Modelling of boundary plasmas in linear devices and tokamaks

The control and mitigation of plasma and power exhaust are crucial to ensure a stable and economically viable operation of a magnetic confinement nuclear fusion power plant. A fusion reactor is made of a toroidal vacuum chamber in which a magnetic field confines the thermonuclear burning plasma at hundreds of millions of Celsius degrees. In the periphery of a tokamak reactor, the edge plasma is the narrow transition region between the hot plasma core and the wall of the vacuum chamber. This is characterised by the presence of steep gradients, turbulence and multi-species plasma, including also atoms, molecules and impurities. The possibility of correctly predicting the heat loads resulting from the plasma-wall interaction (PWI) is an essential prerequisite for developing strategies to mitigate exhaust fluxes. This requires having models capable of describing the physics of the edge plasma, including plasma transport, interaction with neutral atoms and molecules and interaction with the solid wall. This doctoral thesis aims to further improve the available modelling tools expanding their exploitability in connection to the modelling of plasma-material interaction experiments in linear plasma devices, helium plasmas and negative triangularity tokamaks. These are extremely topical subjects in the context of preparing the operational phases for the ITER experiment and developing the first DEMO reactor. The linear plasma device GyM of Istituto per la Scienza e la Tecnologia dei Plasmi (ISTP-CNR) is modelled using the SOLPS-ITER boundary plasma package. This thesis has provided an improved tool for the analysis of plasma-material interaction (PMI) in GyM to compare and complement the experimental activities. Specifically, the analysis focused on the investigation of helium plasma experiments, expanding the database for plasma-neutral interactions with the inclusion of charge exchange and collisional excitation of He atoms. These reactions proved to be especially important in low-temperature mildly ionised plasmas as in GyM. The operation of tokamaks in helium plasma is also important to prepare ITER Pre-Fusion operation. An L-mode helium discharge in ASDEX-Upgrade tokamak is modelled using SOLPS-ITER. In particular, the work estimates the relative fraction of He+ and He2+ contributing to the ion flux onto different plasma-facing components, an important parameter to address PMI and erosion properties, however, difficult to estimate directly from experimental measurements. Finally, this thesis addresses for the first time the investigation of plasma detachment in negative triangularity (NT) with SOLPS-ITER, by comparison to a standard positive triangularity (PT) case. The results of this work indicate that some of the differences observed experimentally between NT and PT can be justified only by considering the different shapes of the magnetic flux tubes. However, to reproduce the detachment suppression observed in NT density ramp experiments, a reduction of cross-field transport could be assumed in the model.

Il controllo e la mitigazione dei carichi termici indotti dall'interazione tra il plasma che sfugge al confinamento e la prima-parete della macchina sono fondamentali per garantire un funzionamento stabile ed economicamente sostenibile di un impianto a fusione nucleare. Un reattore basato sulla fusione nucleare a confinamento magnetico è composto da una camera da vuoto di forma toroidale, all'interno della quale il plasma termonucleare viene confinato grazie a campi magnetici e raggiunge temperature di centinaia di milioni di gradi Celsius. La regione periferica del tokamak è chiamata "plasma di bordo" ed è la regione di transizione tra il core plasma e la parete della camera. Questa è caratterizzata da forti variazioni dei parametri di plasma, turbolenza e dalla presenza di un plasma multi-componente, che include atomi, molecole e impurezze. Questa tesi di dottorato ha lo scopo di approfondire ed ampliare lo studio di questi argomenti mediante strumenti modellistici, con particolare riferimento alla modellizzazione di macchine lineari, plasmi di elio e tokamak a triangolarità negativa. Questa analisi è di estrema attualità nel contesto della ricerca volta a preparare il funzionamento di ITER e per la progettazione del primo reattore DEMO. La macchina lineare GyM dell'Istituto per la Scienza e la Tecnologia dei Plasmi (ISTP-CNR) è stata modellizzata utilizzando il codice SOLPS-ITER. Questa tesi ha reso disponibile uno strumento ottimizzato per lo studio dell'interazione plasma-parete in GyM, a complemento e supporto delle attività di natura sperimentale. Nello specifico, l'analisi presentata è legata allo studio di plasmi di elio, proponendo l'ampliamento del database di reazioni di interazione tra plasma e neutri. Nelle condizioni del plasma di GyM, caratterizzato da bassa temperatura ionica e grado di ionizzazione, le reazioni di scambio di carica ed eccitazione collisionale degli atomi di He sono risultate particolarmente importanti. Il funzionamento di tokamak con plasmi di elio è un altro argomento rilevante in virtù della preparazione della Pre-Fusion Operation Phase di ITER. In questa tesi si è analizzata una scarica di puro elio in modo-L in ASDEX-Upgrade utilizzando il codice SOLPS-ITER. In particolare, l'analisi ha portato alla stima della frazione di ioni He+ ed He2+ nel plasma. Questo parametro è importante per stimare le caratteristiche di erosione dei materiali della prima parete e, tuttavia, non è facilmente ricavabile da dati sperimentali. Infine, per la prima volta si è condotto uno studio di plasma detachment in un tokamak con triangolarità negativa usando SOLPS-ITER. All'interno dell'analisi è stato fatto un confronto tra triangolarità positiva e negativa che ha mostrato come alcune delle differenze osservate sperimentalmente possano essere spiegate considerando la diversa forma delle superfici di flusso magnetico. Tuttavia, la soppressione del detachment in triangolarità negativa osservato sperimentalmente potrebbe essere spiegato con una riduzione del trasporto perpendicolare.