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Dissertations / Theses on the topic 'Fusion thermonucléaire par confinement magnétique'

Author: Grafiati
Published: 8 June 2024
Last updated: 31 July 2025

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Dachicourt, Remi. "Contrôle du rayonnement dans les plasmas de fusion par confinement magnétique." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4097.

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Abstract:
La résolution d'un certain nombre de problèmes physiques est nécessaire au développement de réacteurs électrogènes utilisant la fusion thermonucléaire contrôlée. Le travail présenté ici traite du contrôle du rayonnement dans le cadre général de la tenue des matériaux aux flux de chaleur, ainsi que de l'opération d'un tokamak à forte densité. Ces deux points concernent plus particulièrement le futur réacteur de démonstration, appelé DEMO, pas intermédiaire entre ITER et un réacteur commercial. L'opération de DEMO sera contrainte par la nécessité de rayonner dans un large volume afin de limiter
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Geulin, Eléonore. "Contribution to the modeling of pellet injection : from the injector to ablation in the plasma." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2023. http://www.theses.fr/2023AIXM0066.

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Abstract:
La méthode privilégiée d'alimentation des machines à fusion est l'utilisation de glaçons de D et/ou T injectés dans le plasma. Ils sont utilisés actuellement, mais les résultats ne sont pas extrapolables aux futures machines de plus grande taille où le design du système d'injection et la construction de scenarii seront surtout basés sur les simulations. II est donc important de combler les vides dans les modèles existants allant de la fabrication des glaçons au dépôt de matière dans le plasma. Deux manques apparaissent : la modélisation du transport du glaçon dans le tuyau d'injection et la va
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Ialovega, Mykola. "Influence des conditions de surface sur le piégeage de l'hydrogène dans le tungstène." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0058.

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Abstract:
La rétention des isotopes de l’hydrogène (HI) et de l’hélium (He) dans les composants de la première paroi (PFC) est un enjeu majeur pour les futurs réacteurs tels ITER et DEMO, les conditions d’exposition au plasma de fusion pouvant entrainer la dégradation des matériaux. Les propriétés du tungstène (W), ont entrainés son choix pour le divertor d’ITER: lors des phases deutérium/tritium, les PFC W seront soumis à d’intenses flux de particules, HI, He, neutrons ou encore impuretés issues du plasma de bord. L’impact de l’He est particulièrement problématique, avec un endommagement significatif d
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Walraet, François. "Propagation et rétrodiffusion d'un faisceau laser lissé dans un plasma de fusion thermonucléaire." Palaiseau, Ecole polytechnique, 2003. http://www.theses.fr/2003EPXX0011.

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5

Bardin, Sébastien. "Etude des interactions plasma-paroi par imagerie rapide : application aux plasmas de laboratoire et de tokamak." Thesis, Université de Lorraine, 2012. http://www.theses.fr/2012LORR0012/document.

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Abstract:
La nécessité de trouver une nouvelle source d'énergie a mené les scientifiques à explorer la voie de la fusion thermonucléaire par confinement magnétique. Cependant la réalisation de tels plasmas de fusion dans les tokamaks actuels pose de nombreux défis tels que les interactions entre le plasma et les parois à l'origine de la création de poussières pouvant être néfastes au bon fonctionnement des futurs réacteurs à fusion. Une bonne connaissance de la quantité de poussières produites, de leur localisation et de leur transport durant la phase plasma est donc d'une importance fondamentale pour l
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Krupka, Anna. "Plasma speed optimization for improved tokamak plasma confinement." Electronic Thesis or Diss., Institut polytechnique de Paris, 2024. http://www.theses.fr/2024IPPAX092.

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Abstract:
Il est essentiel pour rendre performants les futurs réacteurs à fusion par confinement magnétique de maximiser le confinement du plasma. Jouer sur la vitesse du plasma peut être un moyen de stabiliser d’éventuelles instabilités et de contrôler la turbulence avec des effets très bénéfiques sur les performances fusion. Il est donc crucial de comprendre comment on peut mettre en rotation un plasma de tokamak.Idéalement on souhaite que le tokamak, en tant que réacteur à fusion, travaille en régime permanent. Il est donc raisonnable de déterminer les états stationnaires d’un plasma de tokamak en to
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Coulette, David. "Simulation numérique de modèles cinétiques réduits pour l'étude de la dynamique des plasmas de fusion par confinement magnétique." Thesis, Université de Lorraine, 2013. http://www.theses.fr/2013LORR0159/document.

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Abstract:
Ce travail de recherche s'inscrit dans la problématique de la compréhension des phénomènes de transport turbulent de l'énergie et des particules au sein des plasmas de coeur des machines de fusion thermonucléaire par confinement magnétique. L'instabilité dite de gradient de température ionique, considérée comme une des sources majeures de transport turbulent, y est étudiée au moyen d'un modèle gyrocinétique. L'originalité de ce travail consiste en l'utilisation d'un modèle réduit, dit "Multi-Water-Bag", qui permet de réduire la dimension du problème tout en préservant les effets cinétiques. Ce
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Isoardi, Livia. "Modelisation du transport dans le plasma de bord d'un tokamak." Aix-Marseille 3, 2010. http://www.theses.fr/2010AIX30066.

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Abstract:
La fusion par confinement magnétique est une des voies actuellement explorées pour le développement d'une source d'énergie propre et durable. Un grand nombre de problèmes ouverts subsistent qui nécessitent un effort de recherche conjoint bien au delà de la thématique traditionnelle des plasmas chauds. La région de bord du plasma située aux grands rayons du tokamak est celle qui nous intéresse dans ce projet car elle joue un rôle crucial pour le confinement indispensable ainsi que dans la détermination des flux d'énergie et donc des performances globales de la machine. La physique de la région
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Helou, Walid. "Design and operation of antennas at the ion cyclotron and lower hybrid range of frequencies for nuclear fusion reactors." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0395.

Full text
Abstract:
Cette thèse fournit en premier lieu une brève introduction à la fusion nucléaire par confinement magnétique et aux tokamaks. Elle explique la nécessité de disposer de systèmes électromagnétiques aux fréquences cylctronique ionique (ICRF) et hybride basse (LHRF) pour le chauffage du plasma et la génération de courant. En second lieu les conditions à satisfaire afin d’assurer une propagation de l'onde plasma et une résonance onde-particules sont définies. Le solveur de réseaux hyperfréquences SIDON, développé pour cette thèse, est ensuite présenté. La thèse aborde ensuite les types d'antennes IC
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Helou, Walid. "Design and operation of antennas at the ion cyclotron and lower hybrid range of frequencies for nuclear fusion reactors." Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0395/document.

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Abstract:
Cette thèse fournit en premier lieu une brève introduction à la fusion nucléaire par confinement magnétique et aux tokamaks. Elle explique la nécessité de disposer de systèmes électromagnétiques aux fréquences cylctronique ionique (ICRF) et hybride basse (LHRF) pour le chauffage du plasma et la génération de courant. En second lieu les conditions à satisfaire afin d’assurer une propagation de l'onde plasma et une résonance onde-particules sont définies. Le solveur de réseaux hyperfréquences SIDON, développé pour cette thèse, est ensuite présenté. La thèse aborde ensuite les types d'antennes IC
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Salazar, Luigui. "Data-driven discovery approach to tackle turbulence in fusion plasmas." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0327.

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Abstract:
L'un des moyens de parvenir à la fusion sur Terre est le confinement magnétique toroïdal, dont les principaux dispositifs sont les tokamaks et les stellarators. L'un des principaux paramètres limitants est la turbulence, qui résulte d'un mélange d'instabilités à différentes échelles temporelles et spatiales. L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension du transport turbulent, qui est l'interaction de cette turbulence avec les propriétés du plasma, dans les plasmas magnétiquement confinés, en se concentrant sur la caractérisation des fluctuations de densité et de leur dynamiqu
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Lerbinger, Klaus. "Problèmes spectraux en MHD : effets non idéaux, stabilité du kink interne." Paris 11, 1988. http://www.theses.fr/1988PA112109.

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Abstract:
La magnétohydrodynamique présente un grand intérêt pour l'étude des plasmas de fusion magnétiquement confinés. Les équations linéarisées de la MHD idéale peuvent être mises sous une forme adaptée à l'analyse spectrale; le système est alors décrit par des opérateurs linéaires auto-adjoints. La prise en compte d'une résistivité finie affecte profondément le système. Les opérateurs linéaires ne sont plus auto-adjoints; de ce fait, on ne peut plus recourir à un principe variationnel. Les valeurs propres deviennent complexes et de nouvelles instabilités apparaissent. Nous présentons un code numériq
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Ettoumi, Wahb. "Dynamique hamiltonienne et phénomènes de relaxation: d'un modèle champ moyen au confinement magnétique." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00925491.

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Abstract:
Dans cette thèse, nous commençons par étudier un modèle hamiltonien à champ moyen, dont les propriétés statistiques d'équilibre sont exactement solubles, et permettent en outre de prédire le comportement asymptotique des réalisations temporelles du système. Nous nous intéressons aux propriétés de relaxation vers des états dits d'équilibre à partir de conditions initiales particulières, et étudions en détail l'impact du nombre de particules sur les échelles temporelles en jeu. La motivation principale réside dans le fait que le modèle considéré, bien que très simple, présente une phénoménologie
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Sommariva, Cristian. "Test particles dynamics in 3D non-linear magnetohydrodynamics simulations and application to runaway electron formation in tokamak disruptions." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0512.

Full text
Abstract:
La thèse étudie la dynamique des Electrons Découplés (DE) dans une disruption plasma déclenchée par injection massive de gaz dans le tokamak JET et simulée par le code JOREK. Cette investigation est permise par l’implémentation d’un module de suivi des particules tests relativistes dans JOREK. L’étude montre que les électrons peuvent ‘survivre’dans le chaos magnétique caractérisant la phase dite de ‘Disjonction Thermique’ (DT) de cette disruption (simulée) grâce à la reformation des surfaces magnétiques fermées. Deuxièmement, l’accélération des électrons causée par les champs électriques dus a
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Hamann, Franck Nicolas. "Conception de cavités radiatives chauffées par plasma de striction magnétique en régime 100 nanosecondes." Palaiseau, Ecole polytechnique, 2003. http://www.theses.fr/2003EPXX0051.

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Villegas, Daniel. "Etude expérimentale de l'influence du gradient de température électronique sur le transport turbulent des impuretés dans un plasma de fusion." Aix-Marseille 1, 2010. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/2010AIX11055.pdf.

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Abstract:
La compréhension du transport des impuretés est essentielle pour atteindre un régime de fonctionnement optimal dans les futurs réacteurs de fusion. Dans ce mémoire de thèse, l’influence expérimentale et théorique du gradient de température électronique R/LTe sur le transport d’une impureté métallique est analysée dans les tokamaks Tore Supra et ASDEX Upgrade. Dans nos expériences, le profil de Te est contrôlé par l’ajout d’une faible quantité de puissance FCE déposée à deux rayons différents. Les résultats expérimentaux ont été obtenus à l’aide du code de transport interprétatif ITC qui a été
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Hamann, Franck. "Conception de cavités radiatives chauffées par plasmas de striction magnétique en régime 100ns." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2003. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00000811.

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Abstract:
Ce travail estime le potentiel des plasmas de striction magnétique (Z-pinches) pour le chauffage de cavités radiatives à haute température (>200eV). Des modèles simples sont fournis pour calculer les performances atteignables avec des courants de 5 à 100 MA en 100 ns. La physique monodimensionnelle à l'échelle de l'épaisseur du plasma et les instabilités hydrodynamiques sont étudiées. Puis l'amélioration des performances des cavités avec une double coquille ou l'installation d'un champ magnétique axial est analysée. L'attaque directe par un Z-pinch d'une cible de fusion par confinement inertie
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Sommariva, Cristian. "Test particles dynamics in 3D non-linear magnetohydrodynamics simulations and application to runaway electron formation in tokamak disruptions." Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0512/document.

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Abstract:
La thèse étudie la dynamique des Electrons Découplés (DE) dans une disruption plasma déclenchée par injection massive de gaz dans le tokamak JET et simulée par le code JOREK. Cette investigation est permise par l’implémentation d’un module de suivi des particules tests relativistes dans JOREK. L’étude montre que les électrons peuvent ‘survivre’dans le chaos magnétique caractérisant la phase dite de ‘Disjonction Thermique’ (DT) de cette disruption (simulée) grâce à la reformation des surfaces magnétiques fermées. Deuxièmement, l’accélération des électrons causée par les champs électriques dus a
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Levy, Yoann. "Etude numérique et modélisation des instabilités hydrodynamiques dans le cadre de la fusion par confinement inertiel en présence de champs magnétiques auto-générés." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00742130.

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Abstract:
Dans le cadre de la fusion par confinement inertiel, nous présentons une analyse des effets du champ magnétique sur le développement linéaire des instabilités de Richtmyer-Meshkov, en magnétohydrodynamique idéale d'une part, et de Rayleigh-Taylor au front d'ablation, dans les phases d'accélération et de décélération d'autre part.A l'aide d'un code linéaire de perturbation, nos simulations mono mode nous permettent de confirmer, pour l'instabilité de Richtmyer-Meshkov, la stabilisation apportée par la composante du champ magnétique parallèle au vecteur d'onde des perturbations de l'interface, d
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Reux, Cédric. "Etude d'une méthode d'amortissement des disruptions d'un plasma de tokamak." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2010. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00599210.

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Abstract:
Les disruptions sont des pertes violentes et très rapides (environ 20 ms) du confinement des plasmas de tokamak qui peuvent conduire à des endommagements de la structure du tokamak. Elles génèrent des charges thermiques sur les composants face au plasma, des forces électromagnétiques dans les structures de la machine et produisent des électrons découplés relativistes pouvant perforer l'enceinte à vide. Pour des futurs réacteurs, il sera indispensable d'amortir ces effets. L'injection massive de gaz est une des méthodes proposées dans ce but. Son étude expérimentale et numérique est l'objet de
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Storelli, Alexandre. "Étude du transport turbulent dans les plasmas du tokamak Tore Supra : observation des écoulements perpendiculaires stationnaires et du mode acoustique géodésique." Palaiseau, Ecole polytechnique, 2015. https://theses.hal.science/tel-01167913v2/document.

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Abstract:
Les tokamaks, machines toroïdales à confinement magnétique conçues pour porter un plasma aux conditions nécessaires à l'obtention de réactions de fusion, ont des performances limitées par le transport turbulent, dont les mécanismes ne sont pas tous élucidés. Les fluctuations turbulentes alimentent des écoulements macroscopiques, dits flots zonaux, dont le cisaillement réduit en retour le niveau de fluctuation. Des dispositifs de rétrodiffusion Doppler ont été installés sur Tore Supra (CEA Cadarache) et permettent de mesurer la vitesse perpendiculaire des fluctuations. Premièrement, il est mont
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Dumont, Rémi. "Contrôle du profil de courant par ondes cyclotroniques électroniques dans les tokamaks." Phd thesis, Université Henri Poincaré - Nancy I, 2001. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00001589.

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Abstract:
L'injection d'ondes radiofréquence dans un plasma de tokamak afin d'y générer le courant toroïdal répond à une double exigence. Premièrement, la nature non inductive de la méthode évite le recours aux courants variables circulant dans les bobines, peu compatibles avec l'opération stationnaire d'un futur réacteur. Par ailleurs, il est reconnu que la principale limitation des performances d'un plasma de fusion est causée par la turbulence électromagnétique. Celle-ci peut toutefois être réduite, voire supprimée, en optimisant le profil de courant, ce qu'autorise précisément l'emploi des ondes, da
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Gallo, Alberto. "Impact of the plasma geometry on the divertor power exhaust in a magnetic fusion reactor." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0001.

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Abstract:
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 de
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Cottier, Pierre. "Modelling the turbulent transport of angular momentum in tokamak plasmas - A quasi-linear gyrokinetic approach." Palaiseau, Ecole polytechnique, 2013. http://pastel.archives-ouvertes.fr/docs/00/93/92/40/PDF/Manuscrit.pdf.

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Abstract:
Le confinement magnétique dans les tokamaks est à l'heure actuelle la voie la plus avancée pour produire de l'énergie par fusion thermonucléaire. Des études théoriques et expérimentales ont montré que la génération de rotation permet d'en augmenter les performances par la réduction du transport turbulent à l'œuvre dans les plasmas de tokamaks. L'influence de la rotation sur les flux turbulents de chaleur et de particules ainsi que le transport du moment angulaire sont étudiés par simulation numérique dans le cadre du code gyro-cinétique, quasi-linéaire QuaLiKiz. A cette occasion, le code QuaLi
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Sheeba, Roshin Raj. "Synthetic diagnostics for plasma spectroscopy of magnetic fusion devices." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/201217_SHEEBA_753c513mttwj498soje466ehx_TH.pdf.

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Abstract:
Dans cette thèse, un outil numérique a été élaboré en combinant un code d’élargissement Stark avec un code développé pour le calcul du continuum de recombinaison (transitions libre-lié et libre-libre). L’outil permet de modéliser des spectres d’émission complet de la série Balmer de l’hydrogène/deutérium pour des plasmas de divertors de tokamaks en particulier les plasmas recombinants (détachés). En plus d’élargir les raies, l’environnement plasma abaisse le potentiel d’ionisation des atomes induisant un avancement du continuum. Ces effets statistiques du plasma sont pris en compte avec l’appr
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Scotto, d'Abusco Manuel. "Modélisation numérique du transport turbulent cœur-bord dans un tokamak en géométrie réaliste par une méthode numérique avancée." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2022. http://www.theses.fr/2022AIXM0173.

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Abstract:
De nos jours, un défi reste la conception de scénarios de plasma optimisés pour le fonctionnement du tokamak afin de contrôler le flux de chaleur. Cela nécessite le développement de codes numériques efficaces et fiables avec des capacités prédictives pour les simulations de plasma. Ce travail vise à développer un code d'éléments finis d'ordre élevé basé sur un schéma numérique de Galerkin discontinu hybride avec d'intégration en temps implicite pour résoudre des équations de Braginskii dans différent géométries de tokamak et d'équilibre magnétique. Le schéma numérique permet d'effectuer des si
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Riquier, Raphaël. "Magnetic field in laser plasmas : non-local electron transport and reconnection." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLX004/document.

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Abstract:
Dans le cadre de la fusion par confinement inertiel, une capsule contenant le combustible de deutérium-tritium est implosée soit par irradiation laser (attaque directe, interaction laser – cible de numéro atomique faible), soit par un rayonnement de corps noir émis par une cavité convertissant le rayonnement laser (attaque indirecte, interaction laser – cible de numéro atomique élevé).Dans les deux cas, une modélisation correcte du transport électronique est cruciale pour avoir des simulations hydro-radiatives prédictives. Cependant, il a été montré très tôt que les hypothèses d'un mécanisme d
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Laribi, Elias. "Modélisation numérique de l'impact de la géométrie magnétique sur le plasma de bord des tokamaks." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0298.

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Abstract:
Ce travail de thèse a montré que, dans une configuration limiteur, l’élongation des surfaces magnétiques a un effet stabilisant vis-à-vis de la turbulence dans le plasma de bord, ce qui conduit à une diminution de la largeur du plasma de bord quand l’élongation augmente. En ce qui concerne la triangularité, cette thèse a montré que ses effets sur le plasma de bord étaient plus faibles que ceux de l’élongation. Un travail théorique sur un modèle simplifié d'interchange a permis de comprendre ces tendances. Ces travaux ont également mis en lumière l'importance de la variabilité spatiale du champ
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Jesko, Karol. "Studying divertor relevant plasmas in linear devices : experiments and transport code modelling." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0010.

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Abstract:
Les prédictions concernant le fonctionnement des divertors de tokamak reposent généralement sur des codes de transport de bord, consistant en un code de plasma fluide associé à un code de Monte Carlo pour les espèces neutres. Les machines linéaires Magnum-PSI et Pilot-PSI chez DIFFER, produisant des plasmas comparables à ceux d'ITER (Te ∼ 1 eV, n_e ∼ 10²⁰ m⁻³). Dans cette thèse, les décharges de plasma ont été étudiées expérimentalement et par modélisation utilisant le code Soledge2D-Eirene afin de: a) rechercher quels phénomènes doivent être inclus dans la modélisation pour reproduire les ten
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Bailly-Grandvaux, Mathieu. "Laser-driven strong magnetic fields and high discharge currents : measurements and applications to charged particle transport." Thesis, Bordeaux, 2017. http://www.theses.fr/2017BORD0557/document.

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Abstract:
La problématique de génération de champs magnétiques quasi-statiques intenses constitue un défi pour la physique de l’interaction laser-plasma. Proposé il y a 30 ans, l’utilisation de cibles "boucles" irradiées par laser se distinguent par leur design compact ne nécessitant aucune génération de courant pulsé en plus de la puissance laser et ont dévoilé récemment leur grand potentiel.Ce travail de thèse s’attache à la caractérisation des phénomènes physiques et au développement de cette technique. On a ainsi montré la génération de forts champs magnétiques quasi-statiques par interaction laser-
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Addab, Younes. "Formation, caractérisation et bombardements ioniques de films minces de WO3 d'intérêt pour la fusion magnétique." Thesis, Aix-Marseille, 2016. http://www.theses.fr/2016AIXM4765/document.

Full text
Abstract:
Dans ce travail, nous étudions la stabilité thermique et les effets des irradiations par un plasma d'hélium ou de deutérium de films minces de WO3 d’intérêt pour la fusion magnétique (projet ITER). L’objectif est de comprendre comment une oxydation du divertor modifie les interactions plasma paroi. Pour cela, nous avons synthétisé des films de WO3 par oxydation thermique de substrats de W à 400°C et caractérisé les effets du type de substrat, de la pression d’oxygène et du temps d’oxydation sur la structure et sur l’épaisseur des oxydes formés. La structure (monoclinique nanocristalline), la m
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Meireni, Mutia. "Spectroscopic diagnostic of magnetic fusion plasmas : application to ITER." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0218.

