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Events

CEA Cadarache - Salle René GRAVIER 506 rdc CEA Cadarache

Avis de Soutenance 

Rémi Dumont 

Soutiendra publiquement son Habilitation à Diriger des Recherches intitulée


Enhancing plasma performance with radiofrequency waves in magnetic confinement fusion devices

Etablissement de rattachement : Aix-Marseille Université


le vendredi 14 septembre 2018  à 14h00


 
Salle R. Gravier, IRFM, Bât. 506, 13108 Saint-Paul-lez-Durance

 

 

Jury :

 

- Mme Mervi Mantsinen             Barcelona Supercomputing Center (BSC)            Rapporteur

 

- M. Bruno Deprés                         Université Paris 6                                                    Rapporteur

 

- M. Jean-Marcel Rax                    Ecole Polytechnique                                                Rapporteur

 

- Mme Pascale Hennequin         Ecole Polytechnique                                                  Examinateur

 

- M. Peter Beyer                             Aix-Marseille Université                                          Examinateur

 

- M. Didier Moreau                        CEA, IRFM                                                                   Examinateur

News

Highlights

Simulations non-linéaires de l’activité magnétohydrodynamique du bord du plasma dans le tokamak coréen KSTAR et comparaison à l’expérience

L’activité magnétohydrodynamique au bord du plasma (ELMs, Edge Localized Modes en anglais) doit être comprise afin d’envisager des moyens de prédire et de contrôler les flux considérables de chaleur et de particules intermittents qu’elle fait supporter aux  composants face au plasma. Des observations très précises de la dynamique de ces modes ont pu être faites récemment sur le tokamak coréen KSTAR à l’aide d’un diagnostic d’imagerie de l’émission cyclotronique des électrons du plasma. Des simulations magnétohydrodynamiques (MHD) non-linéaires effectuées à l’IRFM reproduisent fidèlement pour la première fois les caractéristiques de la dynamique mesurée, ce qui constitue une nouvelle avancée dans la compréhension de ces modes.

Le Mode H (H pour « high confinement ») est l’un des régimes de base du fonctionnement des tokamaks tels qu’ITER. Il est caractérisé notamment par un très fort gradient de pression qui se forme à la périphérie du plasma. Ce fort gradient tend à provoquer des pertes périodiques de confinement au bord du plasma, sous forme de relaxations MHD sur les temps très courts de quelques dixièmes de millisecondes : les Edge Localized Modes en anglais ou ELMs. Les ELMs se traduisent par une expulsion de chaleur et de particules de la région confinée par le champ magnétique, et limitent en grande partie le confinement global du plasma. Bien que les ELMs ne soient pas une préoccupation majeure pour les tokamaks d’aujourd'hui, dans le contexte d’ITER ils peuvent conduire à des flux de puissance considérables pouvant endommager les composants faisant face au plasma. La physique des ELMs est gouvernée par des instabilités dues à la pression (dites de ballonnement) et au courant dans cette région périphérique. Les mesures qui y ont été effectuées avec le diagnostic ECEI (Electron Cyclotron Emission Imaging) sur le tokamak Coréen KSTAR [M. Kim et al Nucl. Fusion 54, 093004 (2014)] ont fourni de nouvelles caractéristiques surprenantes des ELMs : des structures tournantes avec des modes toroïdaux (n = 5-8) y ont été détectées pendant quelques millisecondes, juste avant le "crash" de l’instabilité (phase dite "précurseur", précédant la génération d’un flux de chaleur et de particules intense).

Fig.1. Two ECEI diagnostic images of temperature fluctuations before ELM crash separated by ~0.008ms in time

