Avis de Soutenance
Monsieur Theo FONGHETTI
Soutiendra publiquement ses travaux de thèse intitulés :
« Predict-first integrated modeling of long pulse plasmas in the WEST tokamak: impact of radiofrequency heating on confinement in a tungsten environment »
Soutenance prévue le jeudi 6 novembre 2025 à 14h00
Lieu : CEA – IRFM, salle René Gravier, Bâtiment 506, Pièce 7
Et par Skype
Composition du jury :
| Francesca POLI | ITER Organization | Rapporteure |
| Juan HUANG | ASIPP, Chinese Academy of Science | Rapporteure |
| Clemente ANGIONI | IPP Garching | Président du jury |
| Ernesto LERCHE | LPP, École Royale Militaire de Bruxelles | Examinateur |
| Rémi DUMONT | IRFM, CEA | Directeur de thèse |
| Pierre MANAS | IRFM, CEA | Co-directeur de thèse |
| Xavier LITAUDON | IRFM, CEA | Membre invité |
Abstract
The WEST tokamak provides key insights into long pulse operation in a tungsten (W) environment, anticipating challenges for future reactors such as BEST and ITER. The main radiofrequency system—Lower-Hybrid Current Drive (LHCD)—enables fully non-inductive regimes by efficiently driving toroidal current, sustaining plasmas up to 1337 s in a recent WEST record long pulse. Yet, highly radiating W impurities and the off-axis nature of LHCD power/current deposition constrain the operational domain. An integrated, physics-based framework (HFPS) self-consistently solves current diffusion and heat/particle transport from core to separatrix, with reduced models for sources and transport coefficients. Used both interpretively and predictively, this framework supports scenario development on WEST: extending pulse duration in the present LHCD-only configuration and assessing performance/robustness with added Electron Cyclotron (EC) waves.
HFPS simulations reproduce experimental evidence that successful W burn-through and avoidance of the cold-branch regime require core heating to exceed W core radiation, limiting operation at high density and/or high radiated fraction. With self-consistent LHCD current and quasilinear turbulent transport, the inductive current is accurately predicted; within plasma and machine limits, the fully non-inductive operational domain is identified at a plasma current of 300 kA, for a line-averaged density of 3×1019 m-3 and LHCD power of 3 MW. Subsequent experiments validated the predicted energy content and loop-voltage within 10-20 mV. Several discharges exhibited MHD activity—up to disruption—due to q-profile reversal induced by off-axis LHCD current. Incorporating consistent EC predictions, combined on-axis ECCD and LHCD is shown to be a promising alternative to LHCD-only: it increases stored energy by 10%, prevents q-profile reversal, and maintains a similar non-inductive current (within 20kA). Off-axis ECCD can trigger internal transport barriers but raises the risk of unstable tearing modes. These findings support sustained long pulse scenario development on WEST and inform preparations for next-generation devices.
Keywords
Nuclear fusion, integrated modeling, WEST Tokamak, radiofrequency heating and current-drive systems, long pulse operation, predict-first experiments, radial transport, tungsten, internal transport barrier.
Résumé
Le tokamak WEST apporte des éléments clés sur l’opération de longue durée dans un environnement tout-tungstène (W), en anticipant des défis pour des réacteurs futurs tels que BEST et ITER. Son principal système radiofréquence, le Lower Hybrid Current-Drive (LHCD), permet l’obtention de régimes entièrement non inductifs en pilotant efficacement le courant toroïdal, culminant vers un record de durée récent de 1337 s à WEST. Cependant, les impuretés tungstène fortement radiatives et la déposition de puissance/de courant LHCD hors de l’axe magnétique restreignent le domaine opérationnel. Le cadre de modélisation intégrée HFPS résout de manière auto-cohérente la diffusion du courant et le transport de la chaleur et des particules du cœur à la séparatrice, avec des modèles réduits pour les sources et les coefficients de transport. Utilisé en modes interprétatif et prédictif, ce cadre soutient le développement de scénarios sur WEST : prolonger la durée d’impulsion dans la configuration actuelle, avec LHCD seulement, et évaluer les performances et la robustesse de l’ajout d’ondes cyclotroniques électroniques (EC).
Les simulations HFPS reproduisent le constat expérimental selon lequel la réussite de la phase de « W burn-through » exige que le chauffage électronique dépasse les pertes de rayonnement du W dans le cœur du plasma, ce qui limite l’opération à forte densité et/ou forte fraction de puissance rayonnée. En déterminant le courant LHCD et le transport turbulent quasi-linéaire de façon auto-cohérente, le courant inductif résultant est correctement prédit ; dans les limites plasma et machine, cela permet d’identifier le domaine pleinement non inductif pour un courant plasma d’environ 300 kA, une densité linéique moyenne d’environ 3 ×1019 m-3 et une puissance LHCD d’environ 3 MW. Des expériences ultérieures ont validé la prédiction du contenu en énergie et de la tension par tour (à 10-20 mV près). Par ailleurs, plusieurs de ces décharges ont montré de l’activité MHD, entraînant potentiellement des disruptions, et cela s’explique par l’inversion du profil de q induite par la déposition du courant LHCD hors de l’axe magnétique. En intégrant des prédictions de sources EC auto-cohérentes dans les simulations, il est tout d’abord montré que la combinaison d’ECCD au centre et de LHCD apparaît comme une alternative prometteuse aux scénarios LHCD seul : elle augmente l’énergie stockée d’environ 10%, empêche l’inversion du profil de q et maintient un courant non inductif similaire (à 20 kA près). D’un autre côté, l’application d’ECCD hors de l’axe magnétique peut déclencher des barrières de transport internes avec de fortes performances plasmas, au prix d’un risque de déclenchement de modes de déchirements instables accru. Ces résultats soutiennent le développement de scénarios plasmas de longue durée sur WEST et alimentent la préparation des installations de fusion par confinement magnétique nouvelle génération.
Mots clés
Fusion nucléaire, modélisation intégrée, tokamak WEST, systèmes de chauffage et de génération de courant radiofréquence, plasmas de longue durée, approche « predict-first », transport radial, tungstène, barrière de transport interne.