La stratégie de gestion des flux de chaleur extrêmes vers la paroi des réacteurs de fusion magnétique repose sur la dissipation de l’énergie du plasma par interaction avec le gaz neutre présent dans le bord du plasma en raison de l’interaction plasma-surface. La physique en jeu consiste en un équilibre complexe entre le transport du plasma, dominé par la turbulence, et les réactions atomiques et moléculaires liées aux collisions plasma-neutres. La modélisation de cette phénoménologie extrêmement non linéaire est obligatoire pour la conception et la définition de l’espace opérationnel des futurs dispositifs comme ITER.

Cependant, en raison de la difficulté de la tâche, l’effort de modélisation s’est jusqu’à présent organisé essentiellement selon 2 axes distincts. D’un côté, les codes de turbulence plasma de bord permettent d’aborder le transport turbulent sans tenir compte de la présence de particules neutres; de l’autre, les codes d’équilibre du plasma de bord se concentrent sur la modélisation des interactions plasma-neutres mais avec une description heuristique et simplifiée du transport turbulent. Les progrès dans la compréhension et les capacités prédictives de la phénoménologie en jeu dans l’évacuation de la chaleur des dispositifs de fusion magnétique dépendent désormais largement de l’intégration cohérente des deux aspects dans le même outil numérique.

Le projet proposé vise à franchir cette étape critique dans le développement d’outils numériques pour la modélisation du plasma de bord des tokamaks. Nous proposons de développer et d’exploiter pour la première fois un code capable de modéliser de manière auto-cohérente la turbulence dans le plasma de bord et la dynamique des neutres et leur interaction avec le plasma.

Notre point de départ sera le code de turbulence de bord 3D SOLEDGE3X développé dans les laboratoires partenaires à l’IRFM et Aix-Marseille Université. Une preuve de principe de la possibilité de coupler un tel code de turbulence à la physique des neutres a été fournie récemment par les partenaires du projet, démontrant que les outils numériques disponibles sont désormais suffisamment matures pour envisager cette étape vers une modélisation auto-cohérente du plasma de bord. Ces travaux préliminaires ont également mis en évidence que le traitement de l’interaction plasma-neutres dans un environnement turbulent soulève des problèmes spécifiques liés à la nature fluctuante de la solution. Ceux-ci seront abordés afin d’améliorer la fidélité des modèles considérés et la robustesse / performances de l’outil numérique. Le code numérique nouvellement développé sera ensuite confronté pour validation à des expériences sur 2 machines complémentaires, la machine linéaire SPEKTRE et le tokamak WEST. Enfin, nous exploiterons ses caractéristiques uniques pour résoudre l’un des problèmes de physique des plasmas de bord échappant actuellement à la modélisation avec les codes de modélisation de plasma de bord conventionnels, avec une forte implication potentielle pour le fonctionnement d’ITER.

Afin d’atteindre ses objectifs, le projet PLATUN rassemble l’expertise complémentaire de 4 laboratoires partenaires appartenant à 2 communautés scientifiques liées, la fusion magnétique confinée et les applications plasma basse température. Plusieurs des problèmes clés abordés au cours du projet ont été identifiés comme étant communs aux deux communautés, mais souvent abordés avec des approches différentes. De cette manière, le projet jettera des ponts entre les experts de ces communautés pour assurer une fertilisation croisée des idées pour le bénéfice mutuel des participants, garantissant des progrès dans les deux domaines de recherche.