Le code MHD non-linaire JOREK, développé au CEA/IRFM en collaboration avec d’autres laboratoires Français et Européens pour la modélisation des ELMs, permet une comparaison directe de la théorie et de sa modélisation avec des observations expérimentales de la dynamique de ces modes. Le travail récent [M. Bécoulet, M. Kim, G. Yun, S. Pamela, J. Morales, X. Garbet, G.T.A. Huijsmans, C. Passeron, et al, Nuclear Fusion 57 (2017) 116059], réalisé en collaboration avec des expérimentateurs de KSTAR a permis d’identifier la nature des modes et d’expliquer leur dynamique, constituant une nouvelle avancée dans la compréhension de ces modes et consolidant les projections vers ITER. En particulier, les paramètres plasma et la géométrie réels de KSTAR ont été utilisés dans la modélisation JOREK. La modélisation complète du crash d’ELM a été réalisée en incluant les écoulements du plasma. Les modes les plus instables des modes toroïdaux (n = 5-8), la vitesse (~ 5km / s pour le mode n = 8) et la direction de la rotation du mode ont été reproduits dans la modélisation. La rotation toroïdale et la vitesse de dérive du plasma dans la direction poloïdale (la vitesse dite « diamagnétique ») inclus dans le modèle de JOREK sont les facteurs les plus importants pour expliquer les structures tournantes observés sur KSTAR (Fig.1-2).

Fig.2.Two images of temperature fluctuations before ELM crash separated by ~0.008ms in time in non-linear MHD modelling in single harmonic n=8 simulation

Référence : M.B écoulet, M. Kim, G. Yun, S. Pamela, J. Morales, X. Garbet, G.T.A. Huijsmans, C. Passeron, et al, Non-linear MHD modelling of Edge Localized Modes dynamics in KSTAR, Nuclear Fusion 57 (2017) 116059

Une optimisation de géométrie permettrait d’éviter la surchauffe des monoblocs en tungstène du divertor externe d’ITER. En effet, le détail de la forme géométrique de ces éléments joue de façon critique sur les flux de chaleur reçus localement et in fine sur l’intégrité des composants. Une étude récente effectuée à l’IRFM propose une géométrie qui limiterait la surchauffe locale des monoblocs en tungstène du divertor d’ITER, en usinant un biseau simultanément dans les directions toroïdales et poloïdales.

Dans la plupart des tokamaks, le divertor est l’élément chargé d’extraire la puissance arrivant au bord du plasma (de l’ordre de 100MW dans ITER) et d’en optimiser la répartition pour éviter la fusion des composants face au plasma. Cet élément est donc soumis à des flux de chaleurs colossaux, de l’ordre de 10 MW/m2 en stationnaire, soit du même ordre de grandeur que les flux de chaleur à la surface du soleil. Parce qu’il s’agit d’un élément particulièrement critique pour la réussite d’ITER, la plateforme WEST a été récemment démarrée à l’IRFM afin de tester en environnement tokamak des composants représentatifs des constituants du divertor d’ITER. En raison de l’incidence rasante des lignes de champ magnétique, lesquelles conduisent la plus grande partie du flux de chaleur, le détail de la forme géométrique des éléments du divertor joue de façon critique sur les flux de chaleur reçus localement et in fine sur leur intégrité. En effet, le divertor d’ITER fonctionnera dans des conditions très proches des limites opérationnelles (température maximale). Une géométrie optimisée permet d’améliorer la performance mais au prix d’une réduction des tolérances mécaniques de fabrication et de montage qui a bien sûr un coût. Il s’agit d’une question encore ouverte, qui fait l’objet d’une modélisation détaillée à l’IRFM via des contrats passés par ITER Organization. La plus récente de ces études fait apparaître une solution d’optimisation géométrique pour limiter la surchauffe des bords d'attaque (qui mènerait à une fusion locale) des monoblocs en tungstène sur le divertor externe.

Les cibles verticales du divertor d’ITER seront constituées d’environ 110000 éléments. Ces éléments sont inclinés par rapport aux lignes de champ magnétiques incidentes (~3°) de façon à répartir le flux de chaleur en provenance du plasma sur la surface la plus large possible. Les tolérances de fabrication et d’alignement attendues font qu’inévitablement des bords d'attaque recevront de plein fouet les flux de chaleur (avec une incidence proche de 90°) ce qui entraînera leur fusion. Une première possibilité pour éviter ceci est d’usiner les monoblocs avec un biseau dans la direction toroïdale afin de masquer les bords d'attaque. Une étude récemment publiée montre que ceci ne résout que partiellement le problème [J. P. Gunn, et al., Nucl. Fusion 57, 046025 (2017)] : certains coins et côtés des monoblocs restent exposés au flux de chaleur en raison de l’inclinaison des lignes de champ magnétique. Suite aux recommandations d’un panel d’experts en septembre 2016, de nouvelles études ont alors été commandées à l’IRFM pour poursuivre l’optimisation géométrique des monoblocs. Une nouvelle idée a été testée et modélisée : sur le divertor externe il est possible de masquer tous les coins et les bords exposés en mettant en œuvre un biseau simultanément dans les directions toroïdales et poloïdales. Les calculs montrent que les problèmes de surchauffe peuvent être considérablement réduits ou même éliminés, au prix d'une légère augmentation de l'échauffement global de 5 à 30% en fonction de la profondeur du biseau. La faisabilité de l'implantation de cette géométrie optimisée et ses conséquences sur le coût et la complexité de fabrication du divertor doivent encore être évaluées.

