Author: Alejandro Parades
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Languages : fr
Pages : 113

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Author: Benoît Labit
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Languages : fr
Pages : 0

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La compréhension de l'état turbulent d'un plasma de fusion, responsable du faible temps de confinement observé, constitue un enjeu fondamental vers la production d'énergie par cette voie. Pour les machines les plus performantes, les tokamaks, les conductivités thermiques ionique et électronique mesurées sont du même ordre de grandeur. Les sources potentielles de la turbulence sont les forts gradients de température, de densité présents au cœur d'un plasma de tokamak. Si les pertes de chaleur par le canal ionique sont relativement bien comprises, l'origine du fort transport de chaleur électronique est quant à elle largement inconnue. En plus des fluctuations de vitesses électrostatiques, il existe des fluctuations de vitesses magnétiques, auxquelles des particules rapides sont particulièrement sensibles. Expérimentalement, le temps de confinement peut s'exprimer en fonction de paramètres non adimensionnels. Ces lois d'échelle sont encore trop imprécises, néanmoins de fortes dépendances en fonction du rapport de la pression cinétique à la pression magnétique, ß et du rayon de Larmor normalisé, p* sont prédites. La thèse proposée ici cherche à déterminer la pertinence d'un modèle fluide non linéaire, électromagnétique, tri-dimensionnel, basé sur une instabilité particulière pour décrire les pertes de chaleur par le canal électronique et de déterminer les dépendances du transport turbulent associé en fonction de paramètres adimensionnels, dont ß et p*. L'instabilité choisie est une instabilité d'échange générée par le gradient de température électronique (Electron Temperature Gradient (ETG) driven turbulence en anglais). Ce modèle non linéaire est construit à partir des équations de Braginskii. Le code de simulation développé est global au sens qu'un flux de chaleur entrant est imposé, laissant les gradients libres d'évoluer. A partir des simulations non linéaires, nous avons pu mettre en évidence trois caractéristiques principales pour le modèle ETG fluide : le transport de chaleur turbulente est essentiellement électrostatique ; les fluctuations de potentiel et de pression forment des structures radialement allongées ; le niveau de transport observé est beaucoup plus faible que celui mesuré expérimentalement. L'étude de la dépendance du transport de chaleur en fonction du rapport de la pression cinétique à la pression magnétique a montré un faible impact de ce paramètre mettant ainsi en défaut la loi empirique d'Ohkawa. En revanche, il a été montré sans ambiguïté le rôle important du rayon de Larmor électronique normalisé dans le transport de chaleur : le temps de confinement est inversement proportionnel à ce paramètre. Enfin, la faible dépendance du transport de chaleur turbulent en fonction du cisaillement magnétique et de l'inverse du rapport d'aspect a été mise en évidence. Bien que le niveau de transport observé dans les simulations soit plus faible que celui mesuré expérimentalement, nous avons tenté une confrontation directe avec un choc de Tore Supra. Ce tokamak est particulièrement bien désigné pour étudier les pertes de chaleur électronique. En conservant la plupart des paramètres d'un choc bien référencé de Tore Supra, la simulation non linéaire obtenue donne un seuil en gradient de température proche de la valeur expérimentale. Le niveau de transport observé est plus faible d'un facteur cinquante environ que le transport mesuré. Un paramètre important qui n'a pu être conservé est le rayon de Larmor normalisé. La limitation en p* devra être franchie afin de confirmer ces résultats. Enfin une rigoureuse confrontation avec des simulations girocinétiques permettra de disqualifier ou non l'instabilité ETG pour rendre compte des pertes de chaleur observées.

Author: Florence Solminihac (de)
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Languages : fr
Pages : 167

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Dans cette thèse nous étudions l'impact de perturbations magnétiques résonnantes sur la dynamique de la barrière de transport dans un tokamak. Pour cela nous avons réalisé des simulations numériques tridimensionnelles de turbulence dans le plasma de bord du tokamak. Nos simulations numériques ont reproduit les résultats expérimentaux observés dans différents tokamaks. Dans le régime de confinement amélioré (mode H), la barrière de transport n'est pas stable : elle effectue des oscillations de relaxation, qui partagent des caractéristiques communes avec les "modes localisés au bord'' (Edge Localized Modes, ELMs). Ces ELMs ont à la fois des avantages et des inconvénients. D'un côté, ils permettent d'évacuer les impuretés présentes dans le coe ur du plasma. Mais d'un autre côté, la charge thermique induite sur la paroi pendant un ELM peut endommager les matériaux de première paroi. Pour cette raison, ils doivent être contrôlés. Cette thèse s'inscrit dans le contexte du projet ITER actuellement en construction en France. Sur ITER, le contrôle des ELMs sera indispensable en raison de la quantité d'énergie évacuée. Parmi les différentes façons de contrôler les ELMs, les perturbations magnétiques résonnantes (Resonant Magnetic Perturbations, RMPs) semblent prometteuses. Ces perturbations magnétiques résonnantes sont créées par des bobines externes. Nous nous plaçons dans le cas du tokamak TEXTOR et nous considérons deux configurations pour les bobines externes : dans un premier temps, une perturbation magnétique résonnante comprenant plusieurs harmoniques, qui permet d'avoir une zone stochastique au bord du plasma lorsque les chaînes d'îlots magnétiques se superposent.

