Soutenance mémoire
La raréfaction des ressources en énergie fossile (pétrole, gaz) et la préoccupation liée aux changements climatiques invitent nos sociétés à rechercher des sources d’énergies renouvelables et non émettrices de gaz à effet de serre.
La fusion thermonucléaire contrôlée, si elle parvient à être développée, constituera une énergie produite à partir d’un combustible abondant (Deutérium) ou pouvant être créé sur le site d’un réacteur (Tritium), et présentant des avantages au niveau de la sûreté (pas de risque d’emballement des réactions) et de la faible production de déchets radioactifs. La réaction visée met en jeu deux isotopes de l’hydrogène, le Deuterium (2 1D) et le Tritium ( 3 1T). La fusion de ces noyaux dégage une énergie de 17.58 MeV, répartie sous forme d’énergie cinétique entre les produits de la réaction : un neutron n et un noyau d’Helium 4 2He.
En comparaison avec les autres réactions de fusion envisageables (D + D → T +1 H, D + D →3 He + n, D +3 He → He +1 H), celle-ci possède une section efficace de réaction plus élevée : au moins 2 ordres de grandeur lorsque l’énergie des réactifs est comprise dans la gamme [5 keV − 100 keV] notamment.
A ces énergies, les réactifs forment un plasma totalement ionisé, ils peuvent être confinés dans un volume donné à l’aide d’un champ magnétique. Plusieurs géométries sont possibles, avec lignes de champ magnétique ouvertes (machines miroirs) ou fermées (tokamaks, stellarators, reversal field pinches).
La condition pour que la puissance dégagée par les réactions de fusion soit suffisante pour assurer leur entretien porte sur la densité centrale du plasma ni , sa température T et le temps de confinement de l’énergie τE, qui est le rapport entre énergie du plasma et puissance de pertes totales, rayonnement inclus. Pour obtenir l’ignition, c’est à dire l’autoentretien des réactions sans chauffage externe, le triple produit n T τE doit vérifier ni T τE ≥ 3 × 1021m−3 . keV.s , avec T > 10 keV.
Les recherches sur la fusion par confinement magnétique ont débuté peu après la seconde guerre mondiale. Depuis 1970 et le temps des premiers tokamaks, le triple produit ni(0) Ti(0) τE (où ni(0), Ti(0) sont respectivement la densité et la température des réactifs au centre du plasma), indicateur de la performance des plasmas, a progressé de plus de 4 décades jusqu’à atteindre des valeurs proches de 1021 m−3 . keV.s (JET, JT-60).
Dans un tokamak, les pertes énergétiques sont majoritairement causées par le transport turbulent ; les valeurs expérimentales du temps de confinement de l’énergie τE excèdent typiquement d’un ordre de grandeur les prédictions données par les théories collisionnelles du transport [Doyle 07].
En 1982 est apparu la première mise en évidence expérimentale de l’existence d’un régime de confinement amélioré (ou mode H) sur le tokamak ASDEX [Wagner 82] : dans celui-ci, le transport est localement réduit à la périphérie du plasma. Une telle barrière de transport externe permet typiquement de doubler la valeur de τE. Le mécanisme à l’origine de sa formation [Biglari 89] met en jeu le cisaillement de l’écoulement du plasma perpendiculairement aux lignes de champ magnétique ; celui-ci cause une décorrélation des structures tourbillonnaires et une réduction du transport associé.
La génération du champ électrique radial, qui induit l’écoulement perpendiculaire par la vitesse de dérive électrique, est en revanche moins bien comprise. Dans un tokamak, le champ électrique radial n’influence le transport qu’indirectement, par l’intermédiaire de sa dérivée spatiale (dans le mécanisme précédemment évoqué) ; avant la mise en évidence de son implication dans les régimes de confinement améliorés, celui-ci avait fait l’objet d’une attention relativement modeste [Ida 98].
Le champ électrique radial et la rotation du plasma sont interdépendants : ils sont reliés par l’équation d’équilibre radial des forces. Celle-ci stipule que pour chaque espèce présente dans le plasma, la projection radiale des forces (principalement les forces électriques, de Lorentz et de pression) doit être nulle : il n’existe pas de flux convectif de l’espèce vers l’extérieur du plasma. La rotation du plasma dans la direction toroïdale, impliquée dans les barrières de transport en raison de son lien avec le champ électrique radial, est également étudiée à cause de son effet stabilisateur sur les instabilités de mur résistif, qui peuvent être à l’origine de disruptions, pertes brutales du confinement. Dans de nombreux tokamaks, cette rotation est générée par l’injection de particules neutres (IDN) de haute énergie destinées à chauffer le plasma. La rotation spontanée du plasma, en l’absence d’une telle source extérieure de quantité de mouvement, est actuellement un axe de recherches important [Rice 07] en raison de sa pertinence pour les plasmas majoritairement chauffés par réactions thermonucléaires. Dans ces derniers, l’effet de l’IDN sur la rotation toroïdale pourrait être négligeable.
ITER est le prochain grand tokamak en construction à Cadarache ; les premiers plasmas sont actuellement prévus pour 2019. Dans celui-ci, la quantité de mouvement injectée par le faisceau de neutres sera relativement modeste ; les mécanismes à l’origine de la rotation spontanée sur les tokamaks actuels pourraient ainsi actifs sur ITER. Leur caractérisation est un axe de recherche important actuellement : ces mécanismes restent encore relativement mal compris.