Cassette de divertor d'ITER. L'encadré (1) illustre la réponse thermique des monoblocs n'ayant qu'un biseau toroïdal. Les bords supérieurs (flèche bleue) sont en surchauffe de 300°C. L'encadré (2) démontre l'efficacité de la solution à biseau toroïdal-poloïdal. La surchauffe des bords est éliminée.

La modélisation mise en œuvre par le CEA/IRFM pour obtenir ces résultats est un calcul détaillé des trajectoires des particules en tenant compte notamment des effets de largeur d’orbite (mouvement de giration des ions et des électrons autour des lignes de champ magnétique), de la forme détaillée des composants du divertor, ainsi que de la distribution du flux de chaleur dans la zone périphérique du plasma. Ces études illustrent l’importance de la modélisation des flux de plasma pour le design détaillé des divertors pour le succès de futurs réacteurs à fusion (comme DEMO et les tokamaks chinois et coréen actuellement en phase de conception) et pourraient conduire à engager un programme expérimental de test de composants spécifiques à double biseau sur la plateforme WEST.

Le CEA a inauguré son tokamak WEST le 6 avril 2018 en présence d’élus nationaux et locaux, ainsi que des institutionnels qui ont participé à son financement.

Après des premiers résultats encourageants fin 2016 et fin 2017, le tokamak WEST du CEA entame avec ses partenaires sa nouvelle vie. C’est une nouvelle machine de fusion que les chercheurs ont appris à piloter ces derniers mois. Tore Supra, le Tokamak du CEA a subi une profonde transformation. Devenu WEST pour « Tungsten (symbole chimique W ) Environment in Steady-state Tokamak », il va notamment devoir tester l’un des composants clés d’ITER, le divertor et explorera les problématiques de physique et d’opération sur des plasmas longues durées en environnement tungstène. Après quatre ans de travaux de 2013 à 2016, un jalon important a été franchi avec un premier plasma en décembre 2016. Fin 2017 WEST a ensuite rejoint la famille des tokamaks avec divertor en réalisant son premier plasma en « Point X ». Cette configuration magnétique permet de passer en mode de confinement amélioré, et de tester les composants qui font face au plasma dans des conditions similaires à celles d’ITER. Depuis, les progrès sur cette nouvelle machine sont constants et le programme expérimental qui embarque la communauté fusion nationale et internationale fait l’objet d’une feuille de route explicite sur les prochaines années. Le 6 avril, c’est devant toute l’équipe et en présence des représentants des Institutions ayant subventionnées la transformation de Tore Supra en WEST (Fonds FEDER, Etat, Région PACA et Conseil Départemental des Bouches du Rhône), ainsi qu’en présence de quelques députés et élus locaux, que le tokamak WEST a été inauguré.

Officiels présents lors de l'inauguration

Extrait du son et lumière : http://irfm.cea.fr/Phocea/Video/index.php?id=27 

Le 18 décembre, le premier plasma « en point X »  a été réalisé dans le tokamak WEST du CEA-IRFM. Cette configuration magnétique du plasma était l’enjeux majeur de la modification du tokamak Tore Supra en WEST ; modification effectuée pour permettre les tests des composants en tungstène du divertor d’Iter.

