Dokument: Assessment of erosion in recessed areas of fusion devices using multi-scale computer simulations
| Titel: | Assessment of erosion in recessed areas of fusion devices using multi-scale computer simulations | |||||||
| URL für Lesezeichen: | https://docserv.uni-duesseldorf.de/servlets/DocumentServlet?id=70097 | |||||||
| URN (NBN): | urn:nbn:de:hbz:061-20250708-135910-1 | |||||||
| Kollektion: | Dissertationen | |||||||
| Sprache: | Deutsch | |||||||
| Dokumententyp: | Wissenschaftliche Abschlussarbeiten » Dissertation | |||||||
| Medientyp: | Text | |||||||
| Autor: | Rode, Sebastian Walter [Autor] | |||||||
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| Beitragende: | Brezinsek, Sebastijan [Gutachter] Prof. Dr. Pretzler, Georg [Gutachter] | |||||||
| Stichwörter: | fusion experimental reactor; erosion; recessed areas; first mirrors; ERO2.0 | |||||||
| Dewey Dezimal-Klassifikation: | 500 Naturwissenschaften und Mathematik » 530 Physik | |||||||
| Beschreibungen: | The development of fusion reactors is a promising research field that leads to a green energy source with virtually infinite fuel. By confining a hot plasma in a magnetic field, the massive energy stored in hydrogen isotopes' nuclei can be released and made available for human use. The current fusion reactor experiments successfully manage to heat a plasma to the extremely high temperatures needed for nuclear fusion, but the machines still serve as stepping stones to a fusion power plant with electricity generation. The confinement of a fusion plasma requires technologies with high precision, power input and durability, which currently prevent economic efficiency that a power plant must provide. Two of the most important devices in this field are the Joint European Torus (JET) and the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), currently under construction.
In an experimental fusion reactor, a large range of diagnostics is needed on the one hand to provide input to active control methods of the plasma, but on the other hand to learn more about the physics of a magnetically confined fusion plasma. Optical diagnostics with mirror systems adopt a key role in the operation of fusion experiments and are placed in the outer regions of the fusion device. The location of the optical diagnostics is recessed behind the main wall so that incoming heat and particle fluxes from the main plasma are minimized and damage to the diagnostic systems is prevented as good as possible. However, erosion of the mirror and deposition of impurity particles are still likely and could negatively impact the performance of the diagnostics and thus lead to critical issues for the tokamak operation. Additionally, in ITER the diagnostics likely cannot be manually accessed once fusion power operation starts due to activation of the materials caused by the high-energy fusion neutron flux, so long-term operability under the expected plasma conditions needs to be secured. Predictions of the life-time of the optical diagnostics with validated tools are needed. The ERO2.0 impurity transport and plasma-wall interaction code can provide such numeric simulations of materials exposed to plasmas in fusion devices. However, in the recessed areas of the diagnostic mirrors, the Monte-Carlo code is approaching its limits due to the limited amount of statistics: only a minuscule fraction of simulated test particles reaches the areas relevant for diagnostics. To correctly resolve these areas, an unreasonably large amount of test particles and thus computation time would be required if ERO2.0 is used in its standard setup. In this thesis, the erosion and deposition on diagnostic first mirrors in JET and ITER have been numerically analysed, by the development and application of a workflow for ERO2.0 simulations of recessed areas in fusion devices with adequate resolution. Firstly, code updates focussing on runtime optimizations of the recently developed ERO2.0 Guiding-Centre Approximation (GCA) tracing methods are implemented, bringing large improvements in code efficiency so that a larger amount of particles can be simulated in a reasonable computation time. As this is not sufficient to solve the statistics problems in the Monte-Carlo code, a three-stage simulation approach is introduced, in which the simulation volume is successively focussed more and more to the volume around the mirrors. This multi-stage workflow is first applied to JET, where an ITER-like mirror test assembly (ILMTA) was exposed in an experimental campaign operating with beryllium (Be) first wall and tungsten (W) divertor PFCs. The results of the simulation are compared to the experimental findings. The deposition of impurities on three mirrors located in the ILMTA matches to a satisfactory degree between numeric simulation and experimental measurement, therefore the validity of the approach is confirmed. Afterwards, the workflow is applied to ITER, where mirror systems are planned in the diagnostic first wall (DFW) in the Equatorial and Upper Port Plug (EPP/UPP). This predictive modelling is used to assess the impinging fluxes onto the molybdenum (Mo) First Mirrors (FMs) located in both ports, assuming a Be first wall, a W divertor and a steel DFW, for which pure iron (Fe) is used as a proxy in the modelling. The full workflow is evaluated in three plasma scenarios over the complete expected ITER experimental operation time, two H-mode scenarios and one L-mode scenario assuming constant plasma conditions in divertor configuration over the full simulation time, respectively. The main finding is that even after more than 2000 h of operation in a high-power H-mode plasma case, the centre of both FMs accumulates less than 0.5 nm impurity materials, while erosion of the Mo mirrors is not expected to exceed 2.5 nm in all scenarios. A strong geometric influence of the cone-shaped aperture located in the front of the mirrors is found, leading to increased impurity deposition on the edges of the FMs. Multiple additional case studies with different material assumptions are performed in this work to assess the credibility of the results and give further outlook of the impact of different wall material combinations on the first mirror erosion and deposition.Die Entwicklung von Fusionsreaktoren zur Stromerzeugung ist ein vielversprechendes Forschungsgebiet, das letztendlich zu einer CO2-freien Energiequelle mit praktisch unerschöpflichem Brennstoffvorrat führt. Durch den Einschluss eines heißen Plasmas in einem Magnetfeld mit hoher Stärke kann die enorme Energie, die im Kern von Wasserstoffisotopen gespeichert ist, kontrolliert freigesetzt und für den menschlichen Gebrauch verfügbar gemacht werden. In den aktuellen Fusionsexperimenten gelingt es, ein Plasma auf die erforderlichen hohen Temperaturen von mehr als 100 Millionen Kelvin zu erhitzen, die für die Kernfusion erforderlich sind. Die gegenwärtigen Maschinen sind jedoch als physikalische und technische Experimente anzusehen und stellen einen Zwischenschritt auf dem Weg zu einem Fusionskraftwerk zur Stromerzeugung dar. Die Einschließung eines Fusionsplasmas stellt technologische Herausforderungen im Bereich der Herstellung der Komponenten, und erfordert Technologien mit hoher Leistung und einer langen Lebensdauer, die derzeit die wirtschaftliche Effizienz, die ein Kraftwerk bieten muss, verhindern. Zwei der wichtigsten Geräte in diesem Bereich sind der Joint European Torus (JET), der den Weltrekord bei der freigesetzten Fusionsenergie hält, und der International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), welcher sich derzeit im Bau befindet. In einem experimentellen Fusionsreaktor ist eine Vielzahl von Diagnoseverfahren erforderlich, einerseits, um die aktiven Kontrollmethoden des Plasmas sicherzustellen, und andererseits, um mehr über die Physik eines magnetisch eingeschlossenen Fusionsplasmas zu erfahren. Optische Diagnostiken mit Spiegelsystemen spielen eine Schlüsselrolle beim Betrieb dieser Fusionsexperimente, indem sie Möglichkeiten zur passiven und aktiven Spektroskopie oder tomografischen Rekonstruktion des Plasmas bieten. Elektromagnetische Wellen und insbesondere Licht werden durch ein Labyrinth von Spiegeln geleitet, welches in den äußeren Bereich der Fusionsanlage platziert ist, um die Detektoren vor Neutronen und Magnetfeldern abzuschirmen. Die optischen Diagnostiken sind in Bezug auf das eingeschlossene Plasma zurückgesetzt in der Hauptwand eingelassen, sodass auch Wärme- und Teilchenflüsse aus dem Hauptplasma minimiert werden und Schäden an den Diagnosesystemen, bestehend insbesondere aus der Ummantelung und den Spiegeln, so gut wie möglich verhindert werden. Dennoch ist eine Erosion der Spiegel und Deposition von Verunreinigungspartikeln im Laufe der Betriebszeit wahrscheinlich, was sich negativ auf die Einsatzfähigkeit der Diagnostik auswirken kann und zu Problemen im Tokamakbetrieb und in der Plasmakontrolle führen könnte. Darüber hinaus ist es wahrscheinlich, dass bei ITER nach Beginn der Plasmaoperation mit Deuterium-Tritium aufgrund der Aktivierung der Strukturmaterialien durch den hochenergetischen Fusionsneutronenfluss nur ein eingeschränkter oder gar kein manueller Zugriff auf die Diagnostikkomponenten mehr möglich ist. Es verbleibt nur ein kostspieliger Austausch. Deswegen muss die langfristige Funktionsfähigkeit unter den zu erwartenden Plasmabedingungen sichergestellt werden. Verlässliche Vorhersagen zur Lebensdauer und Eigenschaften der optischen Diagnostiken mit validierten Simulationsprogrammen sind erforderlich. Der Monte-Carlo-Code ERO2.0 für den