Soutenance de thèse de Nicolas RIVALS

Les propriétés et le comportement du plasma de bord dans un réacteur à fusion nucléaire conditionnent directement ses performances et son fonctionnement. Juste à l'extérieur de la région confinée où se produit la fusion, une couche de plasma se forme et interagit avec les parois de la chambre à vide. Si la majorité du plasma arrive sur le "divertor" spécialement conçu pour supporter des flux de chaleur élevés, une partie peut néanmoins interagir avec le reste de l'enceinte à vide (la "première paroi"). Des flux excessifs peuvent éroder les matériaux et réduire leur durée de vie, et également produire des impuretés susceptibles de contaminer et dégrader les performances du plasma central. Par conséquent, des estimations de ces flux sur ces surfaces sont nécessaires en fonction des scénarios envisagés. La physique du plasma de bord est cependant très riche et complexe, et le recours aux simulations numériques est nécessaire pour produire ces estimations. Dans cette thèse, le code SOLEDGE3X est utilisé pour simuler le plasma de bord d'ITER dans sa première phase d'opération (PFPO-1) avec une combinaison de modèles fluide pour le plasma et cinétique pour les neutres (via le code EIRENE). Le détachement du divertor et les flux/conditions plasma au niveau de la première paroi sont étudiés. En raison de la taille et de la géométrie de la machine ITER, le modèle physique dans SOLEDGE3X a dû être amélioré pour mieux décrire les interactions plasma-neutres, entraînant également des améliorations du schéma numérique. Un scan en taux d'injection de gaz est effectué pour étudier les mécanismes du détachement. Les contributions des différents processus d'interaction plasma-neutres sont analysées pour les régimes attachés/high-recycling, rollover et partiellement détaché. Une analyse de l'épaisseur de la SOL $lambda_q$ est proposée, où il est montré que ce paramètre dépend du régime, conduisant à des recommandations sur le choix des coefficients de transport perpendiculaire pour les simulations de régimes haute-densité. Pour la première fois dans la littérature, une évaluation est proposée des contributions entre neutres et ions dans les taux d'érosion de la première paroi sur la base de simulations autocohérentes. Ensuite, au vu des observations dans les machines actuelles indiquant la possibilité de formation d'épaules en densité dans la far-SOL d'ITER, une étude de sensibilité des résultats précédents est réalisée en augmentant le transport perpendiculaire dans la far-SOL des simulations. Les impacts sur le régime divertor, les conditions plasma, les flux et le taux d'érosion de la première paroi sont analysés. Enfin, des futures étapes pour améliorer les simulations sont proposées, ainsi que les premiers résultats d'une simulation d'un plasma Q = 10 avec impuretés (néon et hélium).

The properties and behavior of the plasma edge in a nuclear fusion reactor are critical for its performance and operation. Just outside the boundary of the confined region where fusion occurs, a layer forms which interacts with the vacuum vessel walls. While most of the plasma falls on the so-called "divertor" section of the machine specially designed to sustain high power fluxes, some of it still can interact with the rest of the vacuum vessel (the "First Wall"). Plasma particles impacting surfaces can erode materials, producing impurities that can contaminate the core plasma, degrade fusion performance, and shorten the components' lifetime. To optimize operations, one needs quantitative assessments of the plasma fluxes and conditions at surfaces for different plasma scenarios. As the phenomena involved in the edge plasma are highly diverse and non-linear, numerical simulation tools are required. In this thesis, we use the SOLEDGE3X code to simulate the behavior of the ITER Scrape-Off Layer in the first non-active operation phase (PFPO-1), with a fluid model for the plasma and a kinetic model for the neutrals using a coupling to the EIRENE code. This study specifically focuses on detachment in the divertor and the plasma fluxes and conditions at the beryllium First Wall. Due to the conditions expected in the ITER machine, the physics model in SOLEDGE3X had to be improved to better describe plasma-surface and plasma-neutral interactions in the divertor. The increased complexity of the new model also mandated several improvements to the numerical scheme. Then, following the new ability of the code to deal with ITER cases, a scan of gas injection rate is performed to study the mechanisms at play in plasma detachment. More specifically, the contributions of the plasma-neutral interaction processes are analyzed for the attached/high-recycling, rollover, and partial detachment regimes. Further analysis of the SOL width $lambda_q$ indicates that it varies with the divertor regime, giving guidelines on the procedure to set up perpendicular transport coefficients for high-density regime simulations. The contributions of neutrals and ions in the assessed gross beryllium erosion rates are analyzed, including their energy spectra. Then, since observations in current machines point to the possible formation of density shoulders in the far-SOL of ITER, a sensitivity study of the results is carried out by increasing the far-SOL perpendicular transport in the simulations. The impacts on the divertor regime, conditions, fluxes, and gross erosion rate at the first wall are assessed. Finally, potential future steps to improve simulations are proposed, along with the initial simulation results of a Q=10 plasma with Neon and Helium impurities.