Après avoir réalisé un premier plasma en décembre 2016, la machine a été ré-ouverte pour installer les deux antennes de chauffage, modifiées elles également. L’opération de la machine a redémarré et des plasmas d’amorçage ont été obtenu facilement sans toutefois arriver à réaliser des plasmas avec une montée de courant significative. La modification en profondeur de la machine et l’implantation de nouveaux éléments dans l’enceinte à vide généraient des courant induits dans les structures passives. De nouvelles modifications afin de réduire la conductivité électrique de ces éléments et limiter ces courants induits ont donc été réalisées. Après quelques semaines d’opération, une première configuration magnétique stable avec un courant plasma aux alentours de 50 kA a été obtenu. Début décembre, la « recette » permettant d’obtenir une montée de courant plasma de 500 kA sur quelques secondes a été trouvée. Les bobines divertor installées quelques mois auparavant dans l’enceinte à vide sont entrées en action et un plasma en configuration divertor s’est affiché sur les écrans de contrôle. WEST rejoint ainsi la famille des tokamaks avec divertor. La prochaine campagne expérimentale cherchera à atteindre le mode de confinement dit « amélioré » (mode H), régime de fonctionnement prévu sur Iter, et débutera les tests des premiers composants.

Le 12 décembre 2017, la dernière bobine de champ toroïdal du tokamak supraconducteur JT-60SA en cours d’assemblage au Japon est sortie des ateliers General Electric (ex Alstom) de Belfort. Ce jalon important conclut brillamment la contribution française pour la fourniture de 10 des 20 aimants principaux du tokamak japonais.

Ce 12 décembre 2017 au matin, la 10ème et dernière [1] bobine de champ toroïdal pour le tokamak supraconducteur JT-60SA est sortie des ateliers General Electric (ex Alstom) de Belfort. Comme ses neuf sœurs avant elle, cette bobine est en chemin vers le CEA Saclay où elle sera testée aux conditions nominales de température de fonctionnement (4.5 K, -268,5°C) et de courant (27,5 kA), dans la station d’essai cryogénique dédiée. Il est attendu par toute l’équipe CEA conduite avec brio par Patrick Decool, que cette bobine, comme celles qui l’ont précédée, satisfasse sans faillir aux critères de recette finale qui inclut également un test de transition résistive, dit test de quench, permettant de mesurer la marge de fonctionnement en température de ces bobines, dont le bon fonctionnement est la base des futurs succès de JT-60SA. C’est une aventure technique et humaine de plus de dix ans qui est en passe de s’achever dans les jours à venir, et qui a compris bien des étapes depuis la définition des spécifications, du design, la contractualisation, la définition, la qualification et la validation des processus de fabrication, la mise en place qu’un contrôle qualité exigeant avant le lancement des premières fabrications en décembre 2013.

Stargate... et les 7 principaux acteurs de cette aventure commune devant leur porte vers les étoiles

Des liens de confiance très étroits ont été construits aux longs de toutes ces années entre les équipes japonaises de QST (ex JAEA), européennes de F4E, et françaises du CEA et d’Alstom-General Electric. Et c’est avec nostalgie que les membres de ces équipes voient se tourner une page importante de leur activité. Toutefois, chacun des acteurs de ce grand succès technique et organisationnel pourra légitimement en retirer la fierté d’avoir accompli un grand œuvre pour le développement des recherches sur la fusion contrôlée, avec le sentiment très fort d’avoir ouvert une nouvelle porte vers les étoiles.   [1] Les bobines complémentaires sont fabriquées en Italie par ENEA-ASG  

12 bobines installées dans JT-60SA (octobre2017)

Le CEA et le Ministère de la Science et de la Technologie de la République Populaire de Chine (MOST) ont signé les 23 et 24 novembre 2017 à Pékin la création du Centre franco-chinois sur l’énergie de Fusion (SIFFER, SIno-French Fusion Energy centeR). Cet accord-cadre de coopération permet aux deux pays d’intensifier leur collaboration sur la Recherche et le Développement Scientifique et Technique pour la Fusion.

L’accord-cadre de création de SIFFER a été signé le 23 novembre 2017 par M. Gabriele FIONI, Directeur des Coopérations Internationales du CEA et M. Dongbai YE, Directeur Général du département de la Coopération Internationale du MOST. Cette signature s’est accompagnée d’une Déclaration Politique Intergouvernementale signée le 24 novembre par M. Jean-Maurice RIPPERT, Ambassadeur de France en Chine, et M. Zhigang WANG, Vice-Ministre du MOST, en marge de la Rencontre sur le Dialogue de Haut niveau sur les Echanges Humains, et en présence de M. Jean-Yves LE DRIAN, Ministre des Affaires étrangères de la République Française et de Madame LIU, vice Premier Minisre de la République Populaire de Chine.   L’accord de mise en œuvre de SIFFER (Implementing Agreement) a ensuite été signé le 24 novembre 2017 par M. Gabriele FIONI, Directeur des Coopérations Internationales du CEA, M. Delong LUO, Directeur de l’Agence ITER-Chine, M. Yuntao SONG, vice-Directeur de l’Institut ASIPP (Académie des Sciences de Chine), et M. Xuru DUAN, Directeur de l’Institut SWIP (China National Nuclear Corporation), établissant ainsi la gouvernance formelle de l’accord.

