Soutenance de thèse de AUCLAIR Timothé
Titre de thèse
Apport des supraconducteurs à haute température critique au dimensionnement de tokamaks électrogènes
Contribution of high-critical-temperature superconductors to the sizing of electricity-generating tokamaks
Résumé de la thèse
La puissance de fusion d'un tokamak varie approximativement comme $beta^2 B_0^4 R_0^3$. Les supraconducteurs à haute température critique, et en particulier les rubans REBCO, transportent du courant à des champs magnétiques hors de portée du Nb$_3$Sn. Ils promettent donc des centrales plus petites, et peut-être moins chères. Cette promesse oppose deux visions. D'un côté, les projets compacts à haut champ, portés notamment par Commonwealth Fusion Systems. De l'autre, la ligne européenne EU-DEMO, à champ modéré et grand rayon, bâtie sur les technologies éprouvées d'ITER. Trancher exige d'évaluer simultanément la stabilité du plasma, la tenue mécanique des bobines, l'extraction de puissance et le coût d'une conception. Les outils construits pour cela sont les codes systèmes.
Cette thèse développe ainsi D0FUS, un code système libre écrit en Python. Il repose sur deux piliers. Le premier est une chaîne de physique du plasma qui en détermine les paramètres clefs, et notamment les limites de stabilité de Greenwald, de Troyon et de kink. Le second, original, est un ensemble de modèles électromécaniques qui dimensionnent les bobines toroïdales et le solénoïde central sous trois architectures mécaniques : textit{wedging}, textit{bucking} et textit{plug}. Le code est validé module par module et ses prédictions sont en bon accord avec les deux machines de référence choisies dans ce travail (EU-DEMO et ITER).
D0FUS est ensuite utilisé pour explorer l'espace des paramètres en conservant le cahier des charges d'EU-DEMO. Ces balayages montrent qu'un champ élevé élargit le domaine de stabilité du plasma et permet des machines plus petites, mais que l'encombrement radial des bobines empiète sur ce domaine. À $B_mathrm{max} = 20$~T en configuration textit{wedging} avec de l'acier 316L, aucune centrale de 2~GW ne reste viable en dessous de $R_0 = 12$~m. Trois leviers de premier ordre sont cependant identifiés et permettent de rouvrir l'espace utilisable : les aciers à haute limite élastique, les architectures textit{bucking} et textit{plug}, et la réduction de la demande en flux du solénoïde. Leurs gains cumulés saturent, ce qui autorise à n'en retenir qu'un sous-ensemble.
Finalement, ces résultats sont incarnés dans la SF-Plant, une centrale conçue dans le programme PEPR SupraFusion. Elle tient les objectifs d'EU-DEMO, soit 2~GW de puissance de fusion et $Q > 40$, à un rayon majeur de 6,0~m au lieu de 9,0~m, pour un coût d'investissement environ 40~% inférieur. Une étude d'incertitudes quantifie enfin la robustesse du point de conception, avec 83~% des tirages faisables contre 75~% pour ITER.
Thesis resume
The fusion power of a tokamak scales approximately as $beta^2 B_0^4 R_0^3$. High-temperature superconductors, and REBCO tapes in particular, carry current at magnetic fields beyond the reach of Nb$_3$Sn. They therefore promise smaller power plants, and possibly cheaper ones. That promise sets two visions against each other. On one side stand the compact high-field ventures, led notably by Commonwealth Fusion Systems. On the other stands the European EU-DEMO line, at moderate field and large radius, built on the proven technologies of ITER. Settling the question requires evaluating at once the plasma stability, the mechanical strength of the coils, the heat exhaust and the cost of a design point. The tools built for this purpose are systems codes.
This thesis therefore develops D0FUS, an open-source systems code written in Python. It rests on two pillars. The first is a plasma physics chain that determines the key plasma parameters, and in particular the Greenwald, Troyon and kink stability limits. The second, original to this work, is a set of electro-mechanical models that size the toroidal-field coils and the central solenoid under three mechanical architectures: wedging, bucking and plug. The code is validated module by module, and its predictions agree well with the two reference machines retained in this work (EU-DEMO and ITER).
D0FUS is then used to explore the parameter space while holding the EU-DEMO specification. These scans show that a high field expands the plasma stability domain and allows smaller machines, but that the radial build of the coils encroaches on that domain. At $B_mathrm{max} = 20$~T in the wedging configuration with 316L steel, no 2~GW power plant remains viable below $R_0 = 12$~m. Three first-order levers are nevertheless identified, each of which reopens the usable space: high-strength steels, the bucking and plug architectures, and a reduction of the flux demand on the solenoid. Their combined gains saturate, which makes it possible to retain only a subset of them.
These findings are finally embodied in the SF-Plant, a power plant designed within the PEPR SupraFusion programme. It holds the EU-DEMO objectives, namely 2~GW of fusion power and $Q > 40$, at a major radius of 6.0~m instead of 9.0~m, for a capital cost about 40% lower. An uncertainty study lastly quantifies the robustness of the design point, with 83% of the draws feasible against 75% for ITER.