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11 sujets IRFM

Dernière mise à jour : 17-07-2018


• Mathématiques - Analyse numérique - Simulation

• Matériaux et applications

• Mécanique, énergétique, génie des procédés, génie civil

• Physique nucléaire

• Physique atomique et moléculaire

• Physique des plasmas et interactions laser-matière

• Physique théorique

 

Synergie dans le transport coeur-bord pour les plasmas de tokamak

SL-DRF-18-0943

Domaine de recherche : Mathématiques - Analyse numérique - Simulation
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Hugo Bufferand

Philippe GHENDRIH

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Hugo Bufferand

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 77 04

Directeur de thèse :

Philippe GHENDRIH

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 29 93

Alliages de Tungtène pour la fusion

SL-DRF-18-0569

Domaine de recherche : Matériaux et applications
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Conception et Exploitation Composants Face au Plasma

Cadarache

Contact :

Christian GRISOLIA

Dominique Vrel

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Christian GRISOLIA

CEA - DSM/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 43 78

Directeur de thèse :

Dominique Vrel

CNRS/LSPM - LSPM

0149403452

L’objectif de ce projet est la synthèse d'alliages de tungstène utilisables dans le contexte de la fusion thermonucléaire pour la réalisation de Composants Face au Plasma capables de soutenir les flux thermiques très élevés observés dans les réacteurs de fusion. Il s’agit d’optimiser ces alliages afin d’obtenir de meilleures propriétés d’usage en particulier une plus grande ductilité facilitant les conditions d’usinage et améliorant les propriétés vis à vis de l’exposition au plasma. Ceci doit passer par l’obtention de matériaux nanométriques [Németh - 2015] homogènes en composition. De plus ces nouveaux matériaux doivent présenter des propriétés spécifiques à la filière fusion comme une bonne résistance à la recristallisation, à l’activation neutronique, afin de limiter les conséquences de leur utilisation sur la filière déchets, ne pas ou peu former d’hydrures, résister à l’érosion plasma et à l’oxydation. Ce dernier point peut s’avérer critique dans certaines conditions accidentelles, l’oxydation du tungstène pouvant consommer jusqu'à 50 kilos par heure de composés face au plasma.

L’originalité du projet est en grande partie fondée sur l’obtention de poudres d’alliages réfractaires nanométriques, homogènes en composition, afin de garantir une température de transition ductile-fragile suffisamment basse pour rendre le matériau usinable (poudres nanométriques) et lui conférer une bonne résistance à l’oxydation (alliages spécifiques). Cette synthèse se fera par l’utilisation du procédé SHS (Self-propagating High-temperature Synthesis). A titre exploratoire, des poudres nanométriques (~100 nm) d'alliages de tungstène à faible proportion (2 à 6% massique) de Vanadium, de Chrome ou de Tantale ont été réalisés. A partir de ces poudres, des échantillons solides ont été obtenus par Spark Plasma Sintering (SPS). Si une optimisation reste nécessaire, il n’y a pas de verrou identifié à lever pour fabriquer les alliages massifs envisagés.

Une bibliographie approfondie sera effectuée pour sélectionner les éléments d’alliage afin de tenir compte des contraintes spécifiques à la thématique fusion comme précisé ci-dessus : température de recristallisation, activation neutronique, formation d’hydrures, résistance à l’érosion plasma, résistance à l’oxydation,.... Des alliages binaires, ternaires et quaternaires dans le système W-Ta-V-Cr sont envisagés. Différents échantillons massifs de petites tailles, obtenus à partir de poudre nanométriques serons fabriqués: W pur et quelques alliages de W à concentration maximale en éléments d’alliage fixée à 6% massique. Ces échantillons seront soumis à différents tests métallurgiques (micro-dureté, tests de compression et tests thermomécaniques) qui permettront de les comparer au W actuellement utilisé. Afin de déterminer l’influence des éléments d’alliage, nous nous attacherons à bien caractériser les matériaux pulvérulents et massifs lors de ces phases de fabrication : distribution en taille pour les poudres, composition et homogénéité de composition pour les poudres et les massifs, propriétés mécaniques et thermomécaniques pour les massifs. La reproductibilité du procédé de fabrication sera aussi évaluée. Des tests de corrosion sous vapeur d’eau à haute température (~600-800°C) seront aussi entrepris. A l’issue de cette première phase de tests, les alliages les plus prometteurs seront retenus pour des tests plasma d’érosion et d’implantation ionique d’hydrogène afin d’évaluer leur comportement en opération tokamak. Enfin, en mettant à profit la capacité de fabrication du laboratoire, des échantillons massifs de grandes tailles (plusieurs cm3) seront fabriqués afin de les soumettre à des tests à hauts flux semblables à ceux observés dans un tokamak. Une pré-étude sera aussi entreprise sur la fabrication par SPS d’un échantillon massif permettant la réalisation d’un composant de géométrie identique à ceux utilisés sur WEST ou ITER ouvrant la voie aux tests en conditions réelles en tokamak.