MM. Song, Fioni, Luo et Duan lors de la signature de l'Implementing Agreement SIFFER

Les quatre membres du consortium SIFFER que sont le CEA/IRFM, l’agence domestique ITER-Chine, porteuse du programme fusion chinois, et les deux plus importants Instituts de fusion chinois (ASIPP de l’académie des sciences et SWIP du CNNC) vont désormais pouvoir mener en commun des actions de R&D scientifiques et technologiques dans le domaine de la fusion. Les thématiques couvertes sont le soutien à ITER Organization et ses partenaires, le développement de technologies pour la fusion, la R&D en physique et le développement de logiciels de sûreté et de normes techniques pour la fusion. Il s’appuie, en particulier, sur des activités conjointes au niveau de l’exploitation scientifique des machines de fusion française et chinoises (WEST, EAST, HL2A, HL2M), et sur les activités de R&D en accompagnement des études de conception des machines de fusion du futur (tokamaks ITER, CFETR, ..). SIFFER a vocation à mutualiser et optimiser l’utilisation des moyens humains et scientifiques des différents Instituts impliqués et devient ainsi un acteur de tout premier plan mondial dans le domaine de la R&D en Fusion.

Plus d'infos sur http://www.siffer.science/

Dans le cadre de l’approche élargie d’ITER, le CEA s’est engagé à fournir les alimentations électriques de quatre des dix  bobines poloïdales et des bobines toroïdales pour le tokamak Japonais JT-60SA. Arrivées au Japon en juin 2016, ces alimentations ont été installées et testées à pleine puissance sur charge. Elles ont été validées en septembre 2017.

L‘installation des alimentations fournies par le CEA  a débuté dès juillet 2016, le mois suivant leur livraison sur le site QST de Naka. Avec l’aide d’un installateur local (entreprise NAT), cette étape, d’une durée totale de près de 8 mois, s’est déroulée en 2 phases: Le montage (tel un mécano) des divers composants (armoires, inductances, jeux de barres, …) et leur ancrage pour répondre aux sévères normes parasismiques japonaises Le raccordement des alimentations aux sources (transformateurs), charges (jeux de barres vers bobines supraconductrices) et autres utilités (système de refroidissement et contrôle) du tokamak JT-60SA Une fois les alimentations installées et raccordées, c’est l’indispensable phase de pré-commissioning qui a pu débuter. Elle rassemble tous les contrôles nécessaires avant la mise sous tension pour éviter toutes casses de composants. En effet, ce sont tous les signaux internes et externes, les capteurs (tension, courant, température, débit…), les commandes thyristors (semi-conducteurs de puissance), l’ordre d’arrivée des phases transformateurs, les sécurités, … qui ont été méthodiquement contrôlés un à un pour que les tests en puissance soient réalisés dans les meilleures conditions de sécurité technique et humaine possibles. Ces premiers contrôles effectués, les alimentations ont été mises sous tension avec succès afin d’entamer la dernière phase dite de commissioning sur charge où chaque alimentation a été pilotée en local et depuis un PC simulant le futur système de supervision pour atteindre leurs spécifications maximales en tension (900v pour les alimentations des bobines poloïdales (EF) et 80v pour l’alimentation des bobines toroïdales (TF)) et en courant (20kA pour les alimentations EF et 25,7kA pour l’alimentation TF) dans les conditions de fonctionnement les plus sévères (220s ON / 1580s OFF pour les alimentations EF et 8h en continu pour l’alimentation TF). La validation effectuée en septembre 2017 de ces 5 alimentations de puissance permettra de signer la clôture du projet débuté en mars 2013. Elle est  prévue début 2018, après la formation des opérateurs Japonais et la remise des documents finaux.   Olivier BAULAIGUE (STEP/GELEC)

Installation de l'alimentation électrique de la bobine poloïdale EF3

Fin des tests de validation sur site

Le premier grand composant pour le système magnétique d’ITER est arrivé à l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA) pour y être testé. Cet évènement méritait d’être souligné au plus haut niveau. Ainsi, Bernard Bigot, DG d’ITER Organisation, Luo Delong, directeur de l’Agence domestique chinoise en charge de la fourniture de composants d’ITER par la Chine et Alain Bécoulet, directeur de l’IRFM ont accueilli avec enthousiasme ce composant de plusieurs tonnes qui matérialise la collaboration internationale lancée il y a dix ans pour construire ITER.

