Academic literature on the topic 'Flux de chaleur au divertor'

Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissance<br>A deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading

Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissance<br>A deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading

Cette thèse s’inscrit en support du projet ITER, sur l’étude du comportement thermique de prototypes de CFP dans des tokamaks supraconducteurs : EAST et WEST. Ces prototypes correspondent à un enchaînement de monoblocs de tungstène le long d’un tube de refroidissement, séparés par des interstices (0.5 mm), qui permet d’extraire la chaleur de ces composants. L’introduction de ces interstices entre monoblocs (toroïdaux) ou entre barres de monoblocs (poloïdaux), implique que le bord poloïdal peut être exposé aux lignes de champ avec une incidence quasi-normale. Un échauffement local très important est attendu sur une fine bande latérale de la surface supérieure de chaque monobloc, qui peut être accentué dans le cas où les composants sont désalignés. Nous proposons dans ce travail d’étudier l’impact de deux géométries (arête vive et chanfrein) de ces composants ainsi que de leurs désalignements sur la génération de points chauds locaux, à l’aide de diagnostics embarqués (TC/FBG), et d’une caméra infrarouge très haute résolution (~0.1 mm/pixel), dont l’émissivité varie en fonction de la longueur d’onde, de la température, et de l’état de surface, qui évolue au contact du plasma, lors des différentes campagnes expérimentales. Les sondes de Langmuir permettront de mesurer la température du plasma, et par conséquent d’estimer les rayons de Larmor des ions, qui pourront jouer un rôle important dans la distribution locale du flux de chaleur autour des bords poloïdaux et toroïdaux. Les travaux menés ici, montrent la cohérence entre les calculs prédictifs et les résultats expérimentaux et appuient la décision d'ITER de biseauter les MBs pour protéger leurs bords d'attaque<br>This PhD falls within ITER project support, aiming to study the thermal behavior of ITER-like PFC prototypes in two superconducting tokamaks: EAST (Hefei) and WEST (Cadarache). These prototypes correspond to castellated tungsten monoblocks placed along a cooling tube with small gaps (0.5 mm) between them, called plasma-facing units, to extract the heat from the components. The introduction of gaps between monoblocks (toroidal) and plasma-facing units (poloidal), to relieve the thermomechanical stresses in the divertor, implies that poloidal leading edges may be exposed to near-normal incidence angle. A local overheating is expected in a thin lateral band at the top of each monoblocks, which can be enhanced when the neighboring components are misaligned. In this work, we propose to study the impact of two geometries (sharp and chamfered LEs) of these components, as well as their misalignments on local hot spot generation, by means of embedded diagnostics (TC/FBG), and a submillimeter infrared system (~0.1 mm/pixel), whose emissivity varies with wavelength, and the temperature, but above all, the surface state of the component, which evolves under plasma exposure, during the experimental campaigns. The divertor Langmuir probes measure the plasma temperature, and thus estimate the ion Larmor radius that may play a role in the local heat flux distribution around poloidal and toroidal edges. The results presented in this thesis, confirming the modelling predictions by experimental measurements, support the final decision by ITER to include 0.5 mm toroidal beveling of monoblocks on the vertical divertor targets to protect poloidal leading edges from excessive heat flux

Thesis (M.S.)--University of California, San Diego, 2009.<br>Title from first page of PDF file (viewed June 16, 2009). Available via ProQuest Digital Dissertations. Includes bibliographical references (p. 88).

La maîtrise du dépôt de puissance sur la paroi des tokamaks est essentielle pour la réalisation des futures machines de fusion thermonucléaire. L'interaction plasma-paroi peut être gérée par la présence de limiteurs ou de divertors. Le divertor ergodique installé dans Tore Supra est un exemple atypique des divertors magnétiques. Il consiste à appliquer une perturbation magnétique résonnante qui établit une topologie particulière du plasma en contact avec la paroi (plasma de bord). Nous avons réalisé des expériences permettant d'étudier les flux thermiques qui tombent sur les neutraliseurs du divertor ergodique. Cette analyse quantitative et qualitative des flux thermiques en fonction des conditions expérimentales a permis de déterminer les profils de dépôt de puissance le long des neutraliseurs. L'influence de la densité électronique du plasma, du chauffage additionnel, des impuretés et du gaz utilisé a été mise en évidence. Une étude expérimentale du facteur de transmission de la chaleur γ dans la gaine a égé réalisée avec la mise en cohérence des mesures effectuées par les sondes de Langmuir et la thermographie infrarouge. Il ressort de cette étude que pour les décharges en ohmique en deutérium et la plupart du temps en hélium, on a confirmé expérimentalement que γ=7 conformément à la théorie. Par ailleurs, un accroissement de ce facteur avec la puissance additionnelle a été montré. Le "plasma détaché", qui est un régime permettant de réduire le dépôt de puissance sur les parois, nécessite un contrôle en temps réel optimisé. Une nouvelle voie de caractérisation du détachement a donc été développée. Elle est basée sur la variation du flux parallèle thermique dérivée des signaux infrarouges. Une cartographie du détachement avec la détermination d'un Degré de Détachement "infrarouge" 2D a été réalisée permettant de localiser la zone où le détachement débute. Ce concept est applicable à tous les types de machine indépendamment de la configuration. Une comparaison divertor ergodique/divertor axisymétrique est également présentée notamment en ce qui concerne le dépôt de puissance dans les deux configurations. On montre que le faible niveau de flux thermiques avec le divertor ergodique en fait une solution alternative à ne pas négliger.

Thesis (Ph.D.)--Mechanical Engineering, Georgia Institute of Technology, 2008.<br>Committee Co-Chair: Minami Yoda, Co-Advisor; Committee Co-Chair: Said I. Abdel-Khalik; Committee Member: Donald R. Webster; Committee Member: Narayanan M. Komerath; Committee Member: S. Mostafa Ghiaasiaan; Committee Member: Yogendra Joshi

Nous presentons dans ce memoire une approche mathematique et numerique des problemes que posent la conception et le remodelage de reseaux d'echangeurs de chaleur selon un critere technico-economique. Pour ce faire, nous avons developpe un modele permettant de resoudre des problemes de grande taille sans avoir recours a des concepts thermodynamiques ou heuristiques qui, malgre leur capacite a obtenir des solutions de bonne qualite ont le desavantage de ne considerer qu'un espace de recherche reduit et donc de conduire a l'obtention de solutions sous optimales. L'approche retenue consiste a formuler un probleme d'optimisation de nature mixte non lineaire, resolu par une approche a deux niveaux. A un niveau superieur, un algorithme de recuit simule permet de definir diverses configurations de reseaux d'echangeurs de chaleur et de gerer les conditions de convergence du modele. Les variables de fonctionnement issues de ces structures sont optimisees a un niveau inferieur par un algorithme de programmation non lineaire. L'efficacite de la methode ainsi formulee est demontree par la resolution de nombreux exemples de conception et de remodelage. Ces problemes, composes de 4 a 75 courants proviennent de la litterature (4sp1 a 20sp1) ou de l'industrie.