Doctorant/Doctorante en mathématiques appliquées

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La production d'énergie grâce à la fusion par confinement magnétique est un domaine de recherche très actif avec la dynamique du projet international ITER (www.iter.org) et au niveau national avec le tokamak WEST de l'IRFM au CEA Cadarache (irfm.cea.fr). Cette thèse s'inscrit dans le cadre du programme PEPR Supra Fusion (suprafusion.fr) et vise à l'étude de Tokamaks compacts à haute performance. En effet l'utilisation de nouveaux supraconducteurs à haute température critique permet d'envisager des machines plus compactes et moins coûteuses grâce au champ magnétique plus intense qu'ils sont capables de fournir. Ce nouveau type de tokamak pose des challenges spécifiques en terme de forces qui s’appliquent sur les différentes structures en cas de disruption et également en terme de contrôle vertical du plasma.
Le travail proposé consiste en l'étude théorique et numérique des designs et des configurations magnétiques possibles dans un tel tokamak, compact à fort champ magnétique.
Le calcul de ces configurations magnétiques doit permettre la mise au point du système de bobines de champ poloidal en particulier la dimension des bobines, leur position et les intensités des courants qui les parcourent. On s'interessera aussi bien à la phase de prémagnétisation du tokamak permettant d'initier le plasma qu'à la décharge plasma elle même. Différents critères sont à optimiser comme par exemple les efforts sur les bobines de champ toroidal du tokamak ou l'élongation du plasma, dont dépend fortement la performance du réacteur, en lien avec sa controlabilité verticale. Enfin en cas de perte de contrôle du plasma au cours de la décharge il est important de pouvoir estimer les forces, liées aux disruptions, qui s'appliqueront à la machine et de s’assurer qu’elles soient tolérables. Il s'agit donc d'un travail de modélisation et simulation numérique. Une partie de ce travail consiste à formuler et à résoudre numériquement des problèmes d'optimisation sous contrainte des équations 2D d'équilibre du plasma.
Pour ce faire on pourra s'appuyer sur des codes de calcul déjà existant, comme le code éléments finis NICE développé dans l’équipe CASTOR, qu'il conviendra de modifier, adapter et développer. Les méthodes proposées seront validées sur des designs de tokamaks existant avant d'être utilisées pour envisager des designs de tokamaks compacts. La thèse est entièrement financée par le PEPR SupraFusion. Le travail se fera dans l'équipe-projet CASTOR (LJAD UCA, INRIA) bi-localisé à Nice et Sophia-Antipolis et en collaboration étroite avec l'IRFM CEA Cadarache. Les travaux donneront lieu à des publications scientifiques et à des participations à des conférences