Contrôle tokamak des profils radiaux plasma en dimension infinie – TORID

Le projet TORID (Tokamak cOntrol of plasma Radial profiles in Infinite Dimensional setting pour Contrôle tokamak des profils radiaux plasma en dimension infinie) vise à rassembler des équipes de recherche en automatique, mathématiques appliquées et physique des plasmas de fusion afin de réaliser une avancée significative sur l'un des enjeux clé des recherches sur le contrôle de la fusion par confinement magnétique : le contrôle des profils 1D du plasma dans les dispositifs expérimentaux tokamaks. Le contrôle par rétroaction des principaux paramètres macroscopiques de ces plasmas est maintenant bien maîtrisé dans les différents tokamaks de par le monde, mais le contrôle des profils radiaux plasma, en particulier du profil dit de facteur de sécurité, est encore une problématique émergente, bien qu'elle apparaisse aujourd'hui cruciale vis-à-vis à la fois de la sureté de fonctionnement et de l'entretien de régimes à haute performances. Cet enjeu aura un impact direct sur le succès du projet mondial phare dans le domaine, ITER, qui est actuellement en construction à Cadarache, dans le sud de la France mais aussi quant à la taille et au coût des futurs réacteurs à fusion. Le positionnement particulier de ce projet en regard de l'état des recherches actuelles consiste à: (a) proposer une approche de contrôle en dimension infinie permettant potentiellement de traiter plus efficacement la question des couplages non linéaires et des incertitudes de modélisation que les approches en dimension finie développées jusqu'à présent; (b) mettre en œuvre les algorithmes de contrôle avancé qui seront développés sur le tokamak français Tore Supra, qui du fait de sa capacité à réaliser des décharges plasma de longue durée, offre un moyen unique pour développer et qualifier des schémas de contrôle du profil de facteur de sécurité sur les échelles de temps pertinentes. Le programme de travail proposé s'inscrit dans une démarche progressive avec quatre tâches de complexité croissante: (1) La première tâche vise à tester en expérimentation réelle de premiers algorithmes de contrôle, basé sur un modèle de référence de périmètre réduit comprenant une seule Equation aux Dérivées Partielles (diffusion résistive du flux magnétique) et un ensemble réduit de leviers de commande, qui ont été récemment développés par les partenaires dans le cadre de collaborations préexistantes; (2) La deuxième tâche vise à étendre cette approche à une description plus complète, prenant en compte les couplages avec une seconde Equation aux Dérivées Partielles (transport de chaleur), prise dans sa limite stationnaire pour commencer, comme le justifie la hiérarchie des constantes de temps caractéristiques correspondantes; (3) La troisième tâche vise à un traiter le problème complet des deux EDPs couplés sans l'hypothèse simplificatrice précédente; (4) La quatrième tâche vise finalement à étudier la possibilité d'étendre la démarche précédemment développée au problème du contrôle de la combustion thermonucléaire qui met aussi en jeu le couplage entre 2 EPS (transport de chaleur et de particules). Chacune de ces tâches sera soutenue par des activités dans quatre champ d'expertise des partenaires , à savoir la modélisation orientée contrôle, la synthèse des lois de commande, l'estimation des paramètres d'EDPs et l'intégration de l'ensemble des activités précédentes pour la réalisation de simulations numériques ou d'expériences réelles sur le tokamak Tore Supra.