Ce projet de thèse est un travail fortement collaboratif qui permettra au candidat d’acquérir, dans des laboratoires experts, de larges compétences en physique et en caractérisation des matériaux mais aussi en fusion thermonucléaire. Le candidat sera amené à se déplacer en France et à l’étranger et devra faire preuve d’autonomie.

[Németh - 2015] A. Németh et al, The nature of the brittle-to-ductile transition of ultra-fine grained tungsten (W) foil, Int. Journal of Refractory Metals and Hard Materials 50 (2015) 9–15

Modélisation mécanique des câbles supraconducteurs pour les aimants de fusion sous chargements électromagnétiques et thermiques cycliques

SL-DRF-18-0581

Domaine de recherche : Mécanique, énergétique, génie des procédés, génie civil
Laboratoire d'accueil :

Service Tokamak Exploitation et Pilotage (STEP)

Groupe Cryomagnétisme

Cadarache

Contact :

Alexandre Torre

Frédéric LEBON

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

Alexandre Torre

CEA - DRF/IRFM/STEP

0442257442

Directeur de thèse :

Frédéric LEBON

Aix-Marseille Université - LMA

04.84.52.42.22

Les grands aimants de fusion sont constitués de câbles supraconducteurs utilisant des brins en Niobium-étain (Nb3Sn) et opérant à 4,5K. Ce matériau, devenu la référence des projets actuels, présente l’inconvénient d’être extrêmement sensible à la déformation. Or ces aimants sont soumis à des chargements mécaniques intenses et cycliques (dilatation différentielle thermique, force de Lorentz) qui conduisent à la dégradation de leurs propriétés. Cela introduit une incertitude quant aux performances finales des aimants, et peut conduire à la restriction de l’opération de la machine, et aller jusqu’à provoquer des transitions résistives (quenchs) prématurées. L’enjeu de la thèse est d’aborder la mécanique fine de ces câbles, et d’identifier les paramètres de design et de chargement qui conduisent à la dégradation des performances. Cette thèse se base sur un travail déjà engagé par l’École Centrale Supelec, le CEA et ITER dans le cadre du développement d’un code de calcul (Multifil) modélisant les brins supraconducteurs et leurs déformations sous chargement mécanique. La thèse comporte une partie numérique (développement et amélioration du code Multifil), des analyses d’essais (sur des câbles ITER) et une partie expérimentale permettant de qualifier et améliorer le modèle. La thèse se déroulera pour partie à l’École Centrale Supelec et pour partie au CEA Cadarche.

Impact des particules énergétiques sur la microturbulence dans les plasmas de fusion et transition vers les modes MHD

SL-DRF-18-0955

Domaine de recherche : Physique nucléaire
Laboratoire d'accueil :

Service Chauffage et Confinement du Plasma

Support aux Expériences et Modélisation

Cadarache

Contact :

jeronimo garcia

Peter BEYER

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

jeronimo garcia

CEA - DRF/IRFM/SCCP/SEM

0442254969

Directeur de thèse :

Peter BEYER

Aix-Marseille Université - Laboratoire de Physique des Interactions Ioniques et Moléculaires

+33 (0)4 91 28 82 20

La turbulence est l'un des principaux mécanismes physiques qui limitent le confinement de l'énergie dans les plasmas à confinement magnétique. L'étude du contrôle et de la suppression de la turbulence est un objectif critique pour l'optimisation et la conception des futurs réacteurs de fusion de type tokamak. L'impact des ions rapides a été démontré très important sur de tels plasmas en supprimant le transport de la chaleur avec des simulations girocinetiques linéaires et non linéaires avec le code gyrocinetique GENE. Cependant, des inconvénients importants dans la modélisation effectuée précédemment pourraient limiter une telle réduction de la turbulence.

