Drifting plasma collection by a positive biased tether wire in LEO-like plasma conditions: current measurement and plasma diagnostic

BETs is a three-year project financed by the Space Program of the European Commission, aimed at developing an efficient deorbit system that could be carried on board any future satellite launched into Low Earth Orbit (LEO). The operational system involves a conductive tape-tether left bare to establish anodic contact with the ambient plasma as a giant Langmuir probe. As a part of this project, we are carrying out both numerical and experimental approaches to estimate the collected current by the positive part of the tether. This paper deals with experimental measurements performed in the IONospheric Atmosphere Simulator (JONAS) plasma chamber of the Onera-Space Environment Department. The JONAS facility is a 9- m3 vacuum chamber equipped with a plasma source providing drifting plasma simulating LEO conditions in terms of density and temperature. A thin metallic cylinder, simulating the tether, is set inside the chamber and polarized up to 1000 V. The Earth's magnetic field is neutralized inside the chamber. In a first time, tether collected current versus tether polarization is measured for different plasma source energies and densities. In complement, several types of Langmuir probes are used at the same location to allow the extraction of both ion densities and electron parameters by computer modeling (classical Langmuir probe characteristics are not accurate enough in the present situation). These two measurements permit estimation of the discrepancies between the theoretical collection laws, orbital motion limited law in particular, and the experimental data in LEO-like conditions without magnetic fields. In a second time, the spatial variations and the time evolutions of the plasma properties around the tether are investigated. Spherical and emissive Langmuir probes are also used for a more extensive characterization of the plasma in space and time dependent analysis. Results show the ion depletion because of the wake effect and the accumulation of- ions upstream of the tether. In some regimes (at large positive potential), oscillations are observed on the tether collected current and on Langmuir probe collected current in specific sites.

Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.

Modelo no estacionario para determinar la estructura atómica en un plasma de fusión por confinamiento inercial

