4 à 6 mois

Stage M2 – Contribution à la modélisation physique des injections de boulettes brisées dans les dispositifs de fusion magnétique

L'une des questions les plus critiques pour les futures expériences sur les plasmas en combustion et les réacteurs basés sur le concept de tokamak comme ITER est l'apparition éventuelle de perturbations qui sont des pertes soudaines de confinement du plasma appelées quenchers thermiques et de courant, générant des flux de chaleur et de particules élevés sur les composants faisant face au plasma (PFC)

Les dommages que ces événements peuvent causer aux parties de la cuve qu’ils frappent sont encore plus problématiques pour les grands courants de plasma élevés, ce qui est le cas pour ITER. De toute évidence, la meilleure façon de prévenir ces dommages éventuels est d’éviter les perturbations. Toutefois, comme il n’est pas possible de garantir un fonctionnement sans perturbation à 100 %, il est crucial de développer des techniques d’atténuation des perturbations qui peuvent être utilisées en dernier recours pour la protection des dispositifs. Actuellement, les techniques les plus prometteuses sont basées sur l’injection massive de particules, l’injection massive de gaz MGI étant l’une des premières. Cependant, la technique MGI, dont l’efficacité a été prouvée sur les tokamaks actuels, ne sera pas efficace dans les grands dispositifs comme ITER. Une nouvelle technique similaire, connue sous le nom de SPI pour Shattered Pellet Injection, a récemment été testée avec succès sur le DIII-D. Cette technique a été adoptée sur le JET et est sérieusement envisagée pour ITER par l’organisation ITER, comme en témoigne l’attention croissante portée par le groupe de travail sur le système d’atténuation des perturbations aux activités liées à la technique SPI, telles que la modélisation et la validation du code.

Cette proposition de stage de M2 vise à accompagner cette dynamique en contribuant à la modélisation et à la validation du code du processus d’atténuation des perturbations par le SPI. Le travail sera axé sur la modélisation du modèle d’ablation/dépôt des granulés brisés. En fonction de la disponibilité des données expérimentales, les modèles développés seront validés par comparaison avec les données expérimentales des tokamaks actuels. Pour ces sujets, de nombreuses questions doivent encore être résolues. La distribution de la taille des granulés n’est pas bien connue et on soupçonne en outre que les granulés sont mélangés à du gaz. Au niveau d’un tesson individuel, le modèle approprié pour le dépôt de matériaux reste à développer, en commençant par exemple par le modèle bien connu de Neutral Gas Shielding (NGS) [1], développé pour simuler des « boulettes tueuses » [2]. Une troisième question concerne la modélisation de l’atténuation de la perturbation elle-même.

En effet, les codes MHD 3D non linéaires comme NIMROD [3] et JOREK [4] qui ont été développés pour le MGI devraient être modifiés et adaptés au SPI. Pour la tâche de validation des codes, plusieurs données expérimentales peuvent être utilisées. Les techniques les plus prometteuses qui peuvent être utilisées pour la caractérisation de l’injection elle-même et l’évolution du plasma sont basées sur l’analyse spectroscopique de la lumière émise par les éclats de pastilles lors de leur ablation par le plasma et l’émission du plasma. La technique basée sur l’analyse élargie de Stark de l’émission de rayonnement du nuage d’ablation des pastilles individuelles [5] peut être étendue aux éclats de pastilles afin de déterminer le taux d’ablation ainsi que la densité locale et la température du plasmoïde entourant le flux des éclats de pastilles.

La durée du stage M2 ne permet pas d’aborder sérieusement toutes ces questions et elles sont donc proposées pour une thèse de doctorat dans le cadre de l’école doctorale.

1. Parks P B and Turnbull R J, Phys. Fluid 21 (1978) 1735.
2. Gal K et al, Plasma Phys. Control. Fusion 50 (2008) 055006
3. Izzo V A and Parks P B, Nucl. Fusion 50 (2010) 058001
4. Nardon E et al, Plasma Phys. Control. Fusion 59 (0217) 014006
5. M. Goto, S. Morita, M. Koubiti, J. Phys. B.: At. Mol. Opt. Phys. 43 (2010) 144023

Mohammed KOUBITI - Contacter
Laboratoire PIIM - Equipe PATP

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19/01/21 - M1

Interaction plasma-surface (expérimental)

Un stage de M1 est disponible au sein de l’équipe « Plasma-Surface » du laboratoire PIIM de l’Université d’Aix-Marseille dans le cadre du tokamak ITER. Le deutérium et le tritium sont le carburant de fusion de ce réacteur expérimental et ces isotopes de l’hydrogène interagissent fréquemment avec la « tuyère d’échappement » que représente le divertor en tungstène d’ITER. Le tritium étant radioactif, il est nécessaire de comprendre les mécanismes microscopiques pouvant mener au piégeage du tritium dans les matériaux en tungstène.