Dokument: Entwicklung eines Werkzeugs zur Modellierung der Nettoerosion im Hauptraum der Brennkammer eines Tokamaks und Studium der Plasma-Wand-Wechselwirkung an DEMO1

Titel:	Entwicklung eines Werkzeugs zur Modellierung der Nettoerosion im Hauptraum der Brennkammer eines Tokamaks und Studium der Plasma-Wand-Wechselwirkung an DEMO1
Weiterer Titel:	Development of a tool for modeling the net erosion in the main chamber of a tokamak and assessment of the plasma-wall-interaction of DEMO1
URL für Lesezeichen:	https://docserv.uni-duesseldorf.de/servlets/DocumentServlet?id=44726
URN (NBN):	urn:nbn:de:hbz:061-20180328-151155-2
Kollektion:	Dissertationen
Sprache:	Deutsch
Dokumententyp:	Wissenschaftliche Abschlussarbeiten » Dissertation
Medientyp:	Text
Autor:	Beckers, Mitja [Autor]
Dateien:	[Dateien anzeigen] Adobe PDF [Details] 4,50 MB in einer Datei [ZIP-Datei erzeugen] Dateien vom 30.01.2018 / geändert 30.01.2018
Beitragende:	Prof. Dr. Samm, Ulrich [Gutachter] Prof. Dr. Pretzler, Georg [Gutachter]
Stichwörter:	Tokamak, DEMO, PWI, SOL, Erosion
Dewey Dezimal-Klassifikation:	500 Naturwissenschaften und Mathematik » 530 Physik
Beschreibungen:	Kontrollierte thermonukleare Kernfusion stellt eine vielversprechende Option zur sicheren, nachhaltigen, umweltfreundlichen und skalierbaren irdischen Stromerzeugung dar. DEMO1 bezeichnet das europäische Konzept eines Demonstrationskraftwerks, welches planmäßig im Jahr 2050 in Betrieb genommen werden soll. Die Frühdesignphase endet im Jahr 2021. Das aktuelle Baseline Scenario sieht für DEMO1 einen Tokamak mit einer Plasmapulsdauer von 2 h sowie einer elektrischen Ausgangsleistung von 500MW vor. Designpunkte, i.e. optimierte Sätze von Maschinen- und Plasmaparametern, werden mit Hilfe von schnellen 0,5-d Reaktor-Systemcodes berechnet. Diese beschränken den Parameterraum durch physikalische und technologische Randbedingungen. Aspekte der Plasma-Wand-Wechselwirkung (PWW) im Hauptraum der Brennkammer wurden dabei bisher ausgeklammert. Etablierten und detaillierten Codes zur Modellierung der Plasmarandschicht, wie EIRENE (Neutralteilchenkinetik), B2 (Plasmadynamik) und ERO (erodiertes Wandmaterial), mangelt es an Verfügbarkeit und Kompatibilität zur Systemmodellierung. Ein Ziel dieser Arbeit stellte die Entwicklung eines zu Systemcodes kompatiblenWerkzeuges dar, zur Modellierung der stationären globalen Nettoerosion einer mit Wolfram beschichteten ersten Wand im Hauptraum eines Tokamaks. Ein weiteres Ziel umfasste das Auffinden von Parametern der Plasmarandschicht, die zu akzeptablen Erosionsraten der ersten Wand für das Baseline Scenario von DEMO1 führen. Als Kriterium für eine hinreichende Lebensdauer wurde gefordert, dass höchstens zehn Prozent der potektiven Wolframschicht der ersten Wand durch Zerstäubung durch aufprallende Ionen und Atome abgetragen werden, innerhalb der für das Start- und Nachfolge-Blanket vorgesehenen Betriebsdauer. Zur Berechnung der Neutralteilchenkinetik und der Zerstäubung durch Brennstoffatome wurde der 1-d Monte-Carlo CELLSOR-Code entwickelt und mit dem EIRENE-Code gebenchmarkt. EIRENE ist das Standardwerkzeug zur Auslegung des Divertors an ITER. CELLSOR löst kinetische Gleichungen im 7-d Phasenraum. Die Plasmabeschreibung erfolgt über 1-d Profile der Dichte und Temperatur und die Reaktionsraten werden in 1-d für atomare und molekulare Interaktionen dargestellt. CELLSOR berechnet die winkel- und energieabhängigen Zerstäubungsausbeuten beim Wandaufprall. Zur Modellierung der Brennstoffzufuhr wurde ein neues Ablationsmodell für injizierte, gefrorene Pellets entwickelt. Die Erweiterung CELLSOR ERO wurde für Berechnungen der prompten Redeposition und Selbstzerstäubung entwickelt. Die Teilchenbilanz in der Randschicht wurde durch eine analytische Lösung der Kontinuitätsgleichung in einer 1,5-d Fluidbeschreibung gewährleistet. Ferner wurde ein Algorithmus zur iterativen Kopplung der Lösungen der