Transport von Verunreinigungen und die Plasma-Wand-Wechselwirkung kann solche numerischen Simulationen von Komponenten der ersten Wand, die dem Fusionsplasma ausgesetzt sind, bereitstellen. In den plasmafernen Bereichen, wo die Diagnostikspiegel sich befinden, stößt der Monte-Carlo-Code jedoch aufgrund der begrenzten Statistik an die Grenzen der Einsetzbarkeit: Nur ein verschwindend geringer Teil der simulierten Testteilchen erreicht die für die Diagnostiken relevanten Bereiche. Um diese Bereiche mathematisch korrekt zu beschreiben, wäre eine unverhältnismäßig große Menge an Testteilchen und damit Rechenzeit erforderlich, wenn der ERO2.0-Code in seiner Standardkonfiguration mit Simulation der voll aufgelösten Teilchentrajektorie gemäß der Gyration der geladenen Teilchen verwendet wird. In dieser Arbeit wird die Erosion und Ablagerung auf diagnostischen ersten Spiegeln in JET und ITER numerisch analysiert, indem ein neuer Arbeitsablauf für ERO2.0-Simulationen von plasmafernen Bereichen in Fusionsanlagen mit angemessener statistischer Auflösung entwickelt und angewendet wird. Zunächst wurden Code-Updates mit Schwerpunkt auf Laufzeitoptimierungen der kürzlich entwickelten GCA-Tracing-Methoden (Führungszentrumnäherung oder Guiding-Centre-Approximation) in ERO2.0 implementiert, die die Code-Effizienz des bereits vollständig parallelisierten Codes erheblich verbessern, sodass eine größere Anzahl von Teilchen in einer angemessenen Rechenzeit simuliert werden kann. Da diese Optimierung nicht ausreicht, um die statistischen Probleme des Monte-Carlo-Codes in den plasmafernen Regionen der Wand zu lösen, wurde ein dreistufiger Simulationsansatz eingeführt, bei dem das Simulationsvolumen sukzessive in mehreren Schritten immer stärker auf das Volumen um die Spiegel herum fokussiert wird. Dieser mehrstufige Arbeitsablauf wird zunächst auf den Tokamak JET interpretativ angewendet, wo ein Testspiegelsystem (ITER-Like Mirror Test Assembly, ILMTA) in einer experimentellen Kampagne mit Beryllium (Be)-Hauptwand und Wolfram (W)-Divertor eingesetzt wurde. Die Ergebnisse der Simulation aus dieser Arbeit werden mit den bereits vorhandenen experimentellen Erkenntnissen verglichen. Die Ablagerung von Verunreinigungen auf drei Spiegeln bestehend aus Molybdän in dem Inconel-Gehäuse des ILMTA stimmt in zufriedenstellendem Maße zwischen der numerischen Simulation und der experimentellen Messung überein, sodass die Gültigkeit des Ansatzes bestätigt wird. Anschließend wird dieser neuartige Arbeitsablauf auf ITER angewendet, wo Spiegelsysteme in der sogenannten diagnostischen Hauptwand (Diagnostic First Wall, DFW) im äquatorialen und oberen Öffnungszugang (Equatorial Port Plug, EPP/ Upper Port Plug, UPP) geplant sind. Diese vorhersagende Modellierung wird verwendet, um die auf die Molybdän-Spiegel auftreffenden Flüsse zu bewerten, wobei eine Be-Hauptwand, ein W-Divertor und eine DFW aus reinem Eisen (Fe), stellvertretend für den Spezialstahl von ITER, angenommen werden. Der vollständige Arbeitsablauf wird in drei Plasmaszenarien repräsentativ für die Betriebsmodi in Divertorkonfiguration von ITER über die gesamte erwartete Operationsdauer von ITER evaluiert: zwei Szenarien in H-Mode und eine in L-Mode unter der Annahme konstanter Plasmabedingungen über die gesamte Simulationszeit. Das Hauptergebnis ist, dass selbst nach mehr als 2000 Betriebsstunden in einem Hochleistungs-H-Mode-Plasma das Zentrum beider Erstspiegel weniger als 0.5 nmVerunreinigungsmaterialien auf der Oberfläche akkumuliert, während die Erosion der ersten Spiegel aus Molybdän in allen Szenarien voraussichtlich 2.5 nm nicht überschreiten wird. Eine vollständige Deposition und damit ein Verlust der optischen Eigenschaften ist nicht zu erwarten. Weiterführend wurde ein starker geometrischer Einfluss der kegelförmigen Öffnung der DFW auf die Deposition der Spiegel festgestellt, welcher zu einer erhöhten Ablagerung von Verunreinigungen an den Rändern der ersten Spiegel führt. Darüber hinaus werden in dieser Arbeit mehrere zusätzliche Fallstudien mit unterschiedlichen Annahmen über die Materialkomposition der ersten Wand (Be, W, B) durchgeführt, um den Vertrauensbereich der Simulationsergebnisse zu bewerten, und einen weiteren Ausblick auf die Auswirkungen verschiedener möglicher Wandmaterialkombinationen in ITER auf die Erosion und Ablagerung auf den ersten Spiegeln zu geben. | |||||||
| Lizenz: |  Dieses Werk ist lizenziert unter einer Creative Commons Namensnennung 4.0 International Lizenz | |||||||
| Fachbereich / Einrichtung: | Mathematisch- Naturwissenschaftliche Fakultät » WE Physik » Laser- und Plasmaphysik | |||||||
| Dokument erstellt am: | 08.07.2025 | |||||||
| Dateien geändert am: | 08.07.2025 | |||||||
| Promotionsantrag am: | 10.12.2024 | |||||||
| Datum der Promotion: | 29.04.2025 |