Dans ce projet, l'impact des ions rapides sur la turbulence sera étendu aux plasmas à bêta élevé dominés par les modes à électrons piégés (TEM) qui peuvent être entraînés par un gradient de densité électronique significative et qui peuvent être déstabilisés dans des régimes à fort confinement de l’énergie thermique. Un point particulier sera l'analyse de l'interaction entre les fluctuations électromagnétiques, le transport d'ions thermiques et le transport d'ions rapides qui est entraîné par des fluctuations de plasma à grande échelle du type de MagnetoHydroDynamics (MHD). Ceci est essentiel dans le domaine des plasmas à confinement magnétique, car l'objectif principal de tels plasmas est de générer suffisamment de puissance de fusion et, à cet effet, la pression thermique et les ions rapides doivent être maximisés. Des analyses de sensibilité seront effectuées afin d'évaluer l'interaction entre les fluctuations électromagnétiques, le transport d'ions rapides, le transport d'ions thermiques et le ß élevé afin d'évaluer la cohérence du cadre de modélisation utilisé pour l'évaluation de la fonction de distribution des ions.

Cela aidera à évaluer la sensibilité de la transition entre la microturbulence et les grandes fluctuations de type MHD. Une configuration optimale possible où cette transition n'est pas obtenue sera recherchée. Cependant, la validité des codes cinétiques pour analyser une telle transition n'est pas claire. Par conséquent, les modèles fluides ont été traditionnellement utilisés à cette fin. Des comparaisons avec de tels modèles seront effectuées.

Caractérisation de l’ablation des glaçons d’hydrogène dans la perspective d’ITER

SL-DRF-18-0607

Domaine de recherche : Physique atomique et moléculaire
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Bernard PEGOURIÉ

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-10-2018

Contact :

Bernard PEGOURIÉ

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

+33 (0)4 42 25 45 51

Directeur de thèse :

Bernard PEGOURIÉ

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

+33 (0)4 42 25 45 51

Labo : http://www-irfm.intra.cea.fr/sppf/Phocea/Vie_des_labos/Ast/ast_groupe.php?id_groupe=514

Voir aussi : http://www.nifs.ac.jp/en/helical/hdpprd.html

L’alimentation en combustible des machines de prochaine génération sera nécessairement faite par injection de glaçons. Cependant, reproduire les conditions régissant la physique de l’alimentation dans ces machines est impossible dans les tokamaks actuels. Les prédictions sont donc essentiellement basées sur des simulations et il est nécessaire de valider les codes d’ablation/déposition aussi soigneusement que possible pour pouvoir accorder à leurs prédictions un degré de confiance suffisant. Une injection de glaçon se compose de deux phases : l’ablation du glaçon et la dérive du nuage de matière ablatée. Si la phase 2 est bien validée, la phase 1 est beaucoup moins bien diagnostiquée : la densité, la température et la dynamique de l’ionisation dans les nuages ont seulement été rarement déterminées, et toujours avec des approximations significatives. Ce projet tend à combler ce vide. Il comprend tout d’abord une composante expérimentale incluant une participation aux campagnes de plusieurs machines, une phase d’interprétation des données récoltées de façon à en extraire les caractéristiques des nuages et leur corrélation avec les caractéristiques de l’injection, enfin la comparaison des résultats avec les prédictions du code d’ablation/déposition HPI2, celui-ci étant modifié si nécessaire pour une meilleure description de la physique des nuages d’ablation.

Current profile shaping and its impact on tokamak energy confinement: from theory to the control room

SL-DRF-18-0259

Domaine de recherche : Physique des plasmas et interactions laser-matière
Laboratoire d'accueil :

Service Chauffage et Confinement du Plasma

Support aux Expériences et Modélisation

Cadarache

Contact :

Clarisse BOURDELLE

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-10-2018

Contact :

Clarisse BOURDELLE

CEA - DSM/IRFM/SCCP/SEM

0442256136

Directeur de thèse :

Clarisse BOURDELLE

CEA - DSM/IRFM/SCCP/SEM

0442256136

Labo : http://irfm.cea.fr/en/index.php

Voir aussi : http://west.cea.fr/en/index.php

In a tokamak plasma, the current profile impacts strongly the turbulent transport, therefore the energy content. Maximizing the energy, hence the D-T fusion rate, is at the heart of research on fusion by magnetic confinement. Current profile is the easiest plasma parameter that can be shaped from the tokamak control room using external magnetic field coils as well as electromagnetic waves. To shape in real time the current profile, improved first principle based turbulent transport codes are needed. Since 2017, for the first time, a neural network regression of a quasilinear transport code is now available and integrated in a real time control suite.

