Pour réaliser les conditions des réactions de fusion thermonucléaire dans le tokamak ITER, des moyens additionnels de chauffage sont requis. L'une des principales méthodes pour chauffer les ions du plasma de coeur sera l'injection de neutres D0 énergétiques. Le neutraliseur est l'étape de l'injecteur de neutres d'ITER où le faisceau de deutérium prend ses propriétés en termes de taux de neutres D0 et de direction de propagation. L'interaction entre le faisceau à 1MeV et le gaz D2 neutralisant (~0.1Pa) crée un plasma secondaire. Les phénomènes physiques en jeu sont présentés à travers l'analyse des résultats du code OBI-2. OBI-2 est un code PIC-MCC (Particle In Cell Monte Carlo Collision) en géométrie cylindrique (2D3V) développé au LPGP qui permet de suivre la propagation du faisceau et les particules du plasma le long du neutraliseur.L'injection de lithium comme cible neutralisante a été étudiée et comparée au deutérium. Une étude paramétrique sur le neutraliseur basé sur le lithium a été réalisée dans la mesure où la longueur et/ou la densité de Li injectée peuvent être modifiées. Le profil de densité de Li a été estimé par le code Monte-Carlo 3D MC-OLIJET développé au LPGP. Le profil résultatnt a été implémenté en entrée du code PIC-MCC. Les résultats montrent la faisabilité du neutraliseur basé sur le lithium, gardant la convergence correcte du faisceau et avec de meilleures performances en termes de durée de vie des cryompompes avant régénération, de neutralisation du faisceau, d'effet de rétrodiffusion des ions positifs.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:CCSD/oai:tel.archives-ouvertes.fr:tel-00662475 |
| Date | 21 December 2011 |
| Creators | Duré, Franck |
| Publisher | Université Paris Sud - Paris XI |
| Source Sets | CCSD theses-EN-ligne, France |
| Language | French |
| Detected Language | French |
| Type | PhD thesis |
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