Topic description
La préparation des expériences dans ITER et le développement en cours des tokamaks compacts à fort champ magnétiques rendent les simulations numériques plus cruciales que jamais pour progresser vers l'exploitation des centrales à fusion. Parmi les nombreux défis liés à l'exploitation d'un tokamak avec production d'énergie de fusion, l'évacuation de la puissance reste à la fois essentielle et mal comprise.
Ce problème implique de multiples mécanismes physiques, notamment le transport et la turbulence, les interactions plasma-paroi, ainsi que les interactions plasma-neutres. Ces dernières sont particulièrement fondamentales dans la stratégie développée par la communauté de la fusion magnétique pour gérer les flux de chaleur extrêmes transportés par le plasma vers les parois de la machine. L'idée sous-jacente est d'exploiter les réactions atomiques et moléculaires (A&M) entre le plasma et les particules neutres présentes à la périphérie du tokamak afin d'atténuer la quantité de mouvement et l'énergie transportées par le plasma avant qu'elles n'atteignent les surfaces solides
des composants face au plasma. Une description précise de ces processus est indispensable pour les capacités prédictives des outils numériques, ce qui fait des modèles cinétiques de neutres à haute fidélité le standard minimal pour une modélisation à visée quantitative.
Dans les conditions pertinentes pour les réacteurs, la discrétisation numérique de ces modèles est extrêmement complexe, car les neutres peuvent se trouver dans des régimes asymptotiques très différents (cinétique ou fluide) selon leur localisation. Une description purement fluide globale est exclue, car elle ne permettrait pas de capturer la physique nécessaire dans les régions cinétiques. À l'inverse, la rapidité de l'approche cinétique standard, basée sur des implémentations Monte Carlo, est fortement limitée par les conditions collisionnelles extrêmement élevées attendues dans les régions de plus haute pression. Cette difficulté constitue aujourd'hui le principal goulot d'étranglement pour le coût numérique des simulations du plasma de bord dans les machines de grande échelle ou à fort champ, représentant jusqu'à 99 % du temps de calcul total.
Dans cette thèse, nous proposons d'explorer une gamme de solutions pour surmonter ce goulot d'étranglement et réduire drastiquement le coût numérique et la complexité des simulations de bord en conditions de plasma en combustion. Nous étudierons diverses approches, allant de modèles hybrides fluide-cinétique pour les neutres à l'utilisation de méthodes Monte Carlo dites d'histoires condensées. Le travail consistera à proposer et à dériver de nouvelles méthodes et modèles, à les implémenter dans un code de modélisation du plasma de bord et à les appliquer à la simulation de machines pertinentes pour les centrales, en commençant par ITER avant de s'étendre aux tokamaks
compacts à champ élevé. À cette fin, nous utiliserons le package de codes SOLEDGE3X-EIRENE, développé en étroite collaboration entre l'Université Aix-Marseille et le CEA-IRFM à Cadarache.
La thèse sera co-encadrée par des chercheurs du laboratoire PIIM de l'Université Aix-Marseille et du CEA/IRFM, s'appuyant sur leur expérience approfondie dans la modélisation de machines pertinentes pour les plasmas thermonucléaires en lien avec l'Organisation ITER. Le financement est assuré par le projet PEPR SupraFusion, qui étudie la faisabilité des centrales de fusion compactes à champ
élevé.
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The preparation of experiments in ITER and the ongoing development of compact, high-field magnetic tokamaks have made numerical simulations more crucial than ever for advancing toward the operation of fusion power plants. Among the many challenges involved in operating a tokamak in a burning plasma regime, power exhaust remains both critical and poorly understood.
This issue involves numerous physical mechanisms, including transport and turbulence, plasma-wall interactions, and plasma-neutral interactions. The latter are particularly fundamental to the strate-gy developed by the magnetic fusion community to manage the extreme heat fluxes transported
by the plasma toward the machine's walls. The core idea is to leverage atomic and molecular (A&M) reactions between the plasma and neutral particles in the tokamak boundary to mitigate the momentum and energy carried by the plasma before they reach the solid surfaces of plasma-facing components. An accurate description of these processes is essential for the predictive capabilities of numerical tools, making high-fidelity kinetic neutral models the minimum standard for state-of-the-art modeling. Under reactor-relevant conditions, the numerical discretization of these models is extremely challenging, as neutrals can exist in vastly different asymptotic regimes—kinetic or fluid—depending on their location. A purely global fluid description is infeasible, as it would fail to capture the necessary physics in kinetic regions. Conversely, the computational performance of the standard kinetic approach, based on Monte Carlo implementations, is severely limited by the extremely high collisional conditions expected in the highest-pressure regions. This difficulty has now become the main bottleneck for the computational cost of edge plasma simulations in large-scale or high-field ma-
chines, consuming up to 99% of the total computing time.
In this thesis, we propose to investigate a range of solutions to overcome this bottleneck and drastically reduce the numerical cost and complexity of edge simulations under burning plasma conditions. We will explore various approaches, from hybrid fluid-kinetic neutral models to the use of condensed history Monte Carlo methods. The work will involve proposing and deriving new methodologies,
implementing them in an edge plasma modeling code, and applying them to the simulation of power-plant-relevant machines, beginning with ITER and extending to high-field compact tokamaks. For this purpose, we will use the SOLEDGE3X-EIRENE mean-field code package, developed in close collaboration between Aix-Marseille University and CEA-IRFM in Cadarache.
The thesis will be co-supervised by researchers from the PIIM laboratory at Aix-Marseille University and CEA/IRFM, building on their extensive experience in modeling burning-plasma-relevant machines in collaboration with the ITER Organization. Funding is provided by the PEPR SupraFusion project, which investigates the feasibility of high-field compact fusion power plants.
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Début de la thèse : 01/10/
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