The PhD student will apply these novel tools to

1) reproduce well diagnosed experimental current ramp up of the world largest tokamak, JET

2) validate the embedded turbulence code with respect to nonlinear codes over the, rarely explored, parametric domain of a current ramp up.

The iteration between first principle physics and experiment modelling will be carried out until convergence.

Then, on the WEST tokamak, in Cadarache, experiments will be designed and realized in order to optimize and control the current profile shape leading to improved plasma performances.

Interaction bord-cœur: contrôle de la turbulence par le champ électrique dans les plasmas de tokamaks

SL-DRF-18-0570

Domaine de recherche : Physique des plasmas et interactions laser-matière
Laboratoire d'accueil :

Service Chauffage et Confinement du Plasma

Transport Turbulence et MagnétohydroDynamique

Cadarache

Contact :

Yanick SARAZIN

Peter BEYER

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Yanick SARAZIN

CEA - DRF/IRFM/SPPF/GTS

+33 4 42 25 48 03

Directeur de thèse :

Peter BEYER

Aix-Marseille Université - Laboratoire de Physique des Interactions Ioniques et Moléculaires

+33 (0)4 91 28 82 20

Comprendre la turbulence et sa dynamique reste un des grands problèmes ouverts en physique. Dans les plasmas de fusion par confinement magnétique, la turbulence contrôle le confinement du plasma, et in fine ses performances. De manière quasi unique, l'auto-organisation multi-échelles dont elle est le siège peut conduire à des bifurcations spontanées vers des régimes à confinement amélioré, caractérisés par le développement de barrières de transport. Un des grands succès de la théorie est d'avoir identifié le champ électrique radial comme un des acteurs majeurs de ce processus.

Les observations expérimentales et notre compréhension théorique montrent que la périphérie du plasma confiné participe de façon décisive à la génération d'un tel champ, et de fait au contrôle de la turbulence. L'objectif de la thèse consiste à élucider son rôle dans cette dynamique, au travers notamment de simulations non-linéaires avec le code gyrocinétique GYSELA. La force du projet réside dans l'originalité de GYSELA, un des rares codes de par le monde capables d'étudier cette interaction cruciale bord-cœur du point de vue cinétique, et l'expertise de l'équipe encadrante, reconnue internationalement et active dans plusieurs projets Européens sur le sujet.

Transport et turbulence dans le plasma de bord des tokamaks en géométrie complexe

SL-DRF-18-0557

Domaine de recherche : Physique des plasmas et interactions laser-matière
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Patrick Tamain

Eric SERRE

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Patrick Tamain

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

0442252616

Directeur de thèse :

Eric SERRE

CNRS - M2P2 Marseille

33(0)491118535

Labo : http://irfm.cea.fr/

Le transport dans le plasma de bord des tokamaks demeure l'une des principales inconnues pour les machines futures et en particulier ITER. Celui-ci détermine les performances fusion ainsi que l’espérance de vie des composants face au plasma. Il est reconnu que la turbulence joue un rôle prépondérant dans la physique en jeu.

Le traitement de ce problème non-linéaire nécessite l’utilisation de codes numériques complexes dits "premier principe", c'est-à-dire ne faisant pas appel à des hypothèses ad-hoc pour simplifier la description du transport. Initialement exploités dans des géométries simplifiées, ces codes fluides à 3 dimensions commencent désormais à s’attaquer à la modélisation du transport turbulent dans le plasma de bord en géométrie réaliste. Les premiers résultats soulignent l’importance de la prise en compte précise de la géométrie magnétique et de la paroi du réacteur. La compréhension et les implications de cette physique restent cependant à développer.