Fluid- und Kinetikbeschreibung entwickelt. Der notwendige wandseitige Zufluss an ext. Brennstoff wurde durch Flussbilanzgleichungen an der Grenzfläche zwischen Kernplasma und dem Scrape-Off Layer berechnet. Zur Berechnung der Schädigung durch Ionen, i.e. Brennstoff (D,T), Asche (He), Seeding Gas (N) und erodiertes Wandmaterial (W), wurde ein 0-d Schicht-Approximations-Modell entwickelt. Mit diesen Werkzeugen wurde die globale Nettoerosion für unterschiedliche Testfälle berechnet. Dabei wurde der mittlere Wandabstand der Separatrix variiert, sowie zwischen Senkrecht- Transport durch Diffusion bzw. Konvektion unterschieden. Unterschiede lagen für die Testfälle im Pedestaldruck, d.h. der Dichte und Temperatur, sowie der Separatrixdichte. Es konnte gezeigt werden, dass der Schaden der ersten Wand an DEMO1, anders als bei heutigen Tokamaks, fast ausschließlich durch leichte Brennstoffatome hervorgerufen wurde. Diese wurden mit sehr hohen Raten im heißen Randschicht-Pedestal, durch Ladungsaustauschstöße mit Atomen der Pelletzufuhr, freigesetzt. Die Schadensbeiträge durch Ionen konnten bereits durch Wandabstände einiger cm hinreichend reduziert werden. Die Pedestaldichten wurden an der Spitze durch das obere Greenwald-Limit beschränkt sowie an der Separatrix durch eine Mindestanforderung zum Erreichen des Divertor-Detachments, dem Regime für eine optimierte Leistungsabfuhr. Die Erosionsrate der ersten Wand zeigte eine hohe Sensitivität zur Pedestaldichte und -temperatur, i.e. der Energieverteilung der Pedestal-Neutralen. Die Studien zeigten ferner, dass im Parameterbereich der Testfälle keine ausreichende (Re-)Abschirmung des Scrape-Off-Layer gegen Pedestal-Neutrale mit Energien oberhalb von 1 keV stattfand, mit Ausnahme eines Stellaratorfalls, i.e. ohne Existenz des Greenwald-Limits. Zur notwendigen Reduktion der globalen Nettoerosion konnte für den Betrieb des Nachfolge- Blankets gezeigt werden, dass Pedestaldichten von mindestens der Greenwald-Dichte nötig waren. Diese führten zu reduzierten Pedestaltemperaturen sowie einer verbesserten Eigenabschirmung des Pedestals gegen keV-Pedestal-Neutrale. Aus Gründen der Plasmadiagnostik und -kontrolle wird für DEMO1 eine 15 %-Marge zum Greenwald-Limit favorisiert. Es konnte gezeigt werden, dass damit akzeptable Erosionsraten erreichbar waren, durch eine Reduktion der Einschlussgüte bzw. des Pedestaldrucks im Kernplasma, um 31 % verglichen mit dem Baseline Scenario. Konsequenterweise wurden reduzierte Werte der Elongation und Triangularität für das Plasma-Shaping an DEMO1 vorgeschlagen. Thermonuclear fusion is a promising concept for safe, sustainable, environmental friendly and expandable electricity production on earth. DEMO1 is the working title of a european demonstration power plant, which is being developed and foreseen to be operated by the year 2050. The early design phase lasts until 2021. According to the current baseline scenario, DEMO1 will be a tokamak with two hours of pulse duration and five hundred megawatts of electrical output power. Design points, i.e. an optimized set of machine and plasma parameters, are obtained by fast 0.5d reactor system codes that constrain the parametric space by physics- and technology-limits. Aspects of plasma-wall-interaction in the main chamber have not yet been included into such codes. Well established and sophisticated codes for plasma edge modeling such as EIRENE (neutral particle kinetics), B2 (plasma dynamics) and ERO (eroded wall material) have so far been unavailable and incompatible with system modeling. One major scientific goal of this thesis was the development of a tool, for a description of the stationary global net erosion of a tungsten-armored first-wall in the main chamber of a fusion reactor, that allows inclusion in system modeling. Another goal was the identification of plasma edge parameters for the current DEMO1 baseline scenario, yielding