Durante los últimos años la física atómica ha vuelto a cobrar un papel fundamental en los planes de investigación, entre los que destacan aquellos dedicados al estudio teórico y experimental de la fusión nuclear. Concretamente, en el concepto de fusión por confinamiento inercial se pueden distinguir cuatro grandes áreas donde es básico el conocimiento de las propiedades atómicas de la materia. Estas son: 1. Modelado de la interacción entre haces de partículas o láser con la cápsula combustible 2. Simulación de blancos de irradiación indirecta mediante conversión a rayos X 3. Diagnosis de experimentos 4. Láseres de rayos X La modelación de los plasmas en fusión depende principalmente de la densidad electrónica. En fusión por confinamiento magnético (tokamaks), los plasmas tienen densidades bajas, por lo que, en general, es suficiente considerar un modelo corona, en el que la mayoría de los iones se encuentran en su estado fundamental o con un número pequeño de estados excitados, estableciéndose sus poblaciones mediante un balance entre la ionización colisional/recombinación radiativa y excitación/decaimiento espontáneo. Sin embargo, los plasmas característicos de la fusión por confinamiento inercial tienen densidades más altas, aunque, normalmente, no lo suficientes como para poder establecer condiciones de equilibrio local termodinámico (balance entre procesos colisionales). Estas densidades, que se podrían clasificar como intermedias, se caracterizan por la aparición de un mayor número de estados excitados por ión y por la importancia tanto de los procesos colisionales como radiativos. Además de lo expuesto anteriormente, en ciertos regímenes de plasma, las variables termodinámicas locales, fundamentalmente presión (densidad) y temperatura, varían fuertemente con el tiempo, de manera que cuando los tiempos característicos de esta variación son menores que los propios de relajación de los procesos atómicos, el sistema no puede tratarse en estado estacionario, siendo necesario resolver las ecuaciones de balance con dependencia temporal. Estas ecuaciones de tasa o de balance contienen una serie de términos que representan los distintos procesos mediante una serie de coeficientes cuyas expresiones dependen de las condiciones del plasma, por lo que el problema es fuertemente no lineal. Por otra parte, hay que añadir que si el medio es ópticamente grueso a la radiación, en las ecuaciones de tasa aparecen términos radiativos que incluyen el campo de radiación, por lo que es necesario resolver la ecuación de transferencia en cada línea o bien, utilizar otras aproximaciones, que sin resolver dicha ecuación, permitan tener en cuenta el campo de radiación en la línea. Por todo ello, el objetivo de esta Tesis se centra en el desarrollo de un modelo original para el cálculo de la distribución de los estados de ionización en un plasma de fusión por confinamiento inercial en condiciones de no-equilibrio termodinámico local, caracterizado por: 1. Resolución de las ecuaciones de balance en estado estacionario y con dependencia temporal, considerando a las distintas especies iónicas tanto en su estado fundamental como en posibles estados excitados. 2. Elección de especies iónicas y número de estados excitados en función de las condiciones de densidad y temperatura del plasma. En el caso de una evolución temporal el número de estados excitados y su distribución se adecúan en cada caso a las condiciones del plasma. 3. Tratamiento de medios ópticamente finos y gruesos, utilizándose para estos últimos una evaluación aproximada del campo de radiación en la línea. 4. Capacidad de acoplamiento a un modelo hidrodinámico a través de la temperatura electrónica, densidad y campo de radiación. Entre todas estas características, se debe hacer constar que las principales aportaciones originales se refieren, en primer lugar, a la forma original de resolver las ecuaciones de tasa con dependencia temporal, ya que se tiene en cuenta la evolución de todos los estados: fundamentales y excitados, frente a la hipótesis habitual de resolver las ecuaciones temporales sólo de los estados fundamentales, y suponer los excitados en estado estacionario, es decir, que siguen el comportamiento de su correspondiente fundamental. En segundo lugar, la elección del número de estados excitados por cada funda- X mental, que se realiza mediante un cálculo inicial donde se considera todos los iones del plasma en estado fundamental, para en función de las densidades de población obtenidas, elegir los estados fundamentales y sus correspondientes excitados que se deben considerar. Y por último, señalar que en el tratamiento de medios ópticamente gruesos se ha conseguido obtener una evaluación de la radiación absorbida por el plasma, independientemente de la geometría del mismo, sin necesidad de resolver la ecuación de transferencia en la línea, y sin acudir a otros métodos, que sin resolver dicha ecuación, necesitan la definición de una geometría para el plasma, por ejemplo, factores de escape. El modelo ha sido comparado y contrastado tanto con resultados teóricos como experimentales, observando unos resultados muy aceptables, de lo cual se deduce que el modelo es capaz de suministrar la evaluación de los parámetros atómicos en este tipo de plasmas. A partir de esta Tesis, el modelo se puede potenciar, a través de varias líneas de investigación que se han identificado: 1. Tratamiento de medios ópticamente gruesos con resolución de la ecuación de transferencia en las líneas. 2. Evaluación detallada de las secciones eficaces de los distintos procesos que tienen lugar en plasmas, y que aparecen en las ecuaciones de balance a través de los coeficientes de tasa.

Simulation of plasma flows in divergent magnetic nozzles

Images from the simulation code DIMAGNO illustrate the roles of pressure, electric, and magnetic forces in the 2-D plasma expansion in a magnetic nozzle and the generation of thrust

Comparison of natural and forced amplification regimes in plasma-based soft-x-ray lasers seeded by high-order harmonic

The amplification of high-order harmonics (HOH) in a plasma-based amplifier is a multiscale, temporal phenomenon that couples plasma hydrodynamics, atomic processes, and HOH electromagnetic fields. We use a one-dimensional, time-dependent Maxwell-Bloch code to compare the natural amplification regime and another regime where plasma polarization is constantly forced by the HOH. In this regime, a 10-MW (i.e., 100 times higher than current seeded soft x-ray laser power), 1.5-μJ, 140-fs pulse free from the parasitic temporal structures appearing on the natural amplification regime can be obtained.