Ce projet de thèse vise à étudier l’impact de la géométrie du plasma et du réacteur sur la turbulence dans le plasma de bord. Il comprendra un volet modélisation et un volet expérimental. Il s’appuiera sur la gamme d’outils numériques développés à l’IRFM en collaboration avec l’université d’Aix-Marseille et sur l’exploitation des expériences menées sur le tokamak WEST ou d’autres machines européennes partenaires. L'objectif est de déterminer les paramètres géométriques essentiels influant sur le transport turbulent dans le plasma afin d'en tirer des enseignements sur le design et l'exploitation des machines futures.

Effet de topologie et stabilité de la transition entre phase détachée et phase ionisante du plasma

SL-DRF-18-0240

Domaine de recherche : Physique théorique
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Hugo Bufferand

Guido CIRAOLO

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

Hugo Bufferand

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 77 04

Directeur de thèse :

Guido CIRAOLO

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

0442254950

Le confinement des plasmas dans les tokamaks doit permettre de concilier les plasmas en régime de combustion thermonucléaire au cœur du dispositif et les conditions du plasma périphérique permettant l'interaction plasma-paroi en régime stationnaire en minimisant le vieillissement des composants face au plasma.

La région dédiée à l'interaction plasma-paroi appelée divertor doit assurer une transition entre le plasma ionisant où rayonnent fortement les impuretés légères et où la population d'atomes neutres est très faible, et le plasma détaché recombinant plus froid caractérisé par un fort couplage entre le plasma et une population de neutres plus importante. Des fronts séparent ces différentes phases du plasma et une bonne compréhension de leur dynamique constitue un enjeu majeur pour l'interaction plasma-paroi dans les tokamaks actuels et les futurs réacteurs.

Dans ce contexte, les expériences menées sur le tokamak WEST à Cadarache, où la géométrie de l'interaction neutres-composant face au plasma est originale, permettront de développer une connaissance expérimentale approfondie, abordée avec le soutien de la nouvelle génération d'outils de simulation développée par l'équipe, et permettant de maîtriser le rôle des atomes neutres dans la physique du détachement.

Le travail de thèse proposé est axé sur l'étude expérimentale sur WEST et d'autres expériences en Europe avec une implication forte de la modélisation.

Modèles Proie-Prédateur et analyse big-data des simulations du transport turbulent des plasmas de fusion

SL-DRF-18-0852

Domaine de recherche : Physique théorique
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Philippe GHENDRIH

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Philippe GHENDRIH

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 29 93

Directeur de thèse :

Philippe GHENDRIH

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 29 93

Labo : http://irfm.cea.fr/

De nombreux problèmes dans nos sociétés peuvent être analysés dans un formalisme de type proie-prédateur. Ces modèles ont d’abord été introduits pour étudier la dynamique de population dans les écosystèmes (Lotka-Volterra, 1925-1926). Les premiers modèles ont été repris et complétés par Kolmogorov (1936). Plus récemment, cette approche a été utilisée pour une large classe de problèmes parfois très différents des premières applications; on les retrouve en biophysique et en biomathématiques, par exemple pour la description de thérapies contre le cancer. Dans les systèmes complexes, en général à grands degrés de liberté, ces modèles sont des paradigmes pour établir des modèles réduits afin de comprendre en particulier la génération de motifs et/ou dans le temps ou dans l’espace (James D. Murray, Mathematical Biology). Le but de ce projet de thèse est d’établir des classes d’universalité de ces modèles réduits afin de procéder à une analyse big-data pour identifier des séquences présentant ces signatures. L’étape cruciale est alors d’identifier les mécanismes physiques à l’origine de ces corrélations.