acceptable erosion rates. For feasibility it was demanded, that at least ninety percent of the plasma-facing, protective, pure-tungsten-layer must persist the erosion by impinging ions and atoms during the scheduled time-of-operation of the starter- and follow-up blanket. For a calculation of the neutral particle kinetics and the wall-sputtering by fuel neutrals, the 1d monte-carlo CELLSOR-code was developed and benchmarked with the EIRENE-code, i.e. the european tool for modeling of the ITER-divertor. CELLSOR solves kinetic equations in a 7d phase space with a 1d plasma description and physical rate coefficients for atomic and molecular interactions. CELLSOR calculates the angle- and energy-dependent sputter yields at wall-incidence. For modelling of plasma fuelling, a new pellet ablation model was developed. The CELLSOR ERO extension was developed for calculations of prompt redeposition and selfsputtering of eroded tungsten atoms. Particle balance within the scrape-off-layer (SOL) was calculated by an analytic solution of the continuity equation in a 1.5d fluid description with an iterative algorithm for coupling to the results of the kinetic solution. The required external fuelling flux was calculated from flux balance euqations at the boundary between the confined core and the SOL. For calculations of the damage by ions, i.e. fuel (D,T), ash (He), seeding gas (N) and eroded surface material (W), a 0d sheath-approximation model was developed. With these tools, the global net erosion was calculated for distinguished testcases for variations of the size of the wall clearance and for both, diffusive and convective transport perpendicular to the magnetic field lines. The testcases were mainly differing in the pedestal pressure, i.e. density and temperature, and the separatrix density levels. It was shown, that on DEMO1, other than on present tokamaks, the damage of the first-wall was almost completely due to light fuel neutrals, which were released towards the first-wall by charge exchange (CX) collisions in the hot pedestal region, due to the strong external fuelling of the core edge plasma. On the contrary, the ion damage was sufficiently reduced by a wall clearance of a few centimetres. The pedestal densities were limited by the upper greenwald-limit at the top and by a minimum requirement at the separatrix allowing divertor detachment, which is the key for a feasible power exhaust scenario. It was shown, that the erosion rate of the first-wall was most sensitive to the pedestal density and -temeprature, i.e. the energy-distribution of released pedestal-neutrals. It was further shown, within the defined range of testcases, that the (back-)screening capability of the SOL was insufficient for a protection against neutrals with energies of at least kilo eV, except for a special stellarator-testcase without presence of an upper density-limit. In order to reduce the global net erosion below acceptable levels, even for the follow-up blanket of DEMO1, it was shown, that pedestal-densities above or at the greenwald-density were necessary, allowing reduced pedestal temperatures and increasing the screening capability of the pedestal itself. However, for plasma diagnostic and control purposes, a lower density with a fiffteen percent margin to the density limit would be favorable for DEMO1. Further analysis with reduced energy confinement and pedestal pressure, i.e. by 31% compared to the baseline scenario, revealed that such a case was showing tolerable erosion rates, i.e. less than 40 mycrom tungsten per full-power year. Therefore,a different set of plasma shaping parameters with reduced elongation and triangularity was suggested.
Lizenz:	Urheberrechtsschutz
Fachbereich / Einrichtung:	Mathematisch- Naturwissenschaftliche Fakultät
Dokument erstellt am:	28.03.2018
Dateien geändert am:	28.03.2018
Promotionsantrag am:	26.02.2014
Datum der Promotion:	26.01.2018