Soutenance de thèse de Neeraj KUMAR

Un des principaux objectifs du projet ITER est de démontrer qu'un tokamak peut générer une puissance de fusion supérieure à la puissance injectée. Dans ITER, les composants face au plasma sont métalliques pour garantir une faible rétention du tritium et une haute résistance au flux d'énergie provenant du plasma. L'opération d'un tokamak en environnement métallique soulève cependant des difficultés. L'accumulation des impuretés lourdes telles que le tungstène (Z=74) dans le cœur du plasma provoque des pertes par rayonnement et une détérioration conséquente du confinement de l'énergie. Le transport du tungstène dans la partie centrale d'ITER est induit par les collisions (transport néoclassique) et la turbulence. Il dépend intrinsèquement des gradients de densité et de température des ions principaux. Une compréhension fine des mécanismes de transport actifs dans le centre du plasma est à cet égard cruciale pour pouvoir prédire précisément l'accumulation du tungstène. Les études précédentes se sont principalement focalisées sur la zone à mi-rayon et le bord du plasma (rho > 0.3), la partie centrale restant, pour le moment, un territoire relativement inexploré. Dans la région centrale, les gradients de température et densité sont plus faibles et la turbulence pourrait s'en trouver réduite. Une question clef est donc d'abord de savoir si le plasma est linéairement stable ou non dans cette région. Si oui, la diffusion turbulente est-elle suffisante pour compenser le terme de pincement néoclassique du W ? Jusqu'à quel rayon et avec quelle dépendance sur les gradients de température et densité ? Une autre question clef est de savoir si l'approximation quasi-linéaire est valide dans la région centrale et si des modèles réduits quasi-linéaires classiques tels que QuaLiKiz ou TGLF peuvent y être utilisés. La compréhension du transport turbulent dans la région centrale est critique pour prédire le piquage des profils au cœur du plasma qui, eux-mêmes, influencent les réactions de fusion et le transport néoclassique du W. L'objectif de cette thèse et d'étudier ces questions et de tester les modèles réduits disponibles dans la région centrale de tokamak existants avant de pouvoir les appliquer sur ITER. Le transport turbulent dans la région centrale est exploré dans un plasma à haut beta en mode H hybride du tokamak JET au moyen de simulations linéaires et non-linéaires effectuées avec le code gyrocinétique GKW dans la limite locale. Par rapport aux travaux précédents, l'analyse est étendue à la région rho< 0.3 et révèle que les "Kinetic Ballooning Modes" (KBM) y sont linéairement instable, contrairement à la région rho> 0.3 où les modes "Ion Temperature Gradient" dominent. Des simulations spécifiques à rho=0.15 ont permis d'identifier le faible cisaillement magnétique et la haute pression normalisée du plasma, beta, comme étant les deux principaux paramètres clefs permettant la déstabilisation des KBM par le relativement faible gradient de pression des ions principaux. Les ions rapides ont un effet légèrement stabilisant lorsqu'ils sont inclus dans les simulations. L'étude est ensuite étendue au régime non-linéaire. La turbulence induite par les KBM génère un flux significatif d'énergie thermique ionique et électronique. De manière inattendue, des modes de micro-déchirement (MTM) linéairement stables sont excités non-linéairement et génèrent un flux non-négligeable d'énergie thermique électronique lié aux fluctuations du champ magnétique. Des modèles quasi-linéaires standards sont ensuite comparés aux résultats non-linéaires. Ces modèles reproduisent raisonnablement bien les flux ExB, mais mésestiment le flux d'énergie thermique électronique résultant de l'excitation non-linéaire des MTMs. Une extension des modèles quasi-linéaire est proposée qui permet de mieux reproduire le flux d'énergie lié aux fluctuations du champ magnétique.

One of the major goals of the ITER project is to demonstrate high fusion power gain in a tokamak. In ITER, metallic plasma-facing components are chosen for their low tritium retention and ability to sustain high heat loads. However, tokamaks operation with metallic plasma-facing components raises issues regarding the control of high-Z impurities since the accumulation of heavy impurities such as tungsten (Z=74) in the plasma core leads to significant radiation losses and deteriorates the energy confinement. Transport of tungsten (W) in the central part of ITER (rho < 0.3), is expected to be determined by neoclassical and turbulent processes, which strongly depend on the main ion density, temperature, and rotation profiles. Thus, a fine understanding of the dominant transport mechanisms in the central part is crucial to accurately predict W core accumulation. Previous studies mostly focused on the edge and core regions (rho > 0.3) and the central part remains relatively unexplored so far. In the central region, the gradients of density and temperature get smaller and, as a consequence, the level of turbulence may be reduced. In this region, a key question is therefore whether the plasma is linearly unstable. If yes, is turbulent diffusion sufficient to offset the neoclassical (inward) pinch of W, up to which radius and how sensitive is this to the background gradients? An auxiliary question is whether the quasi-linear approximation is valid in the inner core and up to which degree standard reduced quasi-linear models such as QuaLiKiz (QuasiLinear gyroKinetic) or TGLF (trapped gyro-Landau-fluid) can be used in the central zone. Understanding turbulent transport in the central region is crucial to predict core profile peaking that in turn will impact the fusion reactions and the tungsten neoclassical transport, in present devices as well as in ITER. The goal of this thesis is to address these questions and test the available turbulent transport models in the central region for existing tokamaks before applying them to evaluate turbulent transport in ITER. Turbulent transport is investigated in the central region of the high-beta JET hybrid H-mode discharge 75225 by means of linear and non-linear gyro-kinetic simulations using the gyro-kinetic code GKW in the local approximation limit. Compared to previous work, the analysis is extended towards the magnetic axis, rho < 0.3, where the turbulence characteristics remain an open question. In contrast to the region rho > 0.3 where Ion Temperature Gradient modes are the most unstable modes, the linear stability analysis indicates that Kinetic Ballooning Modes (KBM) dominate in the central region. A dedicated analysis performed at rho = 0.15 reveals that the main parameters responsible for the destabilisation of KBMs in these hybrid H-modes are the high beta and low magnetic shear values. The KBMs are driven by the main ion pressure gradient with little influence of the electron temperature gradient. Including fast-ions as a kinetic species in the simulations has a slight stabilising effect. The study is then extended to the non-linear regime. It is found that the turbulence induced by these KBMs drives a significant ion and electron heat flux. Interestingly, linearly stable micro-tearing-modes (MTM) are excited non-linearly and drive a sizeable magnetic flutter electron heat flux. Standard quasi-linear models are compared to the non-linear results. The standard reduced quasi-linear models work reasonably well for the E × B fluxes, but fail to capture magnetic flutter contribution to the electron heat flux induced by the non-linear excitation of the MTMs. An extension of the quasi-linear models is proposed allowing to better capturing the magnetic flutter flux.