Numerical modeling of H/D transport and retention during mixed fuel plasmas in WEST

In the context of D-T magnetic confinement fusion research, Plasma-Wall Interaction (PWI) is crucial for assessing the technological feasibility of fusion reactors. WEST is a leading experiment addressing PWI and material-related issues, featuring Plasma-Facing Components (PFCs) entirely made, or at least coated, with tungsten (W). Hydrogen isotope (HI) retention assessment inside PFC materials is critical for two primary reasons: evaluating the tritium inventory inside wall materials allowing it to remain within the permitted radiological safety limits, and managing fuel balance to control plasma density during discharges. The walls retain isotopes via trapping mechanisms and release them, contributing to the most of plasma fueling through the outgassing of HI molecules. This thesis focuses on modeling a changeover experimental session (CS) conducted at WEST, designed to study the role of isotope exchange (IE) in HI retention and removal. As WEST operates without tritium, the session used mixed D/H plasma pulses. The study employs a forward coupling between a Scrape-Off Layer (SOL) plasma numerical tool, SOLEDGE3X-EIRENE, and the MHIMS code for HI transport in materials. The research specifically targets the lower divertor of WEST. Following material parametrization, the CS was modeled in MHIMS, with plasma background conditions assessed with SOLEDGE3X-EIRENE to derive necessary wall exposure quantities. The modeling aimed to determine the divertor's HIs inventory composition and outgassing fluxes, with results benchmarked against experimental pressure data from mass spectrometers. The multi-isotope model in W was successfully parametrized, and the coupling between MHIMS and SOLEDGE3X-EIRENE was achieved. Although modeled outgassing behaviors aligned qualitatively with experimental observations, notable quantitative discrepancies were found, consistently with the fact that only a single PFC has been modeled: the divertor. IE and changeover have been proven quite effective in H/D recovery and modifying concentration depth profiles' proportions near the surface. Future works could extend the model by simulating other walls and PFCs and by modeling mixed H/D plasma backgrounds directly in SOLEDGE3X-EIRENE.

Nel contesto della ricerca sulla fusione a confinamento magnetico, l'interazione plasma-parete (PWI) è cruciale per provare la fattibilità tecnologica dei reattori a fusione. WEST è uno dei più importanti esperimenti rivolto alle problematiche specifiche relative alla PWI e ai materiali, con le componenti a contatto con il plasma (PFCs) realizzate interamente, o almeno rivestite, in tungsteno (W). La valutazione della ritenzione degli isotopi di idrogeno (HI) nei materiali delle PFC è fondamentale principalmente per due motivi: da un lato stimare l'inventario di trizio all'interno dei materiali delle pareti, mantenendolo entro i limiti di sicurezza radiologica consentiti, dall'altro gestire l'equilibrio del combustibile per controllare la densità del plasma durante le scariche. Le pareti trattengono gli isotopi intrappolandoli nei difetti inevitabilmente presenti all'interno del reticolo cristallino e li rilasciano, contribuendo alla maggior parte dell'alimentazione del plasma attraverso il degassamento di molecole di H. Questa tesi si occupa di modellizzare una sessione sperimentale di changeover (CS) condotta su WEST, progettata anche al fine di studiare il ruolo del fenomeno dello scambio isotopico (IE) nella dinamica di ritenzione e rimozione degli HI. Poiché WEST opera senza trizio, la sessione ha fatto utilizzo di impulsi con plasma misto D/H. Lo studio impiega un accoppiamento diretto tra un codice di plasma di bordo (Scrape-Off Layer, SOL), SOLEDGE3X-EIRENE, ed un codice per il trasporto degli HI nei materiali, MHIMS. La ricerca si concentra specificamente sulla componente inferiore del divertore di WEST. Dopo la parametrizzazione dei materiali, la CS è stata modellizzata in MHIMS, con le condizioni di fondo del plasma valutate attraverso SOLEDGE3X-EIRENE per ottenere le necessarie condizioni di irraggiamento alle pareti. La modellizzazione mira a determinare la composizione dell'inventario di HI all'interno del divertore e i flussi di degassamento, confrontando i risultati con i dati sperimentali delle pressioni provenienti dagli spettrometri di massa. La parametrizzazione del materiale costituente il divertore (W) è stata ottenuta, e l'accoppiamento tra MHIMS e SOLEDGE3X-EIRENE è stato implementato con successo. Sebbene i risultati del modello per quanto riguarda il degassamento si siano allineati qualitativamente con le osservazioni sperimentali, sono state riscontrate notevoli discrepanze quantitative, coerenti però con la scelta di simulare il solo comportamento del divertore. Lo scambio isotopico si è dimostrato essere piuttosto efficace nel recupero di H/D e nel modificare le proporzioni dei profili di concentrazione all'interno del materiale nei pressi della superficie esposta. Futuri lavori potrebbero occuparsi del miglioramento del modello estendendolo ad altre pareti e PFC e considerando una composizione mista H/D nel plasma direttamente in SOLEDGE3X-EIRENE.