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.
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