Simulation of tokamak power exhaust in alternative divertor configurations with the SOLEDGE2D code
Simulation de l’extraction de puissance dans un tokamak à configuration divertor alternative avec le code SOLEDG2D
Résumé
Power exhaust is one of the critical issue toward the elaboration of a magnetic confinement fusion reactor. Magnetic confinement is responsible for an extremely localized plasma bombardment on plasma facing components, requiring strong volume dissipation in a dedicated plasma volume called divertor. ITER exhaust strategy relies on a standard closed divertor geometry designed from smaller scale experiments and plasma simulations. Until conclusions from ITER results, current experimental trends however suggest that such divertor concept has to be improved for dealing with power exhaust constraints imposed by a larger reactor like DEMO. This PhD project aimed at studying the potential benefit of divertor configurations alternative to the one of ITER, as targeted in the new Chinese tokamak HL-2M. A particular interest was devoted to so-called snowflake configurations, consisting in two neighbor X-points on the divertor magnetic field. For the first time, these geometries have been fully simulated with the SOLEDGE2D-EREINE code, consisting in a fluid solver for the plasma particle, momentum and energy conservation, coupled to a Monte Carlo solver for neutral dynamics. In a staged approach, SOLEDG2D simulations were first applied to the more conventional divertor geometry of the WEST tokamak, aiming for a direct comparison with experimental results. A set of synthetic diagnostics have been developed from SOLEDGE simulations to mimic a broad set of experimental diagnostics. Density ramps were simulated, featuring divertor detachment in qualitative agreement with experimental observations. Then, snowflake geometries of HL2M were addressed. First, magnetic geometries were constructed with a magnetic equilibrium solver, optimizing current distribution in poloidal field coils. Mesh were generated on these magnetic maps for the SOLEDGE plasma solver. To tackle the large number of mesh elements required by the snowflake geometry, a coarse-graining convergence technique was developed, providing a speed up of the convergence time of SOLEDGE simulations by a factor of about 10. Three configurations have been generated: standard single null (SN), snowflake plus (SF+), snowflake minus (SF-). Detachment of the outer target is studied in these configurations during plasma density ramps, at constant input power and constant radial transport coefficients. Some typical characteristics of detachment, like threshold, depth and upstream window of detachment are investigated. In the three geometries, detachment onset and evolution with upstream plasma density is characterized by the gradual displacement of a radiation front from the outer target to the main X-point, as observed in experiments. It is found that, whatever the detachment in terms of particle, momentum or power dissipation, the detachment threshold is dominated primarily by the geometrical structure of divertor plate and it does not exhibit dependence on the magnetic configuration of the diverted plasma volume. In particular, the parallel connection length in the divertor is not found to affect the detachment threshold, in contrast with expectations from the 2-point model, but in agreement with experimental findings. These simulation results are a first step necessary toward the ambitious objective of predicting the benefit of alternative configuration for DEMO size conditions. It rather evidences the necessity of addressing this complex issue with a global approach coupling experimental tests, reduced model development and simulations results from complex numerical tools.
L’extraction de puissance est l’une des questions cruciales pour l’élaboration d’un réacteur de fusion à confinement magnétique. Le confinement magnétique est responsable de l’impact extrêmement localisé du plasma sur les composants faisant face au plasma, nécessitant une forte dissipation de la puissance dans un volume de plasma dédié appelé divertor. La stratégie du réacteur expérimental ITER qui entrera en fonction à Cadarache dans les prochaines années repose sur une géométrie standard de divertor fermé conçue à partir d'expériences et de simulations plasma à plus petite échelle. En attendant les résultats des expériences sur ITER, les tendances expérimentales actuelles suggèrent toutefois que ce concept de divertor doit être amélioré pour tenir compte des contraintes d’extraction de puissance imposées par un réacteur plus important comme DEMO qui prendra la suite d’ITER. Ce projet de thèse avait pour objectif d'étudier les avantages potentiels des configurations de diverteurs autres que celle d'ITER, comme celle du tokamak WEST en opération au CEA Cadarache ou celle du tokamak chinois HL-2M en construction au laboratoire SWIP en Chine. Un intérêt particulier a été consacré aux configurations dites à « flocon de neige » prévues sur HL-2M et caractérisées par deux points X voisins dans le champ magnétique du divertor. Pour la premier fois le transport du plasma dans ces géométries magnétiques complexes a été simulé grâce à l’utilisation du code SOLEDGE2D-EIRENE développé par l’IRFM CEA et ses partenaires académiques, notamment les laboratoires M2P2 et PIIM d’Aix-Marseille Université. Dans une approche par étapes, les simulations SOLEDG2D ont d'abord été appliquées à la géométrie plus conventionnelle du divertor du tokamak WEST, dans le but d'une comparaison directe avec les résultats expérimentaux. Un ensemble de diagnostics synthétiques a été développé à partir de simulations SOLEDGE pour imiter un large éventail de diagnostics expérimentaux. Des rampes de densité pendant une décharge plasma ont été simulées, mettant en évidence le détachement du plasma des plaques du divertor en accord qualitatif avec des observations expérimentales. Ensuite, les géométries de flocon de neige de HL-2M ont été étudiées. Le détachement du plasma de la plaque du divertor « externe » est étudié dans ces configurations lors de rampes de densité de plasma, à puissance d'entrée constante et à coefficients de transport radial constants. Certaines caractéristiques typiques du détachement, telles que le seuil, la profondeur et la fenêtre en amont du détachement sont examinées. Dans les trois géométries, le début du détachement et l'évolution de la densité du plasma en amont sont caractérisés par le déplacement progressif d'un front de rayonnement de la cible externe au point X principal, comme observé dans les expériences. On constate que, quel que soit le détachement en termes de dissipation de particules, de quantité de mouvement ou de puissance, le seuil de détachement est principalement dominé par la structure géométrique de la plaque de divertor et ne dépend pas de la configuration magnétique du volume de plasma dans le divertor. En particulier, la longueur de connexion de la ligne magnétique dans le divertor n’affecte pas le seuil de détachement, contrairement aux attentes du modèle réduit souvent utilisé pour l’analyse du transport dans le plasma de bord et appelé « modèle à 2 points », mais en accord avec les résultats expérimentaux. Ces résultats de simulation constituent un premier pas vers l'objectif ambitieux de prédire l’impact d'une configuration magnétique « alternative » pour le divertor d’un tokamak de prochaine génération comme DEMO. Tout cela montre bien l’importance de traiter ce problème complexe avec une approche globale associant des tests expérimentaux sur les tokamaks actuels avec le développement de modèles théoriques réduits ainsi que l’analyse des résultats de simulations obtenues à partir d’outils numériques avancés.
Origine | Version validée par le jury (STAR) |
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