Soutenance de thèse de Julien DENIS

Dans tout dispositif plasma, un échange constant de particules se développe entre le plasma et la paroi : les ions sont transportés par le gradient de pression à la paroi où ils se recombinent, interagissent avec le matériau et peuvent par la suite être renvoyé dans le plasma sous forme d’atomes (réflexion) ou de molécules (désorption). Ce phénomène, appelé recyclage, présente un intérêt crucial pour les réacteurs à fusion : une fois le plasma établi, le recyclage des particules représente la principale source de particules pour le plasma. Une connaissance complète du recyclage est donc essentielle pour assurer un contrôle fiable de la densité, contrôle qui s’est avéré être un enjeu majeur pendant les opérations longue durée des tokamaks. De récents résultats expérimentaux obtenus dans le tokamak JET suggèrent également que le recyclage a un impact sur les performances du réacteur. Cependant, les études in-situ du recyclage et de ses potentiels conséquences sur l’opération du réacteur demeurent complexes. La modélisation peut assister dans la compréhension de ce phénomène. Les codes de transport de plasma de bord présentent la description la plus avancée de l’interaction plasma-paroi. Cependant, la description du recyclage reste partielle : la réflexion atomique est déjà traitée, souvent à partir de résultats numériques compilés, tandis que la désorption moléculaire est fixée de manière ad-hoc par l’utilisateur. Ce doctorat présente le développement d’une extension au code de transport SolEdge-EIRENE, nommée D-WEE, dont l’objectif est de modéliser la dynamique de la désorption de l’hydrogène de la surface des matériaux. D-WEE modélise l’implantation, le transport par diffusion et la rétention de l’hydrogène dans ces matériaux, et ce, dans toute la chambre à vide du réacteur. La diffusion et la rétention étant fortement dépendantes de la température des matériaux, D-WEE traite la dynamique thermique des composants face au plasma. Cependant, avant de lancer des simulations auto-consistantes, D-WEE doit être initialisé pour assurer un comportement réaliste du mur en termes de dynamique et de réservoir. Une méthodologie basée sur la modélisation est introduite pour procéder à cette initialisation. Une décharge plasma synthétique est construite à partir de simulations SolEdge2D-EIRENE consécutives. Cette décharge est utilisée en tant qu’entrée fixe du module D-WEE. Une séquence de décharges est simulée avec D-WEE pour modéliser l’opération d’un tokamak. Cette simulation permet d’extraire au temps désiré l’inventaire local en hydrogène ainsi que la densité de flux de désorption locale qui peuvent être utilisés comme condition initiale pour les simulations auto-consistantes. Dans ce doctorat, cette méthodologie est appliquée à une décharge dans le tokamak JET. D-WEE nécessite des paramètres d’entrée qui définissent l’interaction entre l’hydrogène et les matériaux considérées. L’analyse de la littérature des modèles d’interaction et des paramètres disponibles montrent que la description de l’interaction hydrogène — béryllium est incomplète et doit être améliorée. Une simulation dans la configuration béryllium — tungstène du JET ne peut actuellement pas être envisagée. Une configuration en tungstène de la paroi a donc été considérée dans la simulation. Malgré tout, la dynamique simulée du mur pendant les décharges consécutives est étudiée, révélant des comportements intéressants qui pourraient impacter l’opération du réacteur et ses performances. Pour évaluer la pertinence de la dynamique du mur obtenue dans la simulation, une confrontation est effectuée entre les résultats de la simulation et les mesures de pression à la suite de la décharge considérée. Cette confrontation révèle une accord qualitatif entre la chute de pression obtenue dans la simulation et celle observée expérimentalement dans JET. Le taux de rétention simulé pendant la décharge est également étudié et présente un accord qualitatif avec les tendances expérimentales.

In all plasma devices, a constant exchange of particle develops between the plasma and the wall: the ions are driven by the pressure gradient to the wall where they recombine, interact with the material and can be subsequently reemitted into the plasma in both atomic form (reflection) and molecular form (desorption). This phenomenon, called recycling, is of critical interest for nuclear fusion reactors such as tokamaks: once the plasma is established, particle recycling on the wall represents the main particle source for the plasma. A complete understanding of the recycling phenomenon is therefore essential to ensure a reliable plasma density control, which has proven to be a critical issue for long-term operation of those reactors. Recent experimental results from the JET tokamak also suggest that the recycling has an impact on reactor performances. However, the in-situ experimental study of the recycling process and of its potential consequences remains challenging. Modelling can assist in the understanding of these phenomena. Among the available numerical tools, the edge-plasma transport codes present the most-advanced description of the plasma-wall interaction. However, the description of recycling remains partial: atomic reflection is already handled, often through tabulated numerical results, while molecular desorption is set ad-hoc by the code user. This contribution focus on the development of an extension of the SolEdge2D-EIRENE transport code, named D-WEE, whose goal is to model the dynamics of thermal desorption of hydrogen isotopes from the surface of plasma facing materials. To achieve this purpose, D-WEE models hydrogen isotopes implantation, transport by diffusion and retention in those materials in all the reactor vacuum chamber. The diffusion and retention of hydrogen are strongly dependent on the material temperature. D-WEE also treats the thermal dynamics of plasma facing components. However, before launching auto-consistent simulations, D-WEE has to be initialised to ensure a realistic wall behaviour in terms of dynamics (pumping or fuelling areas) and fuel reservoir (retention). A methodology based on modelling is introduced to perform such initialisation. A synthetic plasma pulse is built from consecutive SolEdge2D-EIRENE simulations. This synthetic pulse is used as a plasma background for the D-WEE module. A sequence of plasma pulses is simulated with D-WEE to model a tokamak operation. This simulation enables to extract at a desired time during a pulse the local fuel inventory and the local desorption flux density which could be used as initial condition for coupled plasma-wall simulations. In this contribution, this methodology is applied to a JET tokamak discharge. D-WEE requires input parameters to define the interaction between hydrogen and the considered material. The analysis of the literature of hydrogen-material interaction models and of the available parameters have shown that the description of the hydrogen — beryllium interaction was incomplete and must be improved. A simulation under the beryllium – tungsten configuration of JET cannot be envisaged presently. A full tungsten wall configuration was therefore considered in the simulation. This simulation must be seen as a proof of principle of the suggested methodology. The simulated wall dynamics during the consecutive pulses is studied, reveling some interesting behaviours that could impact the reactor operation and performance. To assess the relevance of the wall dynamics obtained in the simulation, a confrontation to post-pulse experimental pressure measurement is performed. Such confrontation reveals a qualitative agreement between the temporal pressure drop obtained in the simulation and the one observed experimentally in JET. The retention rate during the discharge is also studied and reproduces qualitatively the experimental trends.