Soutenance de thèse de RADENAC Tennessee
Titre de thèse
Contrôle du front d'ionisation dans le divertor d'un tokamak : Étude expérimentale
Control of the ionisation front in the divertor of a tokamak: Experimental study
Résumé de la thèse
La fusion par confinement magnétique constitue une voie prometteuse vers une production d'énergie durable, cependant elle rencontre un certain nombre de défis majeurs. La maîtrise des flux de chaleur déposés sur les composants faisant face au plasma dans un tokamak en fait partie. En particulier, le contrôle du flux thermique reçu par le divertor est essentiel pour assurer le fonctionnement des machines de prochaine génération telles qu'ITER et DEMO.
Cette thèse présente une étude expérimentale menée sur le tokamak WEST, dédiée à la compréhension des régimes de densité dans la Scrape-Off Layer (SOL), la région du plasma de bord d'un tokamak, et plus spécifiquement aux régimes détachés ainsi qu'au point-X radiatif (XPR). Dans ces régimes, une augmentation de la puissance rayonnée localisée permet une atténuation efficace du flux de chaleur parallèle au niveau des cibles, réduisant ainsi la charge thermique sur le divertor.
À l'aide d'un ensemble de diagnostics installés sur le tokamak WEST — sondes de Langmuir fixes et mobiles, interféromètre, réflectomètre, mesure de l'équilibre magnétique et bilans de puissance — la SOL est analysée selon une méthode développée au cours de cette thèse, permettant ainsi d'obtenir une cohérence maximale entre toutes ces mesures. Le travail mené a permis de mettre en évidence les différents régimes de densité pouvant exister dans la SOL, ainsi que les asymétries entre le divertor interne et externe. L'étude met également en évidence les conditions d'apparition du régime XPR, sa dynamique ainsi que son influence sur le transport parallèle. Ces résultats offrent une meilleure compréhension du fonctionnement du divertor sur WEST et constituent une base solide pour le développement d'une stratégie de contrôle de ce régime. Une telle maîtrise est indispensable pour limiter les flux de chaleur sur le divertor tout en préservant la performance et la stabilité du plasma.
Thesis resume
Magnetic confinement fusion represents a promising path toward sustainable energy production, however it still faces major challenges. Among them, controlling the heat fluxes deposited on the plasma facing components in a tokamak is one of the most critical. In particular, managing the thermal load received by the divertor is essential to ensure the operation of next-generation devices such as ITER and DEMO.
This thesis presents an experimental study conducted on the WEST tokamak, dedicated to understanding the density regimes in the Scrape-Off Layer (SOL), the edge region of a tokamak. With a particular focus on detached regimes and the X-point radiator (XPR). In these regimes, a localized increase of the radiated power leads to an effective attenuation of the parallel heat flux impacting the targets, thereby reducing the thermal load on the divertor.
Using a set of diagnostics installed on the WEST tokamak — flush-mounted and reciprocating Langmuir probes, interferometer, reflectometer, magnetic equilibrium reconstruction, and power balance measurements — the SOL is analyzed through a method developed during this thesis, ensuring maximum consistency among all measurements. The work carried out has identified the different density regimes that can exist in the SOL, as well as the asymmetries between the inner and outer divertor. The study also highlights the conditions for the onset of the XPR regime, its dynamics, and its influence on parallel transport. These results provide a better understanding of divertor on WEST and form a solid basis for developing a control strategy for this regime. Such control is essential to limit the heat fluxes on the divertor while maintaining the performance and stability of the plasma.