Author: B. Lipschultz
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Languages : en
Pages : 14

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Author: Alessandro Casati
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Languages : en
Pages : 121

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Le développement d'un modèle de transport gyrocinétique quasi-linéaire pour les plasmas de tokamak, conçu pour fournir des prévisions physiquement fiables des quantités thermodynamiques pertinentes, est une tâche qui a exigé des liens étroits entre les études théoriques, expérimentales et numériques. Le cadre du modèle ici développé, Qualikiz, qui exploite une réduction de complexité par rapport à la dynamique non-linéaire du plasma, permet de multiples validations de la compréhension actuelle de la micro-turbulence dans les tokamaks. Les principaux résultats de cette thèse découlent des étapes fondamentales de la formulation du modèle de transport quasi-linéaire, c'est-à-dire : (1) la vérification de la réponse quasi-linéaire contre les résultats numériques non-linéaires, (2) l'amélioration du modèle de la saturation grâce à une validation quantitative des codes non-linéaires contre les mesures de turbulence, (3) l'intégration du modèle quasi-linéaire dans un solveur de transport intégré.

Author: Hugo Bufferand
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Languages : en
Pages : 180

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In the scope of designing future nuclear fusion reactors, a clear understanding of the plasma-wall interaction is mandatory. Indeed, a predictive estimation of heat flux impacting the surface and the subsequent emission of impurities from the wall is necessary to ensure material integrity and energy confinement performances. In that perspective, the fluid code SolEdge2D has been developed to simulate plasma transport in the tokamak edge plasma. The plasma-wall interaction is modeled using an innovative penalization technique. This method enables in particular to take complex plasma facing components geometry into account. In parallel to this numerical effort, a theoretical work has been achieved to find appropriate corrections to fluid closures when collisionality drops. The study of stochastic 1D models has been realized in collaboration with physicists from the CSDC group in Florence. A generalized Fourier law taking long range spatio-temporal correlations has been found to properly account for ballistic transport in the low collisional regime. This formulation is expected to be used to model parallel heat flux or turbulent cross-field transport in tokamak plasmas.

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Languages : en
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A variety of numerical methods for solving the time-dependent fluid transport equations for tokamak plasmas is presented. Among the problems discussed are techniques for solving the sometimes very stiff parabolic equations for particle and energy flow, treating convection-dominated energy transport that leads to large cell Reynolds numbers, optimizing the flow of a code to reduce the time spent updating the particle and energy source terms, coupling the one-dimensional (1-D) flux-surface-averaged fluid transport equations to solutions of the 2-D Grad-Shafranov equation for the plasma geometry, handling extremely fast transient problems such as internal MHD disruptions and pellet injection, and processing the output to summarize the physics parameters over the potential operating regime for reactors. Emphasis is placed on computational efficiency in both computer time and storage requirements.

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Category : Cleveland (Ohio)
Languages : en
Pages : 21

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Journal of a trip to a GAR encampment in Washington, DC. Very detailed description of his trip to the White House. Includes description of a day spent sight seeing in Cleveland, OH on the return trip to Michigan.

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In this work, the new theoretical transport models to TIBER II design calculations are described and the results are compared with recent experimental data in large tokamaks (TFTR, JET). Tang's method is extended to a two-fluid model treating ions and electrons separately. This allows for different ion and electron temperatures, as in recent low-density experiments in TFTR, and in the TIBER II design itself. The discussion is divided into two parts: (1) Development of the theoretical transport model and (2) calibration against experiments and application to TIBER II.

Author: Ben Zhu
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Languages : en
Pages : 206

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A new global 3D two-fluid code, GDB, based on the drift-reduced Braginskii model has been developed and tested to study the turbulent transport across the entire tokamak edge region: from plasma sources in the inner core to plasma sinks in the outer-most scrape-off layer (SOL). In this code, profiles of plasma density, electron and ion temperature, electric potential, magnetic flux and parallel flow are evolved self-consistently. Milliseconds-long simulations are carried out in a shifted-circle magnetic configuration with realistic Alcator C-Mod tokamak inner wall limited (IWL) discharge parameters. The resistive ballooning instability is identified as the predominant driver of edge turbulence in the L-mode regime. Simulations show, in agreement with experimental observations, as the simulation moves towards density limit regime by increasing density, the turbulent transport is drastically enhanced and the plasma profiles are relaxed; on the other hand, as the simulation approaches to the H-mode regime by increasing temperature, the turbulent transport is suppressed and plasma profiles are steepened with a pedestal-like structure forming just inside of the separatrix. Radial transport level and turbulence statistics of these simulations also qualitatively match the experimental measurements. Spontaneous E x B rotation in the electron diamagnetic drift direction in the closed flux region are observed in all cases. It can be explained based on the steady state ion continuity relation [mathematical equation]. E x B rotation in the closed flux region is found mostly cancels the ion diamagnetic drift as H-mode-like regimes are approached, and exceeds it by a factor of two or more at lower temperatures due to parallel ion flows.