Soutenance de thèse de TEOBALDO LUDA DI CORTEMIGLIA

La conception et l'opération des futurs réacteurs tokamak à fusion thermonucléaire nécessitent une prédiction précise du confinement et des profils radiaux du plasma. Les lois d'échelle obtenues par des régressions sur des bases de données expérimentales multi-machines permettent de prédire le temps de confinement de l'énergie en fonction des principaux paramètres d'opération du tokamak. Leur application est cependant limitée au domaine de paramètres sur lequel l'analyse statistique a été effectuée. L'extrapolation aux conditions d'un réacteur, largement en dehors de ce domaine, génère de grandes incertitudes sur la prédiction. Dans cette thèse, une nouvelle approche de modélisation intégrée a été développée, qui combine des modèles théoriques et des éléments empiriques pour prédire le confinement et les profils radiaux des plasmas en mode de confinement amélioré (mode H), uniquement à partir des paramètres d'opération du tokamak. L'évolution des profils radiaux est simulée à l'aide du code de transport ASTRA en utilisant, au coeur du plasma, les modèles de transport turbulent et collisionnel TGLF et NCLASS, au bord, un nouveau modèle de transport dans le piédestal et, à l'extérieur de la séparatrice, un modèle simple développé pour spécifier les conditions limites. Aucune mesure de profil n'est requise et les seuls paramètres d’entrée du modèle sont le champ magnétique, le courant plasma, la puissance de chauffage, le taux d'injection de particules et d'impuretés et la géométrie du plasma. Le modèle de transport développé pour le piédestal, basé sur des observations expérimentales multi-machines, contraint l'évolution du piédestal entre deux effondrements des profils dus aux ELMs (edge localized modes). Ce modèle fournit les températures et densités ioniques et électroniques au sommet du piédestal pour une largeur de piédestal donnée. La stabilité au mode "peeling-ballooning" est ensuite évaluée à l'aide du code de stabilité MHD MISHKA pour un ensemble de simulations ASTRA, chacune avec une largeur, et donc une pression, de piédestal différente. Le profil ne déstabilisant pas le mode "peeling-balllooning" et ayant la pression la plus élevée correspond aux conditions pré-ELM. Il constitue le résultat final de l'analyse et est utilisé pour calculer le temps de confinement de l'énergie du plasma. Ce processus de prédiction automatisé a été largement testé en simulant 50 phases stationnaires de plasmas du tokamak ASDEX Upgrade sélectionnés pour couvrir une vaste gamme de paramètres opérationnels, tels que la puissance de chauffage, le courant, le champ magnétique, la triangularité et le taux d'injection de particules. Les énergies thermiques prédites sont en bien meilleur accord avec les observations expérimentales que celles obtenues par les lois d'échelle. Le modèle reproduit non seulement les principales dépendances décrites par les lois d'échelle, telles que le courant plasma ou la puissance de chauffage, mais inclut également les dépendances liées au taux d'injection des particules, à la triangularité et au champ magnétique. Il peut également fournir des informations physiques sur l'origine de ces dépendances dans les différents domaines radiaux ainsi que sur les limites et la spécificité au tokamak choisi des différents modèles. La cohérence interne du modèle, notamment concernant les conditions aux limites, est un élément essentiel pour reproduire la dégradation du confinement observée lors de l'augmentation du taux d'injection de particules. Le modèle de transport du piédestal donne une estimation précise de sa structure et offre pour la première fois la capacité de prédire séparément les profils de températures et densités ioniques et électroniques dans cette région. Le modèle reproduit également les plasmas dans le régime des petits ELMs et les scénarios de référence d’ITER, démontrant que cette approche a le potentiel d'améliorer la prédiction des performances de fusion des futurs réacteurs tokamaks.

The design of future thermonuclear tokamak fusion reactors and the definition of the operational scenarios require an accurate prediction of plasma confinement and the radial profiles. Scaling laws from regressions on multi-device experimental data-sets allow the prediction of the energy confinement time. However, while this approach can describe the dependence of confinement on the main engineering parameters, it contains large uncertainties in the extrapolation to reactor conditions, which are largely outside of the multi-dimensional domain of data over which the statistical analysis is performed. In this thesis a new integrated modeling workflow has been developed, which combines theory-based models and empirical elements to predict the confinement and radial profiles of plasmas in the high confinement (H-) mode, using only global engineering parameters as inputs. A new edge pedestal transport model is included into the ASTRA transport code, which, together with the TGLF and NCLASS turbulent and collisional transport models, simulates the evolution of the radial kinetic profiles. A simple scrape-off layer (SOL) model has been also implemented, providing the boundary conditions at the separatrix. No kinetic profile measurements are required as input, and the only inputs of the model are the magnetic field, the plasma current, the heating power, the fueling rate, the impurity seeding rate and the plasma geometry. The adopted pedestal transport model, which is based on multi-device experimental observations, sets a transport constraint for the pedestal evolution between edge localized modes (ELMs). This provides the electron and ion temperatures and densities at the top of the pedestal for a given pedestal width. Many ASTRA simulations are run in parallel, each with a different pedestal width, providing a scan of the pedestal pressure. The MISHKA MHD stability code is run on each ASTRA simulation result, to find the highest pedestal pressure which is stable to peeling-ballooning modes, corresponding to pre-ELM conditions. The kinetic profiles associated to this pedestal width are the final result of the workflow and are used to calculate the plasma stored energy and the energy confinement time. This automated modeling framework has been extensively tested by simulating 50 stationary phases of ASDEX Upgrade discharges. The database selected for this validation includes wide variations in the operational parameters, such as heating power, current, magnetic field, triangularity, and fueling. The predicted stored energies are in significantly better agreement with the experimental observations than those obtained by multi-device scaling laws. In particular, the model reproduces the main dependencies which are captured by scaling laws, such as those on the plasma current and on the heating power. As an advantage over the scaling laws, the model also describes the change in confinement caused by fueling, triangularity, and magnetic field. It can also provide physical insights on the origin of these dependencies in the different radial domains, core, pedestal and SOL, as well as the respective limitations and device specific elements of the various modeling components. In particular, the SOL model describes the effect of the fueling rate on the separatrix density. A self-consistent treatment of the boundary conditions is a key element of this approach, and is necessary to capture the widely observed confinement degradation caused by an increase in the fueling rate. The pedestal transport model gives an accurate estimate of the pedestal structure, providing for the first time the capability of separately predicting the pedestal profiles of electron and ion temperatures and densities. The model also reproduces plasmas in the small ELM regime and ITER baseline scenarios, demonstrating that this approach has the potential to improve the prediction of the fusion performance in future tokamak reactors.