Cet imposant composant de près de 8 m de long, 4 m de haut et 2,5 m de large pour un poids de 6,6 tonnes, appelé « feeder » en anglais, permettra d’alimenter l’une des bobines supraconductrices d’ITER (la bobine poloïdale n°4) en hélium liquide et en courant. C’est également par ce « feeder » que passent les câbles d’instrumentation de la bobine. Le composant qui sera testé conjointement par les équipes du CEA et d’ITER n’est qu’un maillon de l’un des 31 feeders que livrera la Chine et qui mesurent entre 30 et 50 mètres de long chacun. Il n’en reste pas moins un élément d’une technologie complexe composé de supraconducteurs, d’alimentations électriques supraconductrices, de tuyauteries et vannes cryogéniques, d’instrumentation, d’écrans thermiques et d’une chambre à vide. Il permet d’assurer le passage de l’hélium d’un gradient de température de 300 k à 4 k (c’est-à-dire de la température ambiante à -269 °C). C’est le premier d’une longue série de composants technologiques, preuve concrète de l’effort conjoint de plusieurs dizaines voire centaines de personnes à travers le monde. Cet élément sera positionné dans l’anneau qui supporte le cryostat avant que ce dernier ne soit achevé. Son arrivée témoigne des progrès de la construction du projet ITER. Et pour Bernard Bigot : « Un jour - qui n’est pas si loin - ces composants formeront une machine bien réelle ».

MM. Bigot, Bécoulet, Delong et Mitchell pendant la cérémonie

Ce premier composant sera scrupuleusement examiné dans le laboratoire MIFI (Magnet Infrastructure Facilities for ITER) du CEA. En effet, il subira des tests d’isolement haute-tension, de vérification des dimensions et de détection de fuite. Ces tests valideront son bon fonctionnement avant son installation définitive dans le bâtiment tokamak d’ITER. D’autres composants arriveront à l’IRFM dans les mois à venir, amplifiant ainsi la collaboration entre ITER et le CEA, ce dernier apportant son expertise et ses compétences pour la réalisation de cette incroyable machine.   Voir aussi : News ITER : Magnet system - First superconducting component ready for tests Vidéo sur le sujet  

A droite, le composant dans les locaux MIFI du CEA

Une équipe de l’IRFM a réalisé de premières simulations numériques en 3D de la turbulence du plasma de fusion en géométrie « divertor », identique à celle d’Iter. Elle a pu ainsi étudier l’impact de cette configuration magnétique sur la couche limite du plasma qui canalise l’énergie sortant du plasma, permettant d'envisager des moyens de contrôle des flux thermiques impactant les composants de la machine.

Le développement de la fusion nucléaire contrôlée par confinement magnétique va bientôt franchir une étape clé avec le démarrage à venir du réacteur expérimental ITER, en construction à Cadarache dans le sud de la France. Le changement d’échelle d’ITER par rapport aux installations existantes, nécessaire pour améliorer les performances du réacteur, soulève de nouveaux défis. Une des questions clés est celle de la prédiction et du contrôle des flux de chaleurs sortant du plasma (de l’ordre de 100MW) et se déposant sur la paroi du réacteur. Le confinement du plasma, nécessaire et bénéfique pour l’obtention de réactions de fusion dans le cœur du réacteur, conduit en effet à une localisation de ces flux dans un canal très étroit dans la partie du plasma en contact avec la paroi. Cette puissance est alors déposée sur une surface réduite (de l’ordre du m2). L’amplitude et la distribution exacte de ce flux d’énergie est critique pour le design et l’opération de la machine, en particulier la stratégie de dissipation de ce flux avant qu’il n’atteigne la paroi. Or la modélisation de cette phénoménologie repose aujourd’hui essentiellement sur des lois empiriques avec un degré d’incertitude important. Dès lors la modélisation numérique se révèle indispensable afin de progresser dans la compréhension et la prédiction des phénomènes en jeu. En particulier, le transport de l’énergie dans le plasma périphérique fait intervenir des processus turbulents, intrinsèquement non-linéaires. Par ailleurs, ITER s’appuiera sur une géométrie complexe du champ magnétique, dite « divertor », dans laquelle le plasma a une forme de D avec un croisement des lignes de champ dans la partie basse du tokamak (le « point X »).

