominants sur les modes TEM pour des forts gradients de température ionique et vice versa, à profil de température électronique fixé. Un accord satisfaisant est obtenu avec le code gyrocinétique GT5D dont les résultats viennent d'être publiés. Enfin, nous proposons quelques méthodes pour construire des cas non linéaires qui permettront d'étudier l'influence des électrons cinétiques sur le transport turbulent. / Instabilities, within fusion plasmas by magnetic confinement, develop turbulent structures with milli-centimetric scales. The resulting transport impacts the energy confinement time and, ultimately, the energy performance.In unimproved confinement regimes, ion-scale turbulence generally dominates this transport. This turbulence is carried by the ions, but also by a certain class of electrons, those trapped in the local mirrors of the magnetic field. Take into account their dynamics is important, especially since they are also responsible for particle transport.The aim of this thesis is to study the impact of electrons on the damping of "Geodesic Acoustic Modes" (GAM) on the one hand and the linear growth of the turbulence modes "Ion Temperature Gradients" (ITG) and "Trapped Electron Modes" (TEM) on the other hand.GAMs are oscillations at the acoustic frequency of the average electric potential on magnetic surfaces. They interact critically with micro-turbulence, particularly through their coupling to the motion of energetic particles in the plasma. ITG and TEM represent the 2 classes of dominant electrostatic instabilities in tokamak core plasmas. As such, they are supposed to control turbulent transport in the core.This study is therefore a preliminary step for the prediction of turbulent transport while taking into account the influence of electrons.The appropriate framework for describing this turbulence is the so-called "gyrokinetic" theory, which proceeds from a 6 dimensions (6D) to 4D + 1 phase space reduction invariant by an average of the fast cyclotron motion. The self-consistent problem couples the gyrokinetic equation for each species (ions and electrons) to the Maxwell equations.The development of this kinetic model, built as an autonomous extension of the extsc{Gysela} code whose basic version gives an adiabatic response to electrons, consists in adding the treatment of the electron distribution function. Taking kinetic electrons into account is costly numerically. Three strategies are envisaged to reduce this cost: (i) consider "heavy electrons", (ii) filter electrons so as to keep only the trapped ones, and (iii) adapt the coordinates to decouple the parallel dynamics (fast) and the transverse one (slow) to the magnetic field.After a presentation of both the gyrokinetic model and some characteristics of the extsc{Gysela} code, we expose the adiabatic electrons model as it is implemented in extsc{Gysela} and introduce two new models: the "Full Kinetic Electrons" model in which electrons are treated kinetically in the same way as the ions and the "Trapped Kinetic Electrons" model in which only the trapped electrons are kinetic, the passing electrons receiving an adiabatic treatment. It is found that electrons generate an over-damping of the GAM explained by a resonant interaction between the bounce frequency of some trapped electrons and that of the GAMs.This damping depends on the electron-ion mass ratio and evolves as $(m_i/m_e)^{-1/2}$. For linear simulations on interchange instability, we find that the ITG modes are dominant over the TEM modes for large ion temperature gradients and vice versa, at finite electron temperature gradient. A satisfying agreement is obtained with the gyrokinetic code GT5D whose results have just been published. Finally, we give some suggestions for future simulations to build non linear cases that could enable to study the influence of kinetic electrons on turbulent transport.

