Avis de soutenance Monsieur Manuel SCOTTO D’ABUSCO
Manuel SCOTTO D’ABUSCO
Mar. 31st 2022 to Apr. 01st 2022
Salle des Maquettes Bât 506 pièce 130, CEA Cadarache

AVIS DE SOUTENANCE

Monsieur Manuel SCOTTO D’ABUSCO

« Sciences pour l'ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique »

Spécialité « Fusion Magnétique »

Soutiendra publiquement ses travaux de thèse intitulés :

« Modélisation numérique du transport turbulent cœur-bord dans un tokamak en géométrie réaliste par une méthode numérique avancée »

dirigés par Monsieur Eric SERRE

Soutenance prévue le jeudi 31 mars 2022 à 14h00

Lieu :   IRFM Salle des Maquettes - Centre de Cadarache 13115 Saint-Paul-Lez-Durance

Et par SKYPE (voir lien ci-dessous)

Composition du jury proposé :

Dr. Nicola Vianello

Consorzio RFX

Rapporteur

Pr. Etienne Gravier

Université de Lorraine, IJL

Rapporteur

Dr. Clarisse Bourdelle

CEA IRFM

Examinateur

Dr. Sebastijan Brezinsek

Forschungzentrum Jülich

Examinateur

Dr. Giorgio Giorgiani

M2P2 CNRS / AMU / ITER

Examinateur

Pr. Mathias Groth

Aalto University

Examinateur

Dr. Eric Serre

M2P2 CNRS / AMU

Directeur de thèse

Dr. Hugo Bufferand

CEA IRFM

Encadrant CEA

Mots-clés :

Physique des plasmas, Modélisation numérique, Tokamak, Fusion, Transport, Plasma de bord

Résumé :

De nos jours, un défi reste la conception de scénarios de plasma optimisés pour le fonctionnement du tokamak afin de contrôler le flux de chaleur du centre à la paroi. Cela nécessite le développement de codes numériques efficaces et fiables avec des capacités prédictives pour les simulations de plasma. Malgré des progrès significatifs ces dernières années, les capacités prédictives des codes de transport actuels sont encore reconnues par la communauté internationale comme étant largement insuffisantes. Parmi les nouvelles capacités des codes censées obtenir des capacités prédictives, la discrétisation précise des géométries réelles des chambres de tokamak, la flexibilité par rapport à la géométrie magnétique et l'efficacité de calcul en termes de vitesse ont déjà été clairement identifiées par la communauté de la fusion. Pour résoudre tous ces problèmes, une nouvelle approche est proposée dans le présent travail qui vise à développer un code d'éléments finis d'ordre élevé basé sur un schéma numérique de Galerkin discontinu hybride et une méthode efficace d'intégration en temps implicite pour résoudre les équations de fluides réduites de Braginskii non isothermes dans des géométries polyvalentes de tokamak et d’équilibre magnétique. L'utilisation d'un tel schéma numérique permet d'effectuer des simulations avec des configurations magnétiques évoluant dans le temps, évitant un remaillage coûteux du domaine de calcul. La première partie de la thèse montre la structure et la réalisation d'un tel outil numérique. La faisabilité de ce dernier est ensuite étudiée à travers une opération minutieuse de validation et d'analyse comparative avec SolEdge3X. Le modèle physique est ensuite enrichi de sources de particules auto-cohérentes dues au recyclage du plasma et de sources d'énergie dues au chauffage ohmique. En particulier, un modèle fluide pour les neutres est implémenté et couplé au plasma par des termes d'ionisation-recombinaison-rayonnement. L'introduction des sources permet d'effectuer une simulation 2D d'un domaine de calcul qui englobe une entière section poloïdale du tokamak. La capacité d'un tel modèle à reproduire les principales caractéristiques d'un plasma détaché est étudiée dans la deuxième partie de ce travail pour le tokamak WEST. Ensuite, les premières simulations de transport cœur-bord d'une décharge WEST entière (plan #54487) sont présentées de la phase de démarrage à l'état final du plasma. L’équilibre magnétique expérimental qui évolue d’un configuration limiteur côté champ élevé à une au point X est mis en œuvre dans la simulation avec l’évolution temporelle expérimentale du soufflé de gaz. Les comparaisons entre l'interférométrie expérimentale et les données de simulation synthétique montrent un accord remarquable au centre du plasma avec une prédiction précise de la densité intégrée sur les lignes de vues centrales pour la phase de ramp-up et flat-top de la décharge. L'accord est cependant moins bon à proximité du point X. Enfin, l'évolution temporelle des flux des particules et thermiques au niveau de la paroi, sont analysés montrant notamment la redistribution d'énergie entre les ions et électrons lors de la décharge. Les présents résultats sont également utilisés pour évaluer le sputtering de tungstène, en utilisant soit un modèle cinématique simple et soit le code monte-carlo ERO2.0 de suivi des impuretés. L'analyse confirme la nécessité d'envisager une simulation de décharge complète pour traiter avec précision la source de contamination W. Le travail démontre également l'intérêt de développer un solveur qui ne dépend pas de l’équilibre magnétique incluant une intégration temporelle efficace pour tendre vers des capacités prédictives pour l'opération de fusion à venir.

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Contact : vi214773

 

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