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Abstract:
Cette thèse porte sur la modélisation du rayonnement de raies émis par les plasmas de fusion magnétique pour faire des applications au diagnostic. Une attention particulière est apportée aux électrons découplés (« runaway »), qui sont attendus avec une proportion significative dans ITER. Dans le premier chapitre, nous donnons une introduction générale sur la fusion magnétique et sur les machines tokamak, ainsi que sur les disruptions ; ces dernières sont engendrées par des instabilités et elles peuvent conduire à la formation de faisceaux d’électrons runaway très énergétiques. Dans le deuxième
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Elarif, Ali Aboudou. "Approximation par éléments finis C1 des modèles magnétohydrodynamiques pour les plasmas de fusion." Thesis, Université Côte d'Azur, 2020. http://www.theses.fr/2020COAZ4108.

Full text
Abstract:
Cette thèse participe au développement de méthodes numériques avancées pour simuler les instabilités du plasma pour la fusion par confinement magnétique dans les tokamaks. Ces écoulements sont décrits dans un cadre général par des modèles fluides de type magnetohydrodynamique(MHD) et peuvent être considérés comme incompressibles dans certaines approximations connues sous le nom de modèles MHD réduits. Dans ce travail, la contrainte d’incompressibilité est traitée par l’introduction de fonctions de courant. Une conséquence de cette formulation est l’apparition de termes différentiels d’ordre 4
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Gallo, Alberto. "Impact of the plasma geometry on the divertor power exhaust in a magnetic fusion reactor." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0001/document.

Full text
Abstract:
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 de
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Gracias, William Agnelo. "The numerical study of filament dynamics in tokamak scrape-off layer plasmas." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0731.

Full text
Abstract:
La présence de structures filamentaires est souvent rapportée dans plusieurs machines de fusion nucléaire à confinement magnétique, spécialement sur lequel s'appelle Tokamak. Etant porteurs de grandes quantités des particules et chaleur, la présence des filaments dans le bord du tokamak (le scrape-off layer, SOL) pourraient poser des dangers aux superficies solides du tokamak. Pour mieux comprendre leur comportement, dans le cadre de cette thèse doctorale, les filaments sont étudiés par les expériences numériques en utilisant un modèle 3D fluide istherme, TOKAM3X en les considerant comme struc
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Sepetys, Arvydas. "Tungsten sources in the divertor and the main chamber and contamination of the WEST tokamak plasmas." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0506.

Full text
Abstract:
Afin d'assurer un fonctionnement contrôlé des tokamaks, il est nécessaire de comprendre les mécanismes responsables de la contamination des plasmas de fusion magnétique par des impuretés. La préparation de l'exploitation d'ITER équipé d'un divertor en tungstène, exige de surveiller les sources de tungstène et de caractériser comment les atomes de tungstène érodés sont transportés à travers les zones périphériques. L'une des questions est d'identifier la localisation des sources qui dominent la contaminationDans ce travail, nous nous appuyons sur des mesures spectroscopiques dans les gammes spe
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Breton, Sarah. "Tungsten transport in a tokamak : a first-principle based integrated modeling approach." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0007.

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Abstract:
La fusion par confinement magnétique est actuellement la voie la plus avancée pour produire de l’énergie grâce à la réaction de fusion. L’un des défis à relever concerne la contamination du plasma par le Tungstène (W), un matériau capable de résister aux hauts flux de chaleur. A cause de son grand nombre atomique, le W rayonne dans les plasmas de tokamak. S’il s’accumule au cœur du tokamak, il refroidit le plasma. Il est donc crucial de comprendre les mécanismes du transport du W et d’identifier les paramètres favorisant son accumulation. Le W interagit de façon non-linéaire avec les différent
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Lo-Cascio, Guillaume. "Barrières et transport des impuretés dans les plasmas de Tokamak." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0280.

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Abstract:
La fusion nucléaire est le processus qui anime le plasma de cœur des étoiles et consiste à fusionner des noyaux légers, typiquement des isotopes de l'hydrogène, en un noyau plus lourd comme l'hélium. Le déficit de masse engendré via ce type réaction donne en sortie une quantité d'énergie importante, le tout sans émettre de gaz à effet de serre. Cette réaction de fusion via confinement gravitationnel est impossible à effectuer sur Terre et il est donc nécessaire de trouver un autre moyen de confiner un plasma à plusieurs millions de Kelvin si l'on souhaite exploiter cette source d'énergie. Le m
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Jesko, Karol. "Studying divertor relevant plasmas in linear devices : experiments and transport code modelling." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0010.

