Predictive simulation of DTT plasma Negative Triangularity scenarios

Nowadays, because the world energy demand is continuously increasing and the global warming has become one of the most important problems, the research about green energy sources alternative to fossil fuels is a fundamental topic. In this context, the controlled thermonuclear fusion is a significant possibility because of the null CO2 emissions and of the absence of the long decay radioactive waste production associated to a nuclear fission power plant. The most promising candidate for the fusion energy production is the tokamak (toroidal chamber with magnetic coils), a toroidal machine that employs large magnetic fields to confine the nuclear fuel, which is in the plasma state. Amongst the many research centers devoted to nuclear fusion studies spread around the world, this thesis work is focused on the DTT (Divertor Tokamak Test) project, under construction in Frascati (Rome); its main goal will be the study of the particle and heat exhaust problem in an environment relevant for the DEMO pilot project, testing alternative configurations to carry out the fluxes in a particular structure called divertor, without damaging other plasma facing components. Currently most of the tokamaks in the world employ the so-called positive triangularity design, that makes use of a D shaped toroidal cross section; this choice allows to improve the magnetic stability and to take advantage of the H mode (High confinement regime), featuring an edge pedestal with high pressure gradients. This is achieved above an auxiliary power threshold, whilst below it the plasma is in Low confinement regime. Even if an H mode level of confinement is believed to be necessary for a viable DEMO reactor, there are some problems associated to this operational regime; the main one is the onset of localized edge instabilities, known as ELMs (Edge Localized Modes), causing a pedestal crash and release of energy and particle bursts that can damage the machine first wall. For this reason, a current line of research is focused on the study of alternative magnetic configurations. One of the most promising is the negative triangularity design (reversed D cross sectional shape), which maintains the plasma in L-mode without ELMs due to a higher L-H threshold, but compensates the lack of pedestal with an improved confinement in the plasma external region. The aim of this thesis work is to perform predictive simulations of the time evolution of a DTT negative triangularity plasma discharge, using the state-of-art integrated modelling code ASTRA and the first principle quasi-linear model TGLF for the plasma turbulent transport. Starting from the plasma boundary time evolution designed by external electromagnetic codes, ASTRA solves the transport equations for density, electron and ion temperatures, and current density with prescribed profiles of impurities and plasma rotation and self-consistently evolved magnetic equilibrium. First of all, the starting point scenario has been simulated by means of a stationary state run; this has been a very important step, because the so obtained profiles have been subsequently used as initial conditions for the time dependent simulation. After that a stationary state simulation of the flat top scenario, when all the heating systems have been switched on, has been carried out. The resulting profiles have been compared with the positive triangularity flat top scenario, showing that the decrease of the thermal pressure caused by pedestal loss is not totally recovered by the confinement improvement due to the negative triangularity. This implies that choosing for DTT the operation in negative triangularity to avoid ELMs will require accepting a moderate degradation of the plasma performance. Finally the time dependent simulation of a negative triangularity plasma discharge has been performed. Promising results have been obtained regarding the main profiles evolution during the Electron Cyclotron Heating assisted plasma current ramp-up, until the plasma current flat-top, whilst for the subsequent phase of fast ramp-up of the Neutral Beam and Ion and Electron Cyclotron Heating issues have been met which will require an optimization of the way the heating is ramped up to its maximum value.