Le contrôle du transport turbulent est l'une des clés pour l'amélioration du temps de confinement nécessaire à la réalisation de la fusion thermonucléaire contrôlée. La description de la turbulence cinétique du plasma est un problème à 3 coordonnées spatiales et 3 coordonnées en vitesse. La théorie comme la simulation pour un problème de si haute dimensionnalité sont très difficiles, et des modèles réduits sont nécessaires pour comprendre la turbulence dans les Tokamaks. La technique largement utilisée est de faire moyenner le mouvement cyclotron, qui est beaucoup plus rapide que le phénomène de turbulence. Une telle réduction permet de simplifier le problème à trois coordonnées spatiales des centres-guides des particules, une vitesse parallèle ou énergie et une vitesse perpendiculaire apparaissant comme l'invariant adiabatique. La description gyrocinétique non linéaire requiert des simulations numériques de haute performance massivement parallèles. Toute la difficulté est due aux termes non linéaires (crochets de Poisson) qui décrivent les interactions multi-échelles, ce qui constitue un défi tant pour la théorie que pour la simulation. Toute approche réduite, basée sur des hypothèses bien contrôlées, est donc intéressante à développer.Sur la base de cette ambition, cette thèse concerne la turbulence des particules piégées dans le plasma magnétisé. C'est un système 4D, obtenu après avoir fait la moyenne de la fonction de distribution des particules sur les mouvements cyclotron et de rebond, ce qui peut être considéré comme une forme réduite de la théorie gyrocinétique standard. Nous l'avons appelé "bounce averaged gyrokinetics" pendant ce travail. Même si cette description est grandement réduite par rapport à la théorie gyrocinétique, la simulation directe non-linéaire reste un challenge.Une description des termes non linéaires en coordonnées polaires est choisie, avec une grille logarithmique en norme du vecteur d'onde, tandis que les angles sont discrétisés sur une grille régulière. L'utilisation d'une grille logarithmique permet de prendre en compte une large gamme de vecteurs d'ondes, donc la physique à très petite échelle. De manière analogue aux modèles en couches en turbulence fluide et afin de simplifier le système, seules les interactions entre couches voisines sont considérées.Dans un premier temps, l'étude du système linéaire est présentée, en particulier les seuils des paramètres et l'instabilité linéaire permettant de retrouver la forte anisotropie des taux de croissance des modes d'ions piégés (ou TIM) et des modes d'électrons piégés (ou TEM). Ces études permettent également de valider les codes numériques non-linéaires vis-à-vis d'un solveur aux valeurs propres développé indépendamment.Dans un second temps, l'hypothèse isotrope pour les termes non linéaires est utilisée. Ainsi il n'y a pas d'information de phase exacte pour de tels modèles en couches 1D, ce qui laisse un paramètre libre dans les coefficients d'interaction. Une loi de puissance originale est mise en évidence, qui n'est pas affectée par la valeur du paramètre libre, mesurant l'intensité des effets non-linéaires relativement aux termes linéaires.À partir de la simulation du modèle isotrope, l'information de phase apparaît très importante. Puisque l'instabilité linéaire est anisotrope pour la fusion, la simulation du modèle anisotrope est donc réalisée dans un troisième temps. Le système résolu numériquement est réduit à une espèce cinétique, en supposant que les autres espèces sont adiabatiques. Deux systèmes différents peuvent ainsi être étudiés: ions cinétiques + électrons adiabatiques et électrons cinétiques + ions adiabatiques. Des spectres différents sont observés dans chacun de ces deux cas, et la validité de l'hypothèse adiabatique est discutée pour chaque espèce, avec pour base de comparaison une simulation cinétique à deux espèces. / Turbulent transport is one of the keys to improve the energy confinement time required for thermonuclear fusion reactors. The description of the kinetic turbulence of the plasma is a problem with 3 spatial coordinates and 3 velocity coordinates. Both theory and simulation of a problem of such high dimensionality are very difficult, and reduced models are helpfull to understand turbulence in Tokamaks. A widely used technique consists into averaging the cyclotron motion, which is much faster than the turbulence time scale. Such a reduction makes it possible to simplify the problem to three spatial coordinates of the particle guide centers, a parallel velocity or energy, and a perpendicular velocity appearing as the adiabatic invariant. Nonlinear gyrokinetic description requires massively parallel high performance numerical simulations. The difficulty lies in the non-linear terms (Poisson hooks) that describe multi-scale interactions, which is a challenge for both theory and simulation. Any reduced approach, based on well-controlled hypotheses, is therefore interesting to develop.On the basis of this ambition, this thesis concerns the turbulence of particles trapped in magnetized plasma. It is a 4D system, obtained after averaging the particle distribution function on cyclotron and bounce motions, which can be considered as a reduced form of standard gyrokinetic theory. We called it "bounce averaged gyrokinetics" during this work. Even if this description is greatly reduced compared to the gyrokinetic theory, nonlinear direct simulation remains a challenge.A description of the nonlinear polar coordinate terms is chosen, with a logarithmic grid along the norm of the wave vector, while the angles are discretized on a regular grid. The use of a logarithmic grid makes it possible to take into account a wide range of wave vectors, so physics on a very small scale. In a similar way to shell models for fluid turbulence, and in order to simplify the system, only the interactions between neighboring shells are considered.In a first step, the study of the linear system is presented, in particular the paraetric dependence of the instability thresholds and the linear growth rate, allowing to recover the strong anisotropy of the growth rates of the trapped ion modes (or TIM) and the modes of trapped electrons (or TEM). These studies also make it possible to validate the non-linear numerical codes with respect to an independently developer eigenvalue solver.In a second step, the isotropic hypothesis for nonlinear terms is used. Thus, there is no exact phase information for such 1D layer models, which leaves with a free parameter in the interaction coefficients. An original power law is evidenced, which is unaffected by the value of the free parameter, measuring the intensity of the nonlinear effects relative to the linear terms.From the simulation of the isotropic model, the phase information appears very important. Since the linear instability is anisotropic for the fusion, the simulation of the anisotropic model is thus carried out in a third time. The numerically resolved system is reduced to a kinetic species, assuming that the other species are adiabatic. Two different systems can thus be studied: kinetic ions + adiabatic electrons and kinetic electrons + adiabatic ions. Different spectra are observed in each of these two cases, and the validity of the adiabatic hypothesis is discussed for each species, based on a kinetic simulation with two species.