Internal quantum efficiency of III-nitride quantum dot superlattices grown by plasma-assisted molecular-beam epitaxy

We present a study of the optical properties of GaN/AlN and InGaN/GaN quantum dot (QD) superlattices grown via plasma-assisted molecular-beam epitaxy, as compared to their quantum well (QW) counterparts. The three-dimensional/two-dimensional nature of the structures has been verified using atomic force microscopy and transmission electron microscopy. The QD superlattices present higher internal quantum efficiency as compared to the respective QWs as a result of the three-dimensional carrier localization in the islands. In the QW samples, photoluminescence (PL) measurements point out a certain degree of carrier localization due to structural defects or thickness fluctuations, which is more pronounced in InGaN/GaN QWs due to alloy inhomogeneity. In the case of the QD stacks, carrier localization on potential fluctuations with a spatial extension smaller than the QD size is observed only for the InGaN QD-sample with the highest In content (peak emission around 2.76 eV). These results confirm the efficiency of the QD three-dimensional confinement in circumventing the potential fluctuations related to structural defects or alloy inhomogeneity. PL excitation measurements demonstrate efficient carrier transfer from the wetting layer to the QDs in the GaN/AlN system, even for low QD densities (~1010 cm-3). In the case of InGaN/GaN QDs, transport losses in the GaN barriers cannot be discarded, but an upper limit to these losses of 15% is deduced from PL measurements as a function of the excitation wavelength.

Impact of N2 plasma power and duration on AlGaN/GaN HEMT

urface treatments have been recently shown to play an active role in electrical characteristics in AlGaN/GaN HEMTs, in particular during the passivation processing [1-4]. However, the responsible mechanisms are partially unknown and further studies are demanding. The effects of power and time N2 plasma pre-treatment prior to SiN deposition using PE-CVD (plasma enhanced chemical vapour deposition) on GaN and AlGaN/GaN HEMT have been investigated. The low power (60 W) plasma pre-treatment was found to improve the electronic characteristics in GaN based HEMT devices, independently of the time duration up to 20 min. In contrast, high power (150 and 210 W) plasma pretreatment showed detrimental effects in the electronic properties (Fig. 1), increasing the sheet resistance of the 2DEG, decreasing the 2DEG charge density in AlGaN/GaN HEMTs, transconductance reduction and decreasing the fT and fmax values up to 40% respect to the case using 60 W N2 plasma power. Although AFM (atomic force microscopy) results showed AlGaN and GaN surface roughness is not strongly affected by the N2-plasma, KFM (Kelvin force microscopy) surface analysis shows significant changes in the surface potential, trending to increase its values as the plasma power is higher. The whole results point at energetic ions inducing polarization-charge changes that affect dramatically to the 2-DEG charge density and the final characteristics of the HEMT devices. Therefore, we conclude that AlGaN surface is strongly sensitive to N2 plasma power conditions, which turn to be a key factor to achieve a good surface preparation prior to SiN passivation.

Código híbrido avanzado de motores de plasma de efecto Hall

La propulsión eléctrica constituye hoy una tecnología muy competitiva y de gran proyección de futuro. Dentro de los diversos motores de plasma existentes, el motor de efecto Hall ha adquirido una gran madurez y constituye un medio de propulsión idóneo para un rango amplio de misiones. En la presente Tesis se estudian los motores Hall con geometría convencional y paredes dieléctricas. La compleja interacción entre los múltiples fenómenos físicos presentes hace que sea difícil la simulación del plasma en estos motores. Los modelos híbridos son los que representan un mejor compromiso entre precisión y tiempo de cálculo. Se basan en utilizar un modelo fluido para los electrones y algoritmos de dinámica de partículas PIC (Particle-In- Cell) para los iones y los neutros. Permiten hacer uso de la hipótesis de cuasineutralidad del plasma, a cambio de resolver separadamente las capas límite (o vainas) que se forman en torno a las paredes de la cámara. Partiendo de un código híbrido existente, llamado HPHall-2, el objetivo de la Tesis doctoral ha sido el desarrollo de un código híbrido avanzado que mