Fig. 1. Bonne capacité d'échappement du tungstène du régime ELM herbeux par rapport au grand régime ELM de type I. Crédit :Équipe EST
L'équipe Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) a proposé une nouvelle solution de contrôle intégrée pour résoudre les problèmes clés de l'échappement de puissance de divertor pour le fonctionnement en régime permanent du réacteur à fusion tokamak.
Grâce à cette nouvelle approche, l'équipe, dirigé par Xu Guosheng de l'Institut de physique des plasmas, Instituts des sciences physiques de Hefei, a obtenu la compatibilité entre le régime H-mode en mode localisé au bord herbeux (ELM) haute performance et le divertor radiatif contrôlé par rétroaction.
En opération de haut-confinement tokamak, le divertor et la première paroi supportent un flux thermique substantiel en régime permanent et transitoire transporté hors du plasma central, et le divertor est le composant qui interagit le plus fortement avec le plasma.
Pour les futurs réacteurs à fusion tokamak tels que le Réacteur expérimental thermonucléaire international (ITER), le flux de chaleur en régime permanent sur la surface du divertor en tungstène doit être maintenu en dessous de la limite technique, soit ~10 MWm-2. Par conséquent, L'opération de détachement partiel avec ensemencement d'impuretés ou divertor radiatif a été considérée comme une solution principale pour le contrôle du flux thermique du divertor ITER.
Cependant, pour le divertor à plaques verticales de type ITER classique, il n'y a qu'une très petite fenêtre de paramètres opérationnels dans laquelle un plasma partiellement détaché peut être maintenu, ce qui pose un grand défi pour maintenir un détachement partiel stable avec un bon confinement du plasma pour le fonctionnement en régime permanent hautes performances d'ITER.
Le flux de chaleur transitoire important connu sous le nom d'ELM peut également poser de grands défis au fonctionnement des réacteurs de fusion à haute performance en plus du flux de chaleur en régime permanent inacceptable. Le régime Grassy ELM en mode H est un régime opérationnel avec un bon confinement du plasma caractérisé par de petits ELM naturels à haute fréquence. Le régime Grassy ELM a été réalisé avec succès dans le tokamak EST dans un large espace de paramètres depuis la campagne 2016 par Xu et ses collègues.
Le flux de chaleur instantané produit par les ELM herbeux est d'environ 1/20e de celui produit par les grands ELM conventionnels de type I. Notamment (comme le montre la figure 1), les ormes herbeux présentent une forte capacité d'échappement d'impuretés de tungstène, ce qui en fait un candidat idéal pour fonctionner de manière compatible avec l'ensemencement d'impuretés, en particulier dans un environnement de paroi métallique comme ITER et le réacteur chinois de test d'ingénierie de fusion (CFETR).
De plus, il y a une densité de plasma relativement élevée à la séparatrice du tokamak en régime ELM herbeux, ce qui améliore le filtrage des impuretés limites et facilite ainsi la réalisation de l'opération de détachement sous divertor radiatif.
Fig.2. EST en régime permanent herbeux-ELM H-mode et décharge de fonctionnement de compatibilité de divertor radiatif. Crédit :Équipe EST
Suite à la mise en place réussie du régime de l'ELM herbeux dans l'EST, Xu et ses collègues ont mené une série d'expériences dans l'installation EAST pour étudier la compatibilité du régime ELM herbeux avec le divertor radiatif.
Ils ont constaté qu'une dégradation significative du confinement du plasma se produit généralement si les impuretés d'ensemencement pour le divertor radiatif sont régulièrement injectées sans aucun contrôle en régime ELM herbeux.
Puis ils ont poussé leur découverte plus loin. Leurs études suivantes ont indiqué que le signal de rayonnement ultraviolet extrême absolu (AXUV) près du point X du tokamak est un bon indicateur du confinement du plasma pendant l'ensemencement des impuretés divertor, car la dégradation du confinement avec un ensemencement/accumulation excessif d'impuretés divertor est généralement corrélée à une augmentation significative du rayonnement près du point X.
Cependant, le contrôle du seul rayonnement AXUV est insuffisant pour maintenir le divertor dans un état partiellement détaché, car la valeur absolue du rayonnement AXUV varie avec les conditions du plasma pendant le processus de détachement.
Pour relever ce défi, l'équipe a cette fois développé une nouvelle solution de rétroaction pour contrôler activement l'état de détachement du divertor en tungstène de type ITER dans l'EST.
Ils ont d'abord utilisé une sonde de Langmuir pour mesurer la température électronique (Tet) à proximité du point d'impact du divertor afin de vérifier l'état du divertor lors des décharges d'ELM herbeux. Une fois le décollement ou le décollement partiel du divertor confirmé par c.-à-d. Tetdrop en dessous de 5-8eV, le système de contrôle de rétroaction passerait à un signal AXUV près du point X puis contrôlerait activement le détachement du divertor.
Les résultats expérimentaux, comme le montre la figure 2, ont démontré que cette solution de contrôle pouvait réaliser un détachement partiel régulier de la cible du divertor. La température de pointe locale de la plaque cible du divertor pourrait être limitée à 180 °C pendant tout le processus de rétroaction mesurée par une caméra infrarouge.
Leur expérience a montré le succès de la solution de contrôle à réaliser la compatibilité du détachement partiel du divertor radiatif et du régime ELM herbeux à haute performance.
À l'avenir, selon l'équipe, considérant qu'il est prévu que le divertor inférieur de l'EST passe du graphite actuel au tungstène et possédera des capacités améliorées de puissance et d'échappement de particules, les scientifiques optimiseront davantage la solution de contrôle intégrée vers les applications potentielles sur les futurs réacteurs à fusion, et ainsi faciliter leur fonctionnement en régime permanent.
