Modélisation avancée du contrôle des îlots pour ITER – AMICI

Le code XTOR-2F décrit les équations Magnéto-Hydro-Dynamiques fluides en géométrie toroidale avec les effets diamagnétiques et néoclassiques. La version XTOR-K couple ces équations avec un module cinétique 6D, afin de décrire la dynamique des particules (rapides en particulier, dont particules alpha issues des réactions de fusion).

• Efficacité de stabilisation d’un îlot magnétique par une source de courant : validation de l’implémentation dans un code MHD global [Février16]
• Réponse d’un îlot magnétique à une source RF localisée : instabilité de flip et forçage d’îlot [Février16]
• Modèle MHD étendu pour la simulation des îlots métastables : validation de l’équilibre néoclassique et aspects dynamiques [Maget16]

Au programme de 2016:
- comparaison des différentes stratégies de contrôle d'un îlot magnétique (source fixe continue / modulation / balayage radial)
- validation version hybride du code (XTOR-K)

Publications :
1. O Février, et al, « First principles fluid modelling of magnetic island stabilization by electron cyclotron current drive (ECCD) », Plasma Physics and Controlled Fusion 58(4), 045015 (2016), hal.archives-ouvertes.fr/hal-01286131
2. P Maget, O Février, H Lütjens, J F Luciani, and Xavier Garbet. « Bifurcation of magnetic island saturation controlled by plasma viscosity ». Plasma Physics and Controlled Fusion 58(5), 055003 (2016)https://hal.archives-ouvertes.fr/hal-01292516

Conférences:
1. O. Février, P. Maget, H. Lütjens, J.F. Luciani, J. Decker, G. Giruzzi, P. Beyer, M. Reich, and Asdex-Upgrade Team. Modeling of magnetic island modications by ECCD using XTOR-2F. volume 38, 2014. 41th EPS Conf. on Plasma Physics, Berlin (Germany), (P1.087
2. O. Février, P. Maget, H. Lütjens, J.F. Luciani, J. Decker, G. Giruzzi, M. Reich, P. Beyer, E. Lazzaro, S. Nowak, and Asdex-Upgrade Team. Modeling of magnetic island modications by ECCD using XTOR-2F. Frascatti (Italy), 2015. 7th IAEA Technical Meeting, Theory of Plasma Instabilities.
3. O. Février, P. Maget, H. Lütjens, J.F. Luciani, J. Decker, G. Giruzzi, M. Reich, P. Beyer, E. Lazzaro, S. Nowak, and Asdex-Upgrade Team. First principle Fluid modeling of magnetic island stabilization by ECCD. ITER, Vinon sur Verdon (France), 2015. 25th Meeting of the ITPA MHD TG.
4. O. Février, P. Maget, H. Lütjens, J.F. Luciani, J. Decker, G. Giruzzi, M. Reich, P. Beyer, E. Lazzaro, S. Nowak, and Asdex-Upgrade Team. Modeling of the impact of ECCD sweeping on NTM stability in ASDEX-Upgrade. volume 39, 2015. 42th EPS Conf. on Plasma Physics, Lisbon (Portugal), (P1.104)
5. P. Maget, O. Février, H. Lütjens, J.-F. Luciani, and Xavier Garbet. « Viscosity effect on tearing modes in toroidal geometry ». 16th European Fusion Theory Conference, Lisbon (Portugal), 2015.
6. H. Lütjens, J.-F. Luciani, « Effect of kinetic ions on internal kink modes with XTOR-K » 16th European Fusion Theory Conference, Lisbon (Portugal), 2015.

Les îlots magnétiques dégradent le confinement des plasmas de fusion obtenus dans les tokamaks, et pourraient réduire la production d’énergie d’un futur réacteur de fusion. Cela est observé dans les machines actuelles, et différents moyens pour éviter ou atténuer la croissance de tels îlots ont été testés avec succès. L’utilisation d’une source de courant localisée s’est avérée un outil efficace pour cela, et un tel système est prévu pour ITER. Mais l’extrapolation de ces outils de contrôle aux futures installations demeure incertaine, car la compréhension fondamentale des processus physiques à l’œuvre n’est pas assurée par une modélisation « premiers principes » de tous les mécanismes interdépendants. Le projet AMICI a pour objectif de développer une telle modélisation, en intégrant le processus de contrôle depuis les capteurs jusqu’aux contrôleurs, et en incluant le contrôle des modes primaires qui déclenchent la croissance des îlots. Les développements associés au projet seront implémentés dans XTOR, un code non-linéaire qui résout les équations Magnéto-Hydro-Dynamiques (MHD) à deux fluides dans la géométrie toroïdale du tokamak, et qui a été récemment amélioré pour inclure l’importante physique collisionnelle (« néoclassique ») qui déstabilise les îlots, et un module particulaire (PIC) qui traite l’interaction de la MHD avec les particules rapides. Ces nouveaux ingrédients sont un point de départ essentiel du projet AMICI, puisque les îlots magnétiques sur ITER seront générés par les forces néoclassiques, et que la source d’excitation de ces îlots néoclassiques sera sensible aux particules alpha à 3,5 MeV nées des réactions de fusion.
Les développements associés au projet incluent une source de courant localisée réaliste, un module néoclassique complet, un terme source pour la création de particules rapides et un opérateur de collision, et un contrôleur agissant sur la source de courant. La source radio-fréquence (RF) sera adaptée depuis les sorties 1D d’un code Fokker-Planck vers une formulation 3D qui prend en compte le fait que courant généré à l’intérieur de la structure 3D d’un îlot y reste confinée. Le chauffage et la source de courant dépendent de la puissance RF, de la localisation de l’antenne et de l’orientation des miroirs, en plus des caractéristiques du plasma. Le module néoclassique, cohérent avec la formulation bi-fluide du code XTOR, recevra une implémentation numérique améliorée qui permettra une meilleure prise en compte des sections non-circulaires de plasma, et sera complété par la contribution des flux de chaleur parallèles. Le module PIC sera complété par un terme source qui reconstruira la population de particules rapides après sa redistribution par les événements MHD, permettant ainsi la simulation des relaxations périodiques qui déstabilisent généralement les îlots néoclassiques. Enfin, un contrôleur utilisant des diagnostics synthétiques pour les fluctuations magnétiques et de température, and agissants sur les caractéristiques de la source RF, sera implémenté dans le code MHD. Les résultats des simulations numériques seront comparés aux résultats expérimentaux, et des prédictions pour de futures installations (principalement ITER, mais aussi WEST au CEA de Cadarache), seront réalisées. Ces développements seront effectués par une équipe ayant une expertise reconnue en MHD, RF, et en science du contrôle.