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Abstract:
Les prédictions concernant le fonctionnement des divertors de tokamak reposent généralement sur des codes de transport de bord, consistant en un code de plasma fluide associé à un code de Monte Carlo pour les espèces neutres. Les machines linéaires Magnum-PSI et Pilot-PSI chez DIFFER, produisant des plasmas comparables à ceux d'ITER ($T_e \sim 1$ eV, $n_e\sim10^{20}$ m$^{- 3}$). Dans cette thèse, les décharges de plasma ont été étudiées expérimentalement et par modélisation utilisant le code Soledge2D-Eirene afin de: a) rechercher quels phénomènes doivent être inclus dans la modélisation pour
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Grosjean, Alex. "Impact of geometry and shaping of the plasma facing components on hot spot generation in tokamak devices." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2020. http://www.theses.fr/2020AIXM0556.

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Abstract:
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 importan
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Beaucourt-Jacquet, Céline. "Étude expérimentale du guidage du faisceau d’électrons dans le cadre de l’allumage rapide de cibles de fusion." Thesis, Bordeaux 1, 2012. http://www.theses.fr/2012BOR14741/document.

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Abstract:
Les travaux de cette thèse s’inscrivent dans le cadre de l’allumage rapide pour la fusion par confinement inertiel (FCI), pour la production d’énergie. Dans ce schéma les phases de compression et d’allumage sont découplées. Au cours de la seconde phase, le faisceau d’électrons doit parcourir une distance de 300 µm dans le combustible dense avantde déposer son énergie au coeur de la cible et d’initier les réactions de fusion. Le principal défaut de ce schéma réside dans la divergence du faisceau d’électrons au cours de son transport dans la matière dense. Parmi plusieurs schémas proposés pour r
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Fil, Nicolas. "Caractérisation et modélisation des propriétés d’émission électronique sous champ magnétique pour des systèmes RF hautes puissances sujets à l’effet multipactor." Thesis, Toulouse, ISAE, 2017. http://www.theses.fr/2017ESAE0025/document.

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Abstract:
La fusion nucléaire contrôlée par confinement magnétique avec les réacteurs de type Tokamaks et les applications spatiales ont en commun d’utiliser des composants Haute-Fréquence (HF) sous vide à forte puissance. Ces composants peuvent être sujets à l’effet multipactor qui augmente la densité électronique dans le vide au sein des systèmes, ce qui est susceptible d’induire une dégradation des performances des équipements et de détériorer les composants du système. Ces recherches consistent à améliorer la compréhension et la prédiction de ces phénomènes. Dans un premier temps nous avons réalisé
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Vauzour, Benjamin. "Étude expérimentale du transport d'électrons rapides dans le cadre de l'allumage rapide pour la fusion inertielle." Thesis, Bordeaux 1, 2012. http://www.theses.fr/2012BOR14496/document.

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Abstract:
Cette thèse s'inscrit dans le cadre de la recherche sur la fusion nucléaire par confinement inertiel, et vise notamment à contribuer à la validation du schéma d'allumage rapide. Elle consiste en une étude expérimentale des différents processus impliqués dans la propagation d'un faisceau d'électrons relativistes, produit par une impulsion laser ultra-intense (10^{19} W.cm-2), au sein de la matière dense qu'elle soit solide ou comprimée. Dans ce travail de recherche nous présentons les résultats de trois expériences réalisées sur des installations laser distinctes afin de générer des faisceaux d
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Autones, Lucas. "Élaboration d’aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) par fabrication additive laser et cold spray : compréhension des relations procédés - microstructures." Electronic Thesis or Diss., Université de Lille (2022-....), 2022. http://www.theses.fr/2022ULILR004.

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Abstract:
Les aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) ferrito-martensitiques sont des matériaux qui présentent une très bonne résistance au fluage et au gonflement sous irradiation. Ces propriétés en font des candidats très étudiés pour les matériaux de gainage des réacteurs de génération IV, ou de structure pour les réacteurs à fusion thermonucléaire. La dispersion des nano-oxydes qui renforcent le matériau est obtenue par métallurgie des poudres. Le co-broyage d’une poudre d’acier atomisée avec une poudre d’oxyde (Y2O3) conduit à la dissolution de l’oxyde dans la matrice. Lors de la consolidation à
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Mao, Rui. "Simulation de l’extraction de puissance dans un tokamak à configuration divertor alternative avec le code SOLEDG2D." Electronic Thesis or Diss., Ecole centrale de Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019ECDM0011.

