Changing the distribution of energy and particle fluxes into scrape off layer via ion orbit loss

Research in magnetic confinement thermonuclear fusion explores the possibility of producing carbon-free electric power by using fusion reaction in deuterium-tritium plasmas heated to temperatures of up to 10^7-10^8 K and confined by magnetic field in toroidal shape machines known as Tokamaks. The world roadmap foresees fusion technology to contribute at the energy mix around 2050. This remains a long-term prospect but the power production using fusion remains an ambitious physical and engineering challenge that requires a long and sustained research effort. Aiming to show the feasibility and competitiveness of fusion technology several research reactors are running a massive experimental campaigns and DIII-D is one of them. Such an effort is put in order to characterize the operation of biggest world fusion experiment: ITER. It is well-known in the fusion community how critical the problem of power exhausted in a fusion reactor is. While the high-energy neutrons are able to overcome the first wall and stopped in the blanket, other fusion products like alfa-particle or impurities have a lower range and quite high energy. Hence, they need to be worked off in a region called scrape-off layer (SOL), placed between the plasma edge and the first wall and. In the SOL charged particles follow the open magnetic field line and are forced to hit the target plate called divertor. This device is necessary to unburden the heat load on the first wall, extend the lifetime of reactor components and consequentially improving its performance. The Ion orbit loss theory (IOL) has shown that the ion energy and particle fluxes crossing the last closed flux surface are strongly peaked about the outboard midplane (centring the coordinate system in the middle of the Tokamak). This is due to the toroidal geometry that give rise to an asymmetric magnetic field which causes inhomogeneous losses on poloidal exit locations with a likely critical consequence for the whole reactor. The purpose of the thesis is to success a possible way to make more uniform the distribution of exit particles and the heat load on the divertor target plates. In doing so, two cases are investigated: one related to the change of magnetic field by adding an extra set of toroidal field coils and the second related to the change of electrostatic potential in the scrape off layer. The latter case is not an easy task to accomplish, but we assumed it could be achieved.

La ricerca riguardante la fusione termonucleare a confinamento magnetico indaga la possibilità di produrre energia elettrica senza l'ausilio di combustibili fossili, sfruttando la reazione di fusione di nuclei di deuterio e trizio. Per fare in modo che questa reazione avvenga è necessario riscaldare il combustibile fino a temperature dell'ordine dei 10^7-10^8 K. La materia in questo stato è chiamata plasma. I plasmi possono essere confinati da campi magnetici attraverso appositi reattori dalla forma toroidale conosciuti come Tokamak. Le recenti previsioni indicano che la fusione nucleare potrà dare un contributo sostanziale al fabbisogno energetico di un paese intorno al 2050. Questo resta una prospettiva a lungo termine, ma la produzione di elettricità in questa forma resta un ambizioso progetto scientifico e tecnologico che richiede una lunga ed intensa attività di ricerca. Con lo scopo di mostrare la fattibilità e la competitività di questa nuova tecnologia, diversi reattori di ricerca stanno conducendo ingenti campagne sperimentali e DIII-D è una di queste. Tale sforzo è orientato soprattutto nel caratterizzare il futuro funzionamento del più importante reattore sperimentale a fusione: ITER. All'interno della comunità scientifica è noto quanto sia critico il problema del Power Exhausted in un reattore a fusione. Mentre l'alta energia dei neutroni permette che questi viaggino oltre la prima parete fisica che si interfaccia con il plasma, gli altri prodotti di reazione come particelle alfa o impurità presentano un range minore e una quantità di energia comunque significativa. Queste particelle finiscono in un regione tra il bordo del plasma e la parete chiamata Scrape-Off Layer SOL e la potenza da esse generata richiede di essere smaltita. In questa zona le linee di campo magnetico aperte vengono chiuse su una serie di superfici che formano il divertore e su questi piani incidono quindi le particelle cariche. Il divertore è fondamentale per ridurre la potenza termica da smaltire dalla prima parete, per allungare il tempo di vita delle componenti del reattore e per migliorarne le prestazioni. La teoria dell'Ion Orbit loss(IOL) ha mostrato che i flussi di particelle e i flussi di energia trasportati attraverso l'ultima superficie chiusa formata dalla linee di campo magnetico di confinamento del plasma hanno un picco massimo sul outboard midplane, ossia su un ben determinato piano parallelo rispetto all'asse verticale del sistema di riferimento toroidale del Tokamak passante per il suo centro. In realtà, la stessa geometria toroidale d\'a luogo ad un campo magnetico asimmetrico che causa una fuga di particelle non uniforme sulla sezione poloidale del plasma. Esiste quindi un lato del divertore dove i flussi di particelle sono più elevati con conseguenze che possono essere critiche per tutto il reattore. L'obiettivo della tesi è quello verificare se esiste un modo per rendere più uniforme la distribuzione delle particelle uscenti dal plasma così da distribuire meglio la potenza termica dissipata dalla superficie del divertore. Per raggiungere questo scopo sono state prese in considerazione due strade: la prima è volta a correggere il campo magnetico toroidale mediante l'aggiunta di magneti esterni e la seconda ha come fine la modifica del potenziale elettrostatico nello SOL. L'ultimo caso, pur essendo stato trattato computazionalmente, risulta complesso nella sua realizzazione operativa.