Il a été montré dans les tokamaks JET [de Vries 08] et JT-60 [Urano 07] que le ripple magnétique, i.e. l’ondulation de l’intensité du champ magnétique toroïdal dû au nombre fini de bobines, pouvait modifier significativement la rotation toroïdale lorsque sa valeur devenait élevée. De tels résultats soulèvent la question de l’influence de la valeur relativement haute, en comparaison avec les autres tokamaks, du ripple dans ITER. Celle-ci quantifiée par δ = (Bmax − Bmin)/(Bmax + Bmin) est en effet actuellement prévue pour avoisiner une valeur maximale comprise dans la plage 0.3% – 0.5% .
Généralités sur les tokamaks
Le tokamak est l’un des principaux types de machines utilisées pour l’étude de la fusion par confinement magnétique, avec le stellarator. Le plasma y est confiné dans un volume de forme torique par un champ magnétique d’une intensité de plusieurs Teslas. Cette configuration se distingue par l’addition d’une composante poloïdale du champ magnétique générée par un courant plasma. Elle fut développée en Russie dans les années 1950-60. Son efficacité fut mise en évidence en dans la période 1966-69, où il fut montré que le tokamak T3 (Moscou) permettait d’accéder à des performances bien supérieures à celles des autres machines existant à cette époque [Peacock 69]. A partir de cette date, de nombreux tokamaks de dimensions de plus en plus grandes furent construit un peu partout dans le monde. Actuellement, une trentaine de machines existent, dont la longueur du grand rayon du plasma va de plusieurs dizaines de centimètres jusqu’à environ 3 mètres pour JET, situé à Culham (Royaume-Uni). Parmi les autres principaux tokamaks peuvent être mentionnés JT 60 (Japon), DIII-D (Etats-Unis), ASDEX (Allemagne), Alcator C-Mod (Etats-Unis) ou Tore Supra, basé à Cadarache (France).
ITER, prochain grand tokamak, sera également implanté à Cadarache. Il s’agit d’un grand projet international de recherche, dont le coût prévu est de l’ordre de 10 Milliards d’euros. Le démarrage des expériences devrait s’effectuer vers 2019. Le petit et le grand rayon de la machine seront respectivement d’environ 2 et 6 mètres. Actuellement, une grande partie des recherches en fusion est orientée vers des problématiques directement reliées à son fonctionnement. Les plasmas d’ITER seront majoritairement chauffés par les réactions de fusion, ce qui n’est pas le cas sur les machines actuelles. Alors qu’aujourd’hui le record de puissance fournie par les réactions de fusion est de 16 MW dégagés pour 25 MW fournis (obtenu sur JET), les réactions de fusion sur ITER devraient pouvoir générer 500MW pour 50 MW de puissance injectée. Les premières études expérimentales du comportement d’un plasma (confiné magnétiquement) majoritairement chauffé par fusion nucléaire pourront alors être effectuées. En revanche, ITER sera une machine “de recherche”, ne produisant pas d’énergie électrique. Le statut de DEMO, dont la mise en opération est prévue vers 2035, sera différent : cette machine constituera un prototype de centrale capable de fournir environ 2 GW.
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Table des matières
Introduction
1 Généralités sur les tokamaks
1.1 Principe du tokamak
1.2 Quelques aspects du déroulement d’une expérience de tokamak
1.3 Equilibre et coordonnées
1.4 Transport et régimes de confinement améliorés
2 Cadre de l’étude du champ électrique radial
2.1 L’équation de dérive cinétique
2.1.1 Vitesses de dérives
2.1.2 Collisions
2.1.3 Equation de dérive cinétique
2.2 Transport néoclassique
2.2.1 Particules piégées
2.2.2 Régimes de transport dans un tokamak axisymétrique
2.3 Champ électrique radial et rotation
2.3.1 Equation d’évolution du champ électrique radial
2.3.2 Rotation toroidale et poloidale
2.3.3 Sources de flux de particules non-ambipolaires
2.4 Quelques résultats expérimentaux sur la rotation
2.4.1 Ecoulements dans la SOL, asymétries de transport et conditions aux limites sur la rotation du coeur : Alcator C-Mod
2.4.2 Effet du ripple sur la rotation toroïdale : JET
2.4.3 Observation d’un “spin-up” de la rotation poloïdale sur JET, influence du ripple
2.4.4 Inversion du sens de rotation toroïdale avec la densité : TCV
3 Le tokamak Tore Supra, diagnostics et méthodes
3.1 Caractéristiques générales de Tore Supra
3.2 Diagnostics
3.3 Quelques méthodes
4 La réflectométrie Doppler
4.1 Principe de la réflectométrie Doppler
4.1.1 Diffusion collective
4.1.2 Réflectométrie Doppler
4.2 Caractéristiques du diagnostic
4.3 Analyse des données
4.3.1 Tracé de faisceau
4.3.2 Détermination des propriétés du spectre [Hennequin 06]
4.3.3 Accessibilité et volume de mesures
4.4 Conclusion
5 Flux de particules et champ électrique radial induits par le ripple
5.1 Minima locaux du champ magnétique
5.2 Flux de particules localement piégées
5.2.1 Calcul des flux de particules localement piégées
5.2.2 Prise en compte de la dérive E × B
5.3 Le régime de transport ripple-plateau
5.4 Récapitulatif
5.4.1 Résumé
5.4.2 Adaptation au cas d’un ripple poloïdalement asymétrique
Conclusion
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