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Abstract:
L’extraction de puissance est l’une des questions cruciales pour l’élaboration d’un réacteur de fusion à confinement magnétique. Le confinement magnétique est responsable de l’impact extrêmement localisé du plasma sur les composants faisant face au plasma, nécessitant une forte dissipation de la puissance dans un volume de plasma dédié appelé divertor. La stratégie du réacteur expérimental ITER qui entrera en fonction à Cadarache dans les prochaines années repose sur une géométrie standard de divertor fermé conçue à partir d'expériences et de simulations plasma à plus petite échelle. En attend
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Yang, Xin. "Study of the hydrogen-tungsten interaction for fusion : measurement of the atomic reflection coefficient by laser spectroscopy." Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0232.

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Abstract:
Les interactions plasma surface (PSI) sont considérées comme l'un des défis scientifiques majeurs de la fusion nucléaire magnétique contrôlée. L'interaction entre les isotopes d'hydrogène et les matériaux de l’enceinte à plasma tels que le tungstène revêt une importance particulière. Le coefficient de perte en surface des isotopes atomiques (γ) est un point clé dans les études PSI. Il peut donner des informations sur le recyclage de l'hydrogène atomique à la paroi et constitue ainsi un paramètre clé dans les modélisations des interactions plasma surface. Le but de ce projet est de déterminer l
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Baudoin, Camille. "Numerical evaluations of mechanisms governing the heat transport in the edge plasma of tokamaks." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0053.

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Abstract:
La fusion nucléaire est une solution technologique prometteuse pour une nouvelle source d'énergie. Cependant, utiliser la par fusion nucléaire confinement magnétique comme source d'énergie constitue un challenge scientifique et technologique car cela requière à la fois un bon confinement du plasma de cœur et un contrôle des flux de chaleurs arrivant à la paroi. Ce travail est motivé par la problématique de la gestion des flux de chaleur dans les réacteurs de fusion. Cela est nécessaire pour éviter d'endommager les coûteux composants faisant face au plasma. La compréhension des mécanismes physi
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Lu, LingFeng. "Modelling of plasma-antenna coupling and non-linear radio frequency wave-plasma-wall interactions in the magnetized plasma device under ion cyclotron range of frequencies." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2016. http://docnum.univ-lorraine.fr/public/DDOC_T_2016_0173_LU.pdf.

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Abstract:
Le Chauffage Cyclotron Ionique (ICRH) par des ondes dans la gamme 30-80MHz est couramment utilisé dans les plasmas de fusion magnétique. Excitées par par des réseaux phasés de rubans de courant à la périphérie du plasma, ces ondes existent sous deux polarisations. L’onde rapide traverse le bord ténu du plasma par effet tunnel puis se propage à son centre où elle est absorbée. L’onde lente, émise de façon parasite, existe seulement à proximité des antennes. Quelle puissance peut être couplée au centre avec 1A de courant sur les rubans? Comment les champs radiofréquence (RF) proches et lointains
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Auphan, Thomas. "Analyse de modèles pour ITER ; Traitement des conditions aux limites de systèmes modélisant le plasma de bord dans un tokamak." Phd thesis, Aix-Marseille Université, 2014. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00977893.

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Abstract:
Cette thèse concerne l'étude des interactions entre le plasma et la paroi d'un réacteur à fusion nucléaire de type tokamak. L'objectif est de proposer des méthodes de résolution des systèmes d'équations issus de modèles de plasma de bord. Nous nous sommes intéressés au traitement de deux difficultés qui apparaissent lors de la résolution numérique de ces modèles. La première difficulté est liée à la forme complexe de la paroi du tokamak. Pour cela, il a été choisi d'utiliser des méthodes de pénalisation volumique. Des tests numériques de plusieurs méthodes de pénalisation ont été réalisés sur
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Artola, Such Francisco Javier. "Free-boundary simulations of MHD plasma instabilities in tokamaks." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0441/document.

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Abstract:
Un des dispositifs les plus prometteurs pour réaliser la fusion contrôlée est le réacteur de type tokamak. Dans ces réacteurs, un plasma chaud ionisé est confiné à l'aide d'un champ magnétique intense. Ce travail de thèse porte sur l'étude d'une classe particulière d'instabilités au sein d'un tokamak. Cette étude est menée par des simulations numériques magnétohydro-dynamiques (MHD). Le code JOREK-STARWALL est adapté et appliqué pour étudier les instabilités dites à frontière libre. Ce type d'instabilités nécessitent un traitement spécial concernant les conditions de bord du plasma, où l'inter
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