In un contesto moderno, dove la richiesta di energia mondiale è destinata ad una crescita continua e il surriscaldamento globale è diventato uno dei problemi più urgenti da risolvere, la ricerca di fonti energetiche pulite alternative ai combustibili fossili è una questione di primaria importanza. In questo ambito, la fusione termonucleare controllata rappresenta un’alternativa di grande rilevanza in quanto fonte energetica priva di emissioni di CO2 e dei rischi legati alla radioattività dei rifiuti a lungo decadimento prodotti dai reattori a fissione. La configurazione più promettente per ottenere produzione di energia tramite fusione è il tokamak (camera toroidale con avvoglimenti magnetici), una macchina di forma toroidale che sfrutta intensi campi magnetici per confinare il combustibile nucleare, che si trova nello stato di plasma. Tra i numerosi centri di ricerca nel mondo dedicati allo studio della fusione nucleare, questo lavoro di tesi è incentrato sul progetto DTT (Divertor Tokamak Test Facility), in costruzione presso Frascati (Roma); il principale scopo di questo dispositivo sarà quello di studiare lo scarico controllato di energia e particelle in condizioni simili a quelle del reattore pilota DEMO, testando nuove configurazioni per convogliare i flussi in una particolare struttura chiamata divertore senza danneggiare gli altri componenti esposti al calore del plasma. Attualmente la conformazione tokamak più utilizzata è quella chiamata a triangolarità positiva, che prevede una sezione toroidale a forma di D; questa scelta migliora le proprietà di stabilità dell’equilibrio magnetico e permette di sfruttare le potenzialità del modo H (regime ad alto confinamento), caratterizzato da una regione al bordo chiamata piedistallo che presenta gradienti di pressione elevati. Il modo H è raggiungibile sopra una certa soglia di potenza ausiliaria, mentre al di sotto di essa il plasma si trova in un regime di basso confinamento (modo L). Anche se valori dei parametri fisici caratterizzanti il modo H sono ritenuti necessari per il successo del progetto DEMO, esso presenta alcuni problemi non semplici da risolvere; il principale di questi è dato dalla comparsa di instabilità localizzate al bordo, chiamate ELMs (Edge Localized Modes), le quali possono causare un crollo del piedistallo, rilasciando elevate quantità di energia e particelle che potrebbero danneggiare la parete più interna della macchina. Per questo motivo è in atto la ricerca di conformazioni magnetiche alternative tra cui spicca la configurazione a triangolarità negativa (forma di D invertita); essa permette di mantenere il plasma in modo L, evitando la formazione degli ELMs, grazie ad una soglia L-H più elevata, ma compensa la mancanza del piedistallo con un migliore confinamento nella regione esterna del plasma. Questo lavoro di tesi si pone lo scopo di riprodurre, attraverso simulazioni predittive, l’evoluzione temporale di una scarica di plasma DTT in triangolarità negativa, utilizzando il codice di modellazione integrata ASTRA e il modello quasi lineare TGLF per il trasporto turbolento nel plasma. Basandosi sull’evoluzione temporale del bordo del plasma fornita da codici elettromagnetici esterni, ASTRA risolve le equazioni del trasporto per la densità, la temperatura elettronica e ionica e la densità di corrente utilizzando profili predefiniti per le impurezze e la rotazione di plasma, e con un evoluzione autoconsistente dell’equilibrio magnetico. Inizialmente lo scenario di partenza è stato simulato attraverso uno stato stazionario; questo passaggio è stato fondamentale poichè i profili ottenuti sono poi stati utilizzati come condizione iniziale per la simulazione dipendente dal tempo. In seguito, attraverso un altro stato stazionario, è stato simulato lo scenario di flat top, in cui tutti i sistemi di riscaldamento sono attivi. I risultati sono poi stati confrontati con i profili relativi allo scenario di flat top in triangolarità positiva, mostrando che la diminuzione della pressione termica a causa dell’assenza del piedistallo non viene totalmente recuperata dal migliore confinamento garantito dalla triangolarità negativa. Ciò implica che optare per una configurazione DTT a triangolarità negativa per evitare gli ELMs comporterà l’accettazione di un moderato peggioramento delle prestazioni del plasma. Infine è stata eseguita una simulazione dell’evoluzione temporale della scarica di plasma. Considerando l’evoluzione dei profili principali sono stati ottenuti risultati promettenti nella fase di aumento della corrente di plasma in presenza di riscaldamento a frequenza ciclotronica elettronica, fino al raggiungimento del valore massimo di corrente; per la successiva fase caratterizzata da un rapido aumento dei livelli di riscaldamento da fascio di particelle neutre e a frequenza ciclotronica elettronica e ionica sono stati riscontrati alcuni problemi che richiederanno un’ottimizzazione della modalità di salita del riscaldamento esterno fino al valore massimo.