Contexte
Le confinement d’un plasma de fusion magnétisé est principalement déterminé par une turbulence à petite échelle. Un thème important de recherche est l’identification de moyens de réduction du transport turbulent, conduisant ce faisant à une amélioration du confinement. Un processus courant d’amélioration du confinement est la formation d’une barrière de transport. Une barrière de transport est une région localisée du plasma dans laquelle l’intensité turbulente est réduite. La transition vers une barrière de transport dans un tokamak est souvent attribuée au développement d’un fort cisaillement de vitesse. Il est en effet établi que le transport turbulent décroit fortement au-dessus d’une valeur critique du taux de cisaillement de vitesse du plasma. Ce mécanisme est considéré comme générique pour la formation de barrières. Un objectif essentiel est de comprendre la physique de cette transition, et d’en identifier des moyens de contrôle.
Objectif du stage
Le nombre discret de bobines dans un tokamak induit des variations du champ magnétique, appelées « ripple ». Le ripple rend en général plus difficile la formation de barrières. Une explication possible est la modification de l’écoulement du plasma par le freinage magnétique dû au ripple. L’objectif du stage est de déterminer la modification du cisaillement de vitesse dû au ripple en utilisant la théorie cinétique des plasmas. Ce travail comprend principalement une partie analytique, qui sera ensuite comparée à des simulations numérique et des données expérimentales. La partie analytique consiste à résoudre les équations cinétiques décrivant le plasma en présence de collisions, puis de déterminer le champ électrique pour en déduire la vitesse du plasma. La partie numérique sera principalement une comparaison de ces calculs aux résultats de simulations gyrocinétiques effectuée avec le code GYSELA. Finalement le résultat des calculs analytiques et numériques sera comparé à des mesures disponibles de vitesse effectuées par rétrodiffusion Doppler. Les conséquences pour le tokamak WEST (CEA-Cadarache) seront évaluées.