Le thème de recherche pour cette thèse est la dynamique et l’auto-organisation de la turbulence des plasmas de fusion par confinement magnétique. La description de ces processus est basée sur des fonctions de distribution, typique des grandes populations, pour lesquelles une auto-organisation assez complexe génère des structures spatiales et temporelles ainsi que des comportements chaotiques. Des modèles réduits de type proie-prédateur ont déjà été utilisés pour ces systèmes mais de manière ponctuelle sans dégager de propriétés systémiques. Les comportements étudiés dans ce cadre sont notamment la saturation du transport turbulent qui a des implications fortes pour la performance de ces plasmas et pour le contrôle de l’interaction avec la paroi. L’étude est adossée à un effort de simulations à l’état de l’art dans le domaine High Performance Computing (code gyrocinétique GYSELA) sous-tendu par des développements mathématiques. La première étape est d’explorer les classes d’universalités de modèles proie-prédateur qui peuvent être considérés comme modèles réduits de la dynamique du transport turbulent des plasmas de fusion. L’impact de processus stochastiques sera pris en compte dans cette analyse. Le but est alors de développer des outils permettant une analyse de données de type big-data mining et d’identifier ainsi les séquences qui s’apparentent à un comportement proie-prédateur. Une ambition plus grande serait d’inclure ce type d’outil dans les codes de simulations afin de déterminer au vol des données à sauvegarder. Cet aspect est crucial car une fraction minime des données générées lors de ces simulations peut être sauvegardée. La stratégie de sauvegarde actuellement en place est aveugle. Elle est basée sur une vision standard et limite en conséquence l’accès aux données qui appellent une compréhension innovante de la physique. Le travail à réaliser sera donc dans un premier temps l’analyse mathématique des dynamiques accessibles en s’appuyant notamment sur les travaux déjà publiés et des simulations réduites. Dans un deuxième temps, la réduction de modèle utilisant notamment la méthode PoPe –Projection On Proper Elements (Thomas Cartier-Michaud, Physics of Plasmas 2016)– sera développée avant de mettre en œuvre les outils d’analyse adaptés aux grands volumes de données comme les réseaux neuronaux. Enfin, les corrélations potentielles, ainsi établies par la projection de la solution complète sur les modèles réduits, seront analysées du point de vue des mécanismes de physique qui peuvent générer les comportements repérés dans les données. La mise en place de ce cadre de travail est indispensable pour établir le bien fondé des corrélations et valider le modèle réduit offrant une compréhension nouvelle de la dynamique turbulente.

Le travail de thèse sera dirigé par Philippe GHENDRIH à Cadarache dans le cadre de TOP, projet d’excellence AMIDEX dirigé par Eric SERRE. Le travail se fera en réseau avec la Maison de la Simulation (Saclay) pour les aspects de High Performance Computing ainsi que le Centre de Physique théorique à Aix-Marseille Université (AMU). Le travail se fera également en collaboration internationale avec l’université de Florence. Enfin l’extension de cet effort vers des applications médicales sera prise en considération notamment avec deux laboratoires d’AMU, le CPT et I2M.

Pousser la physique des barrières de transport jusqu'au mur: comment les conditions aux limites impactent-elles le confinement dans les tokamaks’

SL-DRF-18-0556

Domaine de recherche : Physique théorique
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Nicolas Fedorczak

Laure VERMARE

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

Nicolas Fedorczak

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 37 12

Directeur de thèse :

Laure VERMARE

CNRS - UMR7648 Laboratoire de physique des plasmas (LPP)

0442254992

Labo : http://irfm.cea.fr/en/index.php

Voir aussi : http://www.lpp.fr/-Laure-Vermare-

Dans les plasmas magnétiques de tokamak, une transition spontanée du régime de transport turbulent peut prendre place à l’interface entre le plasma confiné et la couche limite de plasma en interaction avec la paroi du réacteur. La compréhension et le contrôle de cette transition est un enjeu primordial pour améliorer les performances des réacteurs. S’il est accepté que des phénomènes de stabilisation de la turbulence par des écoulements cisaillés à grande échelle soient en jeu, la compréhension actuelle n’est pas assez complète pour proposer des modèles prédictifs applicables aux futurs réacteurs. En particulier, le rôle des conditions aux limites sur cette transition est un sujet peu étudié car à la frontière de deux thématiques trop souvent distinctes : le confinement de l’énergie et l’interaction plasma-paroi.

Le projet de thèse se positionne à cette interface, encadré par une équipe mixte. Le cœur du projet est l’étude expérimentale de l’interaction "écoulements-turbulence" à l’interface topologique entre plasma confiné et couche limite en contact avec la paroi. Un système de mesure radar par effet doppler sera l’outil principal, complété par des mesures de sondes électrostatiques. Des expériences sur grands instruments seront préparées, coordonnées et analysées, en France (tokamak WEST) et possiblement en Europe. Ce travail expérimental sera complété par une approche théorique des phénomènes de couplage basée sur des développements récents, afin de former des modèles simplifiés permettant de décrire les expériences.

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