Soutenance de thèse de Elizaveta SYTOVA

Le projet international ITER est un point focal du programme de recherche sur la fusion par confinement magnétique. L’objectif est la construction puis l’opération d’un dispositif magnétique appelé tokamak. La taille de ce dernier permettra d’évaluer la performance des tokamaks dans des régimes pertinents pour la production d’énergie. Les études et les expériences en préparation d’ITER ont montré que les flux d’énergie à la périphérie du dispositif seraient nettement supérieurs aux limites imposées par la technologie de refroidissement des matériaux. Pour résoudre ce problème, un volume spécifique appelé divertor est dédié à l’interaction plasma-paroi. Le régime qui doit être atteint dans le divertor est celui dit de plasma détaché obtenu après une transition vers un état du plasma froid et dense dans la région du divertor en contact avec la paroi. Dans le cas de parois métalliques, et donc pour ITER, une possibilité pour atteindre le régime de détachement est l’injecter d‘impuretés extrinsèques (en vue d’ITER, l’Azote et le Néon). Dans les expériences sur les tokamaks en opération, l’injection d’azote ou de néon conduit à des régimes différents. Par exemple, les expériences récentes sur le tokamak ASDEX-Upgrade sont caractérisées par l’obtention d’un régime de détachement stable pour une injection d’Azote alors que les expériences conduites avec une injection de Néon n’ont pas permis jusqu’à lors d’obtenir un régime de détachement stable. Le principal mécanisme physique associé à l’injection d’impureté est la dissipation de l’énergie du plasma par le rayonnement de raies des impuretés. Ce mécanisme est favorisé lorsqu’une forme de piégeage retient les impuretés dans le volume du divertor. L’équilibre pour les impuretés entre piégeage dans le divertor et fuite vers le plasma confiné résulte de phénomènes non-linéaires qui dépendent des paramètres du plasma et de l’impact des impuretés sur ce dernier. La modélisation est utilisée pour comprendre les mécanismes dominants dans les expériences actuelles et par cette compréhension réaliser des projections pour ITER. Les principaux objectifs de cette thèse sont de comparer les cas d’injection d’Azote et de Néon, en particulier : analyser les mécanismes déterminant l’équilibre rétention - perte en régime de plasma détaché; comparer l’efficacité du piégeage, et donc les fuites, dans les divertors d’ASDEX-Upgrade, en opération, et d’ITER. Dans ce but, le système de codes SOLPS-ITER a été utilisé et en partie modifié. Dans un premier temps, la précision de la modélisation des impuretés dans SOLPS-ITER a été améliorée en introduisant des formulations analytiques plus précises des termes de friction et de force thermique. Ces travaux ont été présentés lors du workshop international «Plasma Edge Theory» (PET) en 2017 et publiés. La modélisation des scénarios d’opération d’ASDEX-Upgrade et d’ITER avec injection d’Azote ou de Néon a ensuite été abordée. La comparaison des régimes obtenus dans les quatre cas a été faite pour une fraction puissance rayonnée sur puissance injectée donnée. Les principales conclusions de ce travail de modélisation sont : Le transport des impuretés le long des lignes de champ, de la région du divertor vers la région amont, à proximité du volume de confinement, est différent pour l’Azote et le Néon aussi bien dans ASDEX-U que dans ITER. On observe que la rétention de l’Azote dans le volume divertor est supérieure à celle du Néon dans les simulations pour les deux tokamaks. Si les mécanismes de rétention et de migration des impuretés dans le divertor donnent des résultats comparables pour ASDEX-Upgrade et pour ITER, la situation est assez différente du point de vue de la distribution spatiale du rayonnement. Cette différence permet de penser que le Néon sera efficace dans les scénarios pour ITER. Les résultats de simulation et leurs interprétations ont été présentés à la conférence internationale "Plasma Surface Interaction" en 2018 et publiés en 2019.

The ITER project is one of the main focuses of the nuclear fusion research field and aims to build and operate a very large tokamak to test the viability of the tokamak concept for energy production. Modeling studies of the ITER tokamak operation indicate that to allow for steady state operation, the heat fluxes would have to be mitigated. The heat sink in the tokamak is organized through a special area called divertor. Currently these heat fluxes are mostly mitigated by operating with detached divertors in which layers of cold and dense plasma are created near the divertor targets. This regime in tokamaks with metal targets and walls is achieved by introducing radiating impurities. For the ITER reactor, two possible impurity radiators are planned: nitrogen and neon. In present tokamak experiments nitrogen and neon behave differently with respect to detachment formation. Recent experiments on the ASDEX Upgrade tokamak (AUG) have shown that detachment can be routinely achieved with nitrogen. With neon a stable detachment regime for AUG has not been achieved despite multiple attempts. The main mechanism of detachment with impurity seeding is the power loss in the divertor volume due to impurity line radiation. This condition is fulfilled when impurity ions stay in the divertor (so called retention) and is hindered when impurity ions escape the divertor (leakage). In the case of impurity leakage, impurity ions can penetrate the area of the main confined plasma, decreasing the machine performance and even lead to plasma disruptions. Retention and leakage of impurity ions depend nonlinearly on the plasma parameters and numerical modeling is used to understand the mechanisms in the current experimental results and to predict impurity behavior for ITER plasma parameters. The main goals of the present thesis are to: investigate the differences between retention and leakage mechanisms of nitrogen and neon impurities in the context of the detachment formation; compare the retention and leakage mechanisms of the nitrogen and neon impurities for ASDEX Upgrade and ITER. To do this, the SOLPS-ITER code modeling package was further developed and then used. As a first step, the accuracy of the impurity modeling in SOLPS-ITER was increased by introducing more precise analytical formulations of the friction and the thermal force terms. This work was presented at the "Plasma Edge Theory" (PET) Workshop in 2017 and published. In the next step, modeling of ITER and ASDEX Upgrade scenarios with Ne and N impurity seeding was performed. The same ratio of radiated to input power ratio was maintained for all four modeling cases to make further comparisons possible. On the basis of the modeling, the following conclusions are made: impurity transport from the divertor region upstream is found to be different for neon and nitrogen impurities in both ITER and ASDEX Upgrade. Nitrogen is found to be better retained in the divertor volume than neon for both devices. The main factor which causes better retention of the nitrogen in the tokamak divertor is that it ionizes closer to the divertor targets than the main ions. This situation is opposite for neon ions. even though the retention and leakage of nitrogen and neon has the same mechanism in ITER and ASDEX Upgrade (nitrogen is better retained), in terms of the radiation distribution point of view the two machines behave differently. This difference suggests that neon impurity seeding seem to be an appropriate radiator for the ITER, even though for ASDEX Upgrade it results in an unacceptable radiation pattern; All the findings about the differences in the nitrogen and neon behavior in the ASDEX Upgrade and the ITER modeling as well as the discussion of the possible causes of the plasma background differences and the detailed analysis of the radiated power distributions were presented on the "Plasma Surface Interaction" conference in 2018 and published in 2019.