Soutenance de thèse de Manuel SCOTTO D' ABUSCO

Ecole Doctorale
SCIENCES POUR L'INGENIEUR : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique
Spécialité
Sciences pour l'ingénieur : spécialité Fusion magnétique
établissement
Aix-Marseille Université
Mots Clés
physique des plasmas,modélisation numérique,tokamak,fusion magnétique,transport,plasma de bord
Keywords
plasma physics,numerical modeling,tokamak,magnetic fusion,transport,edge plasma
Titre de thèse
Modélisation numérique du transport turbulent coeur/bord dans un tokamak en géométrie réaliste par une méthode numérique avancée
Numerical modelling of core/edge turbulent transport in tokamak with realistic geometry using an advanced numerical method
Date
Jeudi 31 Mars 2022 à 14:00
Adresse
38 Rue Frédéric Joliot Curie, 13013 Marseille, France
Salle de réunion M2P2
Jury
Directeur de these M. Eric SERRE CNRS / M2P2
CoDirecteur de these M. Hugo BUFFERAND CEA-IRFM
Examinateur M. Mathias GROTH Aalto University
Examinateur M. Sebastijan BREZINSEK Institut für Energie- und Klimaforschung
Examinateur M. Giorgio Giorgiani ITER
Rapporteur M. Nicola VIANELLO Consorzio RFX
Rapporteur M. Gravier ETIENNE Université de Loirrane
Président Mme Clarisse BOURDELLE CEA- IRFM

Résumé de la thèse

De nos jours, un défi reste la conception de scénarios de plasma optimisés pour le fonctionnement du tokamak afin de contrôler le flux de chaleur du centre à la paroi. Cela nécessite le développement de codes numériques efficaces et fiables avec des capacités prédictives pour les simulations de plasma. Malgré des progrès significatifs ces dernières années, les capacités prédictives des codes de transport actuels sont encore reconnues par la communauté internationale comme étant largement insuffisantes. Parmi les nouvelles capacités des codes censées obtenir des capacités prédictives, la discrétisation précise des géométries réelles des chambres de tokamak, la flexibilité par rapport à la géométrie magnétique et l'efficacité de calcul en termes de vitesse ont déjà été clairement identifiées par la communauté de la fusion. Pour résoudre tous ces problèmes, une nouvelle approche est proposée dans le présent travail qui vise à développer un code d'éléments finis d'ordre élevé basé sur un schéma numérique de Galerkin discontinu hybride et une méthode efficace d'intégration en temps implicite pour résoudre les équations de fluides réduites de Braginskii non isothermes dans des géométries polyvalentes de tokamak et d’équilibre magnétique. L'utilisation d'un tel schéma numérique permet d'effectuer des simulations avec des configurations magnétiques évoluant dans le temps, évitant un remaillage coûteux du domaine de calcul. La première partie de la thèse montre la structure et la réalisation d'un tel outil numérique. La faisabilité de ce dernier est ensuite étudiée à travers une opération minutieuse de validation et d'analyse comparative avec SolEdge3X. Le modèle physique est ensuite enrichi de sources de particules auto-cohérentes dues au recyclage du plasma et de sources d'énergie dues au chauffage ohmique. En particulier, un modèle fluide pour les neutres est implémenté et couplé au plasma par des termes d'ionisation-recombinaison-rayonnement. L'introduction des sources permet d'effectuer une simulation 2D d'un domaine de calcul qui englobe une entiére section poloïdale du tokamk. La capacité d'un tel modèle à reproduire les principales caractéristiques d'un plasma détaché est étudiée dans la deuxième partie de ce travail pour le tokamk WEST. Ensuite, les premières simulations de transport cœur-bord d'une décharge WEST entière (plan #54487) sont présentées de la phase de démarrage à l'éitant final du plasma. L’équilibre magnétique expérimental qui évolue d’un configuration limiteur côté champ élevé à une au point X est mis en œuvre dans la simulation avec l’évolution temporelle expérimentale du soufflé de gaz. Les comparaisons entre l'interférométrie expérimentale et les données de simulation synthétique montrent un accord remarquable au centre du plasma avec une prédiction précise de la densité intégrée sur les lignes de vues centrales pour la phase de ramp-up et flat-top de la décharge. L'accord est cependant moins bon à proximité du point X. Enfin, l'évolution temporelle des flux des particules et thermiques au niveau de la paroi, sont analysés montrant notamment la redistribution d'énergie entre les ions et électron slors de la décharge. Les présents résultats sont également utilisés pour évaluer le sputtering de tungstène, en utilisant soit un modèle cinématique simple et soit le code monte-carlo ERO2.0 de suivi des impuretés. L'analyse confirme la nécessité d'envisager une simulation de décharge complète pour traiter avec précision la source de contamination W. Le travail démontre également l'intérêt de développer un solveur qui ne dépend pas de l’équilibre magnétique incluant une intégration temporelle efficace pour tendre vers des capacités prédictives pour l'opération de fusion à venir.

Thesis resume

Nowadays a challenge remains the design of optimized plasma scenarios for tokamak operation to control the heat flow from the core region to the wall. This calls for the development of efficient and reliable numerical codes with predictive capabilities for plasma simulations. Despite significant progress the last years, predictive capabilities of current transport codes are still acknowledged by the international community as being largely insufficient. Among the new capabilities for the codes expected to get predictive capabilities, the accurate discretization of real geometries of tokamak chambers, the flexibility with respect to the magnetic geometry and the computational efficiency in terms of speed have been yet clearly identified by the fusion community. To solve all these issues, a new approach is proposed in the present work which aims to develop a high-order finite elements code based on hybrid discontinuous Galerkin numerical scheme and an efficient implicit time integration method for solving non isothermal Braginskii reduced fluid equations in versatile tokamak and magnetic equilibrium geometries. The use of such numerical scheme allows to perform simulations with time evolving magnetic configurations, avoiding expensive re-meshing of the computational domain. The first part of the thesis shows the structure and the realization of such a numerical tool. The feasibility of the latter is then investigated through a careful validation and benchmarking operation with SolEdge3X. The physical model is then enriched with self-consistent sources of particle due to plasma recycling and sources of energy due to Ohmic heating. In particular, a fluid model for neutrals is implemented and coupled to the plasma by ionization-recombination-radiation terms. The introduction of the sources allows to perform 2D simulation of a domain of computation which encompass a full poloidal cross section of the tokamk. The capability of such a model of reproducing the main features of a detached plasma is investigated in the second part of this work for the WEST tokamk machine. Then the first core-edge transport simulations of an entire WEST discharge (shot #54487) are shown from the start-up phase to the final plasma landing. The experimental magnetic equilibrium which evolves from a high field side limiter to a X-point configuration is implemented in the simulation together with the experimental gas puff time evolution. Comparisons between experimental interferometry and synthetic simulation data show a remarkable agreement in the plasma center with an accurate prediction of the ramp up and the flat top phase of the central lines integrated density. The agreement is less good however in the vicinity of the X-point. Finally, the time evolution during the discharge of the particles and heat fluxes at the wall, are analyzed showing in particular the energy redistribution between ion and electron during the discharge. The present result are also used to assess the tungsten sputtering, using both a simple cinematic model and the impurity tracker monte-carlo code ERO2.0. The analysis confirms the need to consider full discharge simulation to accurately treat the W source of contamination. The work also demonstrates the interest of developing magnetic equilibrium free solver including efficient time integration to tend toward predictive capabilities in the future fusion operation.