Le code XTOR-2F simule la dynamique 3D des instabilités MHD bi-fluides de plasmas de tokamaks.La première partie de la thèse a été consacrée à la parallélisation du code XTOR-2F. Le code a été parallélisé significativement malgré la représentation pseudo-spectrale pour les deux directions angulaires, la raideur des équations résolues et l’utilisation d’une décomposition LU exacte afin d’inverser le préconditionneur physique. Le temps d’exécution de la version parallèle est un ordre de grandeur plus petit que la version séquentielle sur un maillage basse résolution. L’accélération croît ensuite avec la taille du maillage. La parallélisation permet également de réaliser des simulations avec des maillages plus grands, autrefois non réalisables par la limitation du stockage en RAM.La seconde partie de la thèse a été consacrée au développement d’une version du code permettant de réaliser des simulations en géométrie à frontière libre, s’approchant de la géométrie des tokamaks expérimentaux de grandes tailles. Les conditions initiales sont fournies par le code d’équilibre CHEASE à l’intérieur du plasma. A l’extérieur du plasma, la solution a été étendue en ajustant le potentiel magnétique avec un ensemble de bobines magnétiques poloïdales externes. Les conditions de bord utilisent des fonctions de Green afin de calculer une matrice de transfert permettant de relier les composantes tangentes et normales du champ magnétique externe à la coque avec la solution interne. Ceci permet de modéliser une coque résistive fine. Cette nouvelle version élargie le domaine d’investigation de XTOR-2F, autrefois restreint aux instabilités internes, aux instabilités externes. Le comportement linéaire du code est validé sur deux familles d’instabilités, les modes axisymétriques n = 0 et les kinks externes n = 1 / m = 2. Afin de valider le comportement non linéaire, des simulations en MHD résistive de modes tearing à bêta nul évoluant vers un état stationnaire ont été réalisées. / The XTOR-2F code simulates the 3D dynamics of full bi-fluid MHD instabilities in tokamak plasmas.The first part of the thesis was dedicated to the parallelisation of XTOR-2F code. The code has been parallelised significantly despite the numerical profile of the problem solved, i.e. a discretisation with pseudo-spectral representations in all angular directions, the stiffness of the two-fluid stability problem in tokamaks, and the use of a direct LU decomposition to invert the physical pre-conditioner. The execution time of the parallelised version is an order of magnitude smaller than the sequential one for low-resolution cases, with an increasing speedup when the discretisation mesh is refined. Moreover, it allows to perform simulations with higher resolutions, previously forbidden because of memory limitations.The second part of the thesis was dedicated to the development of free boundary condition. The original fixed boundary computational domain of the code was generalised to a free-boundary one, thus approaching closely the geometry of today’s and future large experimental devices. The initial conditions are given by the CHEASE equilibrium code inside the plasma. Outside the plasma, fitting the magnetic potential at the CHEASE computation domain boundary with a set of external poloidal magnetic coils extends the solution. The boundary conditions use Green functions to construct a response matrix matching the normal and tangential components of the outside magnetic field with the inside solution. A thin resistive wall can be added to the computational domain. This new numerical setup generalises the investigation field from internal MHD instabilities towards external instabilities. The code linear behaviour is validated with two families of instabilities, n = 0 axisymmetric modes and n = 1/m = 2 external kinks. In order to validate the nonlinear behaviour, nonlinear resistive MHD simulations of tearing modes at zero beta evolving to a stationary state have been performed.