Depuis quelques années, l’IRFM s’est positionné comme un des leaders mondiaux de cette problématique grâce au développement et à l’exploitation du code de modélisation numérique du plasma de bord TOKAM3X. Ce code, co-développé en collaboration avec le laboratoire M2P2 de l’Université d’Aix-Marseille, permet de décrire en 3 dimensions la turbulence et le transport des particules et d’énergie associé. La figure ci-contre montre les fluctuations de la densité du plasma et du potentiel électrique telles que simulées par TOKAM3X. Celles-ci sont le principal contributeur au transport de la chaleur dans le plasma et permettent d’expliquer l’étalement du flux d'énergie sur la paroi. En 2017, les équipes de l’IRFM et du M2P2 ont franchi une étape clé du développement du code TOKAM3X en traitant également le problème du transport turbulent de l’énergie dans une géométrie de type "divertor". Cette nouveauté place le code dans la position unique à l’échelle mondiale de modéliser l’écoulement de la chaleur dans le plasma de bord dans la géométrie d’intérêt pour ITER. La figure  montre les fluctuations de densité simulées en géométrie divertor. La turbulence se structure en filaments et s’organise de manière complexe dans l’espace en réponse à la géométrie du champ magnétique. La présence du point X se traduit par une déformation importante de ces fluctuations, tel qu’observée dans les expériences grâce à des caméras ultra-rapides. Par ailleurs, les simulations prouvent que la couche limite qui canalise l’énergie quittant le plasma peut être contrôlée en adaptant la géométrie du divertor. Ces résultats permettent d’envisager des stratégies pour étaler le flux d’énergie sur les parois, apportant des éléments de réponse à la problématique de l’extraction de l’énergie du réacteur de fusion.

Visualisation de la turbulence dans le plasma de bord telle que simulée par le code TOKAM3X en géométrie divertor. A gauche, les fluctuations du potentiel électrique ; à droite, les fluctuations de densité à un instant donné. Le point X, spécificité de la géométrie divertor, est visible dans le bas du plasma.

Pour en savoir plus : Drive of parallel flows by turbulence and large-scale E × B transverse transport in divertor geometry, Nuclear Fusion - DOI: 10.1088/1741-4326/aa5332

Un endoscope de thermographie infrarouge développé par l’IRFM équipe désormais le tokamak WEST. Sa très haute résolution spatiale (100 microns) permettra d’étudier avec finesse le comportement thermique du divertor, un organe critique pour Iter.

Destiné à extraire les flux de chaleur et de particules s’échappant du plasma, le divertor est constitué d’assemblages de monoblocs de tungstène refroidis par circulation d’eau. Ces éléments soumis à des températures extrêmes peuvent s’endommager, jusqu’à fusionner. Ce nouveau diagnostic mise en place sur WEST permettra d’observer leur comportement thermique, et d’étudier les effets d’un désalignement entre deux monoblocs ainsi que différents types de géométrie, avec une résolution spatiale jamais atteinte pour ce type d’instrument. L’endoscope optique permet d’observer une zone de 64 x 51 mm². Un système de miroirs motorisés rendra possible le déplacement de cette zone d’observation sur différents points d’intérêt du divertor. L’image formée à la longueur d’onde de 1,7 µm est recueillie sur une caméra infrarouge développée à l’IRFM, dont le blindage refroidi est capable de supporter l’environnement magnétique extrême du tokamak. Le domaine de températures mesuré s’étend de 300° à 3 400°C. Ce diagnostic délivrera des données qui serviront notamment à préciser le cahier des charges du divertor d’Iter

Vue CAO de la visée de l'endoscope et photo du diagnostic Très Haute Résolution avant son installation sur le tokamak

Photo des composants du divertor dans WEST et image obtenue avec le diagnostic très haute résolution