Numerical investigation of tokamak edge plasmas in nuclear fusion-relevant configurations through SOLPS-ITER and ERO2.0 modeling

Understanding tokamak edge plasma behavior is essential to magnetic confinement fusion, yet remains challenging due to its inherent complexity. In this context, numerical simulations have become indispensable tools for interpreting experimental data and accessing quantities otherwise inaccessible to diagnostics. This thesis presents a numerical investigation of edge plasmas in configurations relevant to nuclear fusion research, aiming at supporting experimental analysis and validating state-of-the-art modeling tools. Two distinct scenarios were analyzed using the SOLPS-ITER and ERO2.0 codes. The first compared two Ohmic L-mode discharges in the TCV tokamak, featuring identical divertor geometry but opposite upper triangularity. Experiments showed reduced divertor cooling in the negative triangularity (NT) case under fixed upstream conditions. Initial simulations revealed that magnetic geometry alone could not account for the experimentally observed asymmetries; instead, reduced anomalous particle diffusivity was required for NT, consistent with turbulence suppression and improved confinement compared to positive triangularity (PT). Ionization front analysis and heat flux profiles confirmed the more difficult access to detachment in NT. The second scenario investigated a helium-based H-mode plasma at ASDEX Upgrade (AUG), focusing on plasma–material interaction (PMI) at the tungsten (W) divertor under inter-ELM conditions. Simulations were carried out starting from a pure-helium scenario and then addressing the presence of impurities, specifically hydrogen (H+), introduced by neutral beam injection (NBI) heating, oxygen (O6+), and self-sputtered W. While hydrogen showed negligible impact on both plasma behavior and erosion, oxygen and tungsten contributed comparably to the overall erosion intensity, though with distinct spatial signatures. The findings underline the importance of integrated experimental-modeling workflows for advancing the understanding of edge plasma physics, and validate the numerical tools across a wide variety of fusion-relevant plasma conditions.

Comprendere il comportamento del plasma di bordo nei tokamak è cruciale per la fusione a confinamento magnetico, ma risulta complesso per la natura articolata dei fenomeni coinvolti. In questo contesto, le simulazioni numeriche sono strumenti essenziali per interpretare i dati sperimentali e accedere a grandezze non direttamente misurabili. Questa tesi presenta uno studio numerico del plasma di bordo in configurazioni rilevanti per la ricerca sulla fusione nucleare, con l’obiettivo di supportare l’analisi sperimentale e contribuire alla validazione di strumenti di modellazione avanzati. Due scenari distinti sono stati analizzati mediante i codici SOLPS-ITER ed ERO2.0. Il primo scenario ha confrontato due scariche Ohmiche L-mode nel tokamak TCV, con divertore identico ma triangolarità superiore opposta. Le osservazioni sperimentali hanno mostrato un raffreddamento del divertore meno efficace nel caso a triangolarità negativa (NT), a parità di condizioni upstream. Le simulazioni iniziali hanno indicato che la sola geometria magnetica non spiegava le asimmetrie osservate; è stato necessario ridurre la diffusività anomala per NT, coerentemente con la soppressione della turbolenza e il miglior confinamento. L’analisi del fronte di ionizzazione e dei flussi termici ha confermato una maggiore difficoltà di accesso al detachment per NT. Il secondo scenario ha studiato un plasma H-mode a base elio in ASDEX Upgrade, focalizzandosi sulla plasma–material interaction (PMI) sul divertore in tungsteno in condizioni inter-ELM. L’introduzione di impurità (idrogeno da NBI, ossigeno e tungsteno sputterato) ha mostrato un impatto trascurabile dell’idrogeno, mentre ossigeno e tungsteno hanno contribuito in modo comparabile all’erosione, con distribuzioni spaziali differenti. Nel complesso, i risultati evidenziano l’efficacia di un approccio integrato tra simulazione e sperimentazione per la comprensione del plasma di bordo e confermano l’affidabilità degli strumenti numerici in una vasta gamma di condizioni di interesse per la fusione.