La présence de structures filamentaires est souvent rapportée dans plusieurs machines de fusion nucléaire à confinement magnétique, spécialement sur lequel s'appelle Tokamak. Etant porteurs de grandes quantités des particules et chaleur, la présence des filaments dans le bord du tokamak (le scrape-off layer, SOL) pourraient poser des dangers aux superficies solides du tokamak. Pour mieux comprendre leur comportement, dans le cadre de cette thèse doctorale, les filaments sont étudiés par les expériences numériques en utilisant un modèle 3D fluide istherme, TOKAM3X en les considerant comme structures isolées et structures spontanées. Cette manière de les étudier permet de faire divers analyses paramétriques – par exemple la resistivité parallèle du plasma et la présence d'un cisaïllement magnétique, et au même temps les propriétés du filaments (comme sa longeur parallèle, et son intensité de densité). Ces études montrent un impact fort de la resistivité parallèle sur la velocité des filaments et en conséquence peut modifier leur temps de vie dans le bord de la machine. Les résultats des simulations sur le cisaïllement magnétique et la séparatrice indiquent qu'ils sont des ingrédients clés pour la destruction et génération des filaments. En plus, la comparaison entre les filaments initialisés (seeded) et les filaments formés spontanément montre qu'ils ne sont pas parreils dans leur comportement, bien que leurs characteristiques moyennées en temps sont bien conservées. / Filamentary transport has been experimentally observed in a multitude of magnetically confined fusion devices, especially of the tokamak type. Filaments are carriers of large quantities of particles and heat and as such, their presence in the SOL has implications for the target surface design in future fusion reactors. To better understand their nature, this doctoral thesis studies filaments through computer simulations as isolated structures and spontaneously forming structures, using a 3D fluid model called the TOKAM3X. Parametric studies using the model for studying the effect of the plasma's parallel resistivity and magnetic shear, and also the filament's parallel extension and size/density amplitude are performed and analysed. The studies reveal the strong impact of the parallel resistivity on filament velocities and hence their lifetimes in the SOL. The doctoral work also looked at the impact of strong local magnetic shear and the separatrix on the motion and generation of filaments. The results from the simulations performed reveal that strong shear mechanisms may be key to the destruction and formation of filaments. Further, a comparison of spontaneously forming and seeded filaments shows that seeded filaments do not behave completely the same way as spontaneously forming ones. But their mean velocity characteristics are still retained to a good degree.

The International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) will be a major step towards controlled energy fusion in tokamaks. Operation of the hot confined plasma inside the tokamak will have to be optimized and simulations will have to prove that each pulse conducted is feasible under the operational limits of the reactor. For such purpose a Pulse Design Simulator is developed at ITER. This workflow lacks a transport model to simulate the dynamics of the plasma caused by micro-instabilities driven by turbulences. The purpose of this thesis is the adaptation of such model into the Integrated Modelling and Analysis Suite (IMAS), namely mapping the inputs and outputs of an existing code for its integration to the workflow. This work presents a fast 1D core transport code capable of simulating the evolution of the poloidal flux, the temperature evolution of both ions and electrons and the particle density transport. The model is coupled to a neural network regression of the transport model QuaLiKiz for the computation of first-principle based turbulent heat and particle transport coefficients. / Internationella Termonukleära Experimentella Reaktorn (ITER) kommer att vara ett stort steg mot kontrollerad energifusion i tokamaker. Driften av det varma, instängda plasmaet inne i tokamaken måste optimeras, och simuleringar måste bevisa att varje pulsskötning är genomförbar inom reaktorns driftgränser. För detta ändamål utvecklas en pulsdessignsimulator vid ITER. Denna arbetsflöde saknar en transportmodell för att simulera plasmaets dynamik orsakad av mikroinstabiliteter drivna av turbulenser. Syftet med denna avhandling är anpassningen av en sådan modell till Integrated Modelling and Analysis Suite (IMAS), nämligen att kartlägga in- och utdata av en befintlig kod för dess integration i arbetsflödet. Denna arbete presenterar en snabb 1D-kärntransportkod som kan simulera utvecklingen av den poloidala flödet, temperaturutvecklingen för både joner och elektroner samt partikeltäthetstransporten. Modellen är kopplad till en neural nätverksregression av transportmodellen QuaLiKiz för beräkning av första principbaserade turbulenta värme- och partikeltransportkoefficienter.