Sciences de la fusion et Physique du tokamak

Enfin une partie des recherches menées au laboratoire relève plus spécifiquement de l’axe transverse « Sciences de la fusion et Physique du tokamak ». L’application de nos recherches à la fusion thermonucléaire contrôlée concerne en priorité les tokamaks, avec de nombreuses collaborations dans le cadre des projets EUROFUSION, ANR et A*MIDEX « Emergence & Innovation – Sciences de la fusion -», et de la Fédération de Recherche en Fusion par Confinement Magnétique (FR-FCM), avec le CEA, avec l’organisation internationale ITER dont la machine est en construction sur le site de Cadarache et avec des grands laboratoires de pays partenaires du projet ITER. La création du LIA 336 a permis de renforcer les collaborations entre le laboratoire et les institutions japonaises (NIFS, Osaka University et Kyushu University).
Il est à noter que nous participons également à d’autres recherches en fusion car nous sommes membres de l’Institut Laser Plasma (ILP), et que nous collaborons avec le reversed field pinch de Padoue.
Dans ce contexte, nous utilisons notre expertise en physique atomique, physique des plasmas, dynamique des systèmes complexes, sciences des surfaces et instrumentation, dont un aperçu a été donné précédemment, pour des applications relatives au fonctionnement des dispositifs de fusion contrôlée.
Notre expertise en physique atomique et spectroscopie dans les plasmas est utilisée pour des diagnostics optiques des plasmas de fusion magnétique. Nous développons une technique (diagnostic EFILE) de mesure non intrusive et directe du champ électrique. Dans un tokamak, la problématique de la mesure du champ électrique se place dans le cadre général de l’étude du transport des particules mais aussi dans le cadre particulier de l’exploration des gaines radio-fréquence autour d’une antenne de chauffage du plasma, par exemple. Dans le cadre du projet A*MIDEX « Diagnostics pour les Etudes de transport dans un plasma de fusion » en collaboration avec l’IRFM et le CPPM, nous avons entamé l’étude d’un diagnostic 2D de spectro-tomographie de la densité et de la température électronique d’un plasma de bord de Tokamak. Par ailleurs, nous réalisons des études spectroscopiques du rayonnement de raies pour obtenir des informations détaillées sur la dynamique et le transport des particules dans la couche fortement radiative du bord des tokamaks, dont un des rôles est d’étaler le dépôt de puissance sur la paroi. Pour cela, nous développons des modèles pour le calcul des profils de raies spectrales élargies par effet Stark, Zeeman et Doppler afin de les intégrer dans les modèles de transport ou de les utiliser dans les calculs de spectres synthétiques pour confrontation aux mesures effectuées dans les tokamaks et stellarators dans les études d’ablation de glaçons. Nous développons également des modèles stochastiques pour décrire les effets liés à la dynamique des particules ou aux effets de la turbulence sur les observables spectroscopiques, le transport des atomes et molécules. Cette thématique a fait l’objet d’un financement ANR blanc SEDIBA « Simulation of Effective data and Diagnostic Signals at the Boundary of Tokamak Plasmas » (2011-2015), porté par le laboratoire et en collaboration avec l’IJL, le LPP et l’IRFM. L’amélioration des modèles de plasmas de bord utilisés pour ITER, tel que le code de transport de neutre EIRENE, s’inscrit, également, dans une forte collaboration entre le PIIM et le M2P2 à travers le projet ANR blanc ESPOIR (2009-2013) « Edge Simulation of the Physics of Iter Relevant Turbulent Transport » porté par le M2P2 en collaboration avec le LATP, le PIIM (équipes DSC et DGP), l’IRFM- et l’INRIA, ainsi que dans le projet A*MIDEX «Kinetic modelling, kinetics in the fluid modelling and signature in measurements» dirigé par le M2P2 en collaboration avec le CPT, l’I2M, le PIIM, et l’IRFM.
Le fonctionnement d’un tokamak sur des temps longs implique une interaction du plasma avec la paroi. Le contrôle de ces interactions plasma-paroi est fondamental et implique des recherches en physique des surfaces et en physique du plasma de bord. Nous avons mis au point des bancs expérimentaux dédiés et des méthodologies théoriques qui couvrent l’ensemble des échelles depuis l’échelle atomique jusqu’aux études post-mortem d’échantillons de parois soumis à des plasmas de Tokamak (échelle macroscopique). Les études menées sont destinées à apporter des éléments de compréhension aux analyses post-mortem développées au laboratoire sur les matériaux extraits de Tora Supra, et de façon plus générale aux problèmes d’interaction plasma/paroi, par exemple par l’analyse fine de l’influence des différents paramètres (température de surface, énergie des ions, flux, synergies ions / atomes …) sur les interactions élémentaires, les coefficients d’érosion, la rétention des isotopes de l’hydrogène… Nous sommes à l’origine du projet A*MIDEX « W/H Interaction Studies in a Complete and Integrated approach », impliquant expérimentateurs et théoriciens du PIIM de l’UMET, de l’IRFM, de l’Institut Fresnel et du CEMHTI, pour élaborer un modèle de mur rigoureusement dérivé et testé à partir de données expérimentales et théoriques bien contrôlées. Toujours dans le cadre des études des murs des machines de fusion, nous participons au projet A*MIDEX « W Iter Like Divertor with a Wide Experimental System of Thermometry » porté par l’IUSTI en collaboration avec le PIIM, l’institut Fresnel, le LAM et l’IRFM. Nous réalisons par ailleurs un travail de recherche sur la formation et le transport de « poussières » dans les plasmas, motivé par le fait que ces dernières ont un rôle potentiellement néfaste dans le fonctionnement des Tokamaks lorsqu’elles sont produites par interaction plasma-paroi. Grâce à notre expertise dans ce domaine, nous avons participé au projet ANR blanc CRWTH (2009-2013), porté par le LSPM, sur les composés carbone-tungstène ternaires et hydrogène pour les parois des réacteurs à fusion ainsi qu’au projet AMIDEX pluridisciplinaire Passiviter qui envisage l’effet des poussières en cas d’accident nucléaire depuis leurs formations dans le tokamak jusqu’aux conséquences en termes de génotoxicité.
Pour chauffer les plasmas de Tokamak, une solution consiste à injecter des faisceaux de deutérium atomique D énergétique (injecteurs de neutres) produits à partir de faisceaux d’ions négatifs D- neutralisés. Le développement de sources d’ions négatifs est donc primordial pour la fusion. Nous nous intéressons, ici, à la création des ions négatifs sur la surface de divers matériaux dans des plasmas d’hydrogène et de deutérium afin de développer de futures sources d’ions négatifs sans césium. Cette thématique est reconnue et financée par l’ANR. Elle a fait l’objet d’un financement ANR blanc ITER-NIS « ITER Negative Ion Source Research Project » de 2009 à 2011 et d’un financement en cours (2013-2016), ANR blanc H INDEX TRIPLED « Hydrogen plasma in INteraction with Diamond : EXTReme Ion Production and Low Erosion Desired ».
Les très forts gradients, existant entre le centre du plasma et la paroi à température ambiante, induisent un transport turbulent du plasma vers le bord. L’étude de ce transport turbulent représente un enjeu majeur pour la production d’énergie par fusion magnétique. Nous étudions, ici, l’impact de l’auto-organisation électromagnétique sur le transport turbulent de la chaleur et de la matière dans les tokamaks au moyen d’approches fluide et gyro-cinétique, la reconnexion magnétique et l’interaction multi-échelles entre îlots magnétiques et micro-turbulence, et enfin l’étude des instabilités MHD excitées par les particules rapides dans un plasma de fusion.