Soutenance de thèse de MOIRAF David
Titre de thèse
Relever le défi de l'évacuation de puissance dans les tokamaks grâce aux configurations double-null
Addressing the power exhaust challenge in tokamaks with double-null configurations
Résumé de la thèse
Cette thèse aborde le défi de l'évacuation de puissance dans les tokamaks, un verrou critique pour faire de la fusion nucléaire une source d'énergie durable. La fusion promet une énergie abondante, bas-carbone et intrinsèquement sûre, mais les réacteurs de type DEMO devraient exposer les cibles du divertor à des flux de chaleur d'environ 77 MW/m², largement supérieurs aux tolérances des matériaux solides (~5 MW/m²). Parmi les concepts envisagés, la configuration Double-Null (DN) est étudiée ici comme solution potentielle à travers une combinaison d'expériences, d'analyses multi-diagnostiques et de modélisation réduite, menées sur trois tokamaks : WEST, TCV et MAST-U. Les expériences sur WEST ont montré que les plasmas DN peuvent réduire les charges thermiques sur le divertor jusqu'à 70 % par rapport aux plasmas Lower Single-Null (LSN), avec une atténuation optimale proche de δRsep = 1.4 mm en raison des effets de dérive. Cependant, des déplacements millimétriques de l'axe magnétique augmentent fortement les flux aux cibles, soulignant la nécessité d'un contrôle magnétique précis. Malgré cela, les largeurs de la Scrape-Off Layer (SOL) sont restées stables (λo = 12.6 ± 3.1 mm, λi = 6.0 ± 1.6 mm), cohérentes avec une dominance du transport cœur-bord. Un modèle réduit incluant deux sources et des asymétries de dérive a reproduit ces tendances et fourni des paramètres compatibles avec les mesures indépendantes. Sur TCV, des scans de triangularité ont montré que la forme du plasma contrôle fortement le partage de puissance et la turbulence : à haute triangularité (δ = 0.58), seulement 13 % de la puissance atteignait les cibles internes, contre 28 % à basse triangularité (δ = 0.17). La largeur du SOL s'élargissait de 62 % à haute δ, tandis que les structures turbulentes (blobs) devenaient ~35 % plus petites et ~43 % moins intenses à basse δ, soit une baisse globale de ~30 % du niveau de fluctuations, mesurée pour la première fois avec le diagnostic Thermal Helium Beam. Enfin, les expériences menées sur TCV, WEST et MAST-U ont exploré l'accès aux régimes dissipatifs en configuration DN. Les seuils de détachement se sont révélés plus bas qu'en SN, mais avec des fenêtres opérationnelles beaucoup plus étroites (0.55–0.65 × 10¹⁹ m⁻³ en DN contre 1.0–2.0 × 10¹⁹ m⁻³ en LSN). Sur WEST, un régime X-Point Radiator (XPR) stationnaire a été maintenu pendant 15 s à PLH = 4 MW grâce à un contrôle actif du dopage azote, réduisant les flux thermiques sous 0.1 MW/m². Le DN a nécessité trois fois moins d'injection que le LSN, mais sans bénéfice clair en Zeff en raison des conditions machines. L'XPR s'est systématiquement localisé au point-X inférieur, confirmant une préférence de stabilisation liée aux dérives, tandis que sur MAST-U, des injections localisées ont permis de contrôler indépendamment le détachement de chaque jambe de divertor. Dans l'ensemble, ce travail démontre que la configuration DN est une alternative crédible pour atténuer les flux extrêmes et accéder à des régimes avancés, mais au prix de marges opérationnelles réduites et d'une sensibilité accrue à l'équilibre magnétique. Ces résultats précisent à la fois les opportunités et les limites du DN pour les réacteurs de type DEMO et fournissent des repères expérimentaux et des modèles réduits pour orienter le développement des futures centrales à fusion.
Thesis resume
This thesis addresses the challenge of power exhaust in tokamaks, a critical bottleneck for realizing nuclear fusion as a sustainable energy source. Fusion promises abundant, low-carbon, and intrinsically safe energy, but DEMO-scale devices are expected to expose divertor targets to heat fluxes of ~77 MW/m², well above material tolerances of ~5 MW/m². Among divertor concepts, the Double-Null (DN) configuration is investigated here as a potential solution through a combination of experiments, multi-diagnostic analysis, and reduced modeling across three tokamaks: WEST, TCV, and MAST-U. Fundamental aspects of plasma transport are first reviewed, from classical and neoclassical regimes (D⊥ ~10⁻²–10⁻¹ m²/s) to turbulence-driven anomalous transport (D⊥ ~1–10 m²/s), underlining that turbulence sets confinement limits. For ITER-like plasmas, about 50 MW are expected to cross the separatrix, producing scrape-off layer (SOL) widths of only a few millimeters and peak heat fluxes of 20–40 MW/m², far above steady material tolerances. Experiments in WEST showed that DN plasmas can reduce divertor heat loads by up to 70% compared to lower single-null (LSN), with optimal mitigation near δRsep = 1.4 mm due to drift effects, though millimetric plasma centroid shifts were found to significantly increase target loads, highlighting the need for precise magnetic control. Despite these sensitivities, SOL widths remained stable (λo = 12.6 ± 3.1 mm, λi = 6.0 ± 1.6 mm). Reduced modeling incorporating dual sources and drift-induced asymmetries reproduced these trends and provided SOL parameters consistent with independent fits. In TCV, triangularity scans revealed that shaping strongly affects power sharing and turbulence: at high triangularity (δ = 0.58), only 13% of power reached inner targets versus 28% at low triangularity (δ = 0.17), while SOL width broadened by 62% at high δ. Blob structures were about 35% smaller and 43% less intense at low δ, corresponding to a 30% drop in fluctuation levels, measured with the Thermal Helium Beam diagnostic for the first time. Comparisons with models showed that triangularity dependence is best captured when shaping is explicitly included, though SOL widths in TCV remained larger than in other devices. Finally, experiments in TCV, WEST, and MAST-U explored DN operation in dissipative divertor regimes. Detachment thresholds were lower in DN than in SN, but with much narrower operating windows (0.55–0.65 × 10¹⁹ m⁻³ in DN vs. 1.0–2.0 × 10¹⁹ m⁻³ in LSN). In WEST, feedback-controlled nitrogen seeding achieved steady-state X-point radiator (XPR) operation for 15 s at PLH = 4 MW, reducing heat fluxes below 0.1 MW/m². DN required three times less seeding than LSN, though no clear benefit in Zeff was observed due to machine conditioning. The XPR consistently localized at the lower X-point, with TCV scans confirming a stabilization preference driven by drift effects, while MAST-U experiments demonstrated that independent detachment of each divertor leg could be achieved via localized fueling. Altogether, this work shows that DN is a credible alternative divertor configuration capable of mitigating extreme heat fluxes and accessing advanced regimes, but at the cost of reduced operational margins and enhanced sensitivity to equilibrium. These results clarify both the opportunities and limitations of DN for DEMO-scale reactors and provide experimental benchmarks and reduced models to guide the development of future fusion power plants.