Soutenance de thèse de SANTOSH PANDYA

Dans les tokamaks, les caractéristiques du courant plasma sont déterminées par le champ électrique inductif (E||) parallèle au champ magnétique toroïdal de confinement (BT). Sous l'application de ce champ, les électrons sont accélérés et, en même temps, ils subissent une force de friction due aux collisions avec les autres particules du plasma. Cependant, une fraction de la population totale d'électrons peuvent surmonter la force de friction et atteindre une vitesse élevée, proche de la vitesse de la lumière. Ces électrons relativistes sont découplés du plasma et sont appelés « électrons runaway » (ER). Ils peuvent apparaître lors des différentes phases d'une décharge de plasma. Par exemple, dans la phase de démarrage, lorsqu’un champ inductif E|| important est généré, ou alors pendant les disruptions, au cours desquelles une fraction importante du courant plasma peut être convertie en électrons runaway ayant une énergie pouvant atteindre quelques dizaines de MeV. Les ER créés pendant la phase de perturbation peuvent causer des dommages importants aux composants du tokamak ou au premier mur si un dépôt localisé de forte puissance se produit. Par conséquent, afin de protéger la machine, les ER doivent être détectés dès le début de leur formation par tous les moyens possibles et doivent être atténués pour éviter tout dommage majeur. Le comportement des ER a été étudié théoriquement et expérimentalement dans divers tokamaks au cours des dernières décennies et est assez bien compris. Cependant, des observations expérimentales récentes suggèrent des améliorations nécessaires aux modèles théoriques. Plusieurs techniques de détection des ER sont établies, pouvant couvrir un grand domaine d’énergie ou de longueur d’onde. Néanmoins, chaque technique a des limites, à la fois en ce qui concerne la mesure des paramètres des ER, la localisation du diagnostic dans la machine, et la mesure des paramètres du plasma. Toutes ces techniques exploitent le spectre électromagnétique de la lumière émise par les ER. En général, l’utilisation d’une seule technique de diagnostic peut fournir des informations erronées sur les ER, si bien qu’il est nécessaire d’effectuer une analyse minutieuse basée sur la combinaison de plusieurs diagnostics. ITER étant un tokamak de grande taille et un projet coûteux, la génération d'ER n'est pas souhaitable. La viabilité de la machine nécessite que les ER soient détectés en temps réel. Des études approfondies ont été menées et c’est dans ce contexte que s’inscrit le sujet de la thèse. Les objectifs qui ont été définis sont : (a) étudier et améliorer la théorie et les modèles existants sur les ER, (b) développer un outil numérique pour prédire les paramètres des ER et estimer le signal des diagnostics prévus pour ITER, (c) effectuer une analyse comparative et valider le code à partir d’observations expérimentales sur plusieurs tokamaks, (d) étudier les techniques de diagnostic existantes pour la détection d’ER et explorer les améliorations possibles de ces techniques, (e) identifier la signature des ER dans d’autres techniques de diagnostic plasma utilisables pour la détection d’ER, (f) extraire les paramètres des ER globaux dans une large plage dynamique en combinant des données acquises à partir de plusieurs diagnostics et (g) examiner les possibilités de surveillance en temps réel des paramètres des ER. L’accent principal mis sur ces sujets sera orienté vers l’établissement d’une large base de techniques de diagnostic utilisables dans ITER pour diagnostiquer les ER, éviter les dommages éventuels et faciliter la mise en service du système d’atténuation des disruptions.

In tokamaks, the inductive electric field (E||) parallel to the confining toroidal magnetic field (BT) plays an important role in plasma breakdown and to drive plasma current. Under the application of this E||, electrons are accelerated and experience collisional drag force. However, small fractions of the total electrons population can overcome this collisional drag force and attain high velocity close to the speed of light. These relativistic electrons are separated from the bulk plasma i.e. “thermal-electrons” and are called “Runaway-Electrons”. Runaway Electrons (REs) can occur during different phases of a plasma discharge. For instance during the startup phase, when relative large E|| is induced in the emerging plasma or during disruptions when induced large electric field can convert a significant fraction of plasma current into RE current with energies as high as few tens of MeVs. REs created during the disruptions phase can cause damage to in-vessel components or the first wall, if localized high power deposition takes place. Therefore, in order to protect the machine, the REs should be detected in the early stage of their formation by all possible means and should be mitigated to prevent any major damage. ITER being a large size tokamak and an expensive project, generation of REs is not desirable during any phases of a plasma discharge. It was predicted that in particular the disruption phase generated runaway can cause damage if not mitigated in the early stage. Early detection by RE diagnostics, possible real-time analysis and immediate action to trigger the plasma control or RE mitigation system can save damage to in-vessel components. The concern about the runaway induced damage in the tokamak motivates to pursue detailed studies in this direction and defines the scope of the present thesis work within the context of the development of suitable diagnostic tools for ITER. In detail the objectives of the present thesis work are: a) To study existing RE production & energy dynamics theory/models with the aim to create a simplified RE model for existing tokamaks and ITER b) To develop a code for this model for simulation of RE-parameters for the given plasma scenarios, to benchmark and validate the code with experimental observations of RE-diagnostics deployed on a few tokamaks c) To estimate dynamic variation of RE-parameters in ITER for a few representative plasma discharge scenarios d) To develop numerical tools (synthetic diagnostic) to predict Bremsstrahlung radiation emission and synchrotron radiation emission from REs for the given RE parameters e) To study Bremsstrahlung (Hard X-Ray/Gamma-ray) radiation emission and synchrotron radiation emission from REs in a wide range of RE parameters in ITER f) To design ITER Hard X-Ray Monitor that can be operated under the harsh environmental conditions relevant to ITER g) To develop a prototype ITER Hard X-Ray Monitor, performing R&D tests to validate the proposed design solution h) To carry out numerical analysis and performance studies to evaluate the capability of ITER diagnostics contributing for the detection of synchrotron radiation emission from the REs such as VIS-IR diagnostic system, Visible Spectroscopy Reference System and Electron Cyclotron Emission-system i) To perform dynamic analysis of the signal from a few RE-diagnostics for the given plasma scenario to study complete source to signal chain and the effect of the time evolution of RE-parameters on the diagnostic signal The main emphasis on these topics is oriented towards establishing a broad basis of RE-diagnostics techniques usable at ITER to diagnose REs and help to avoid possible damage by them and to aid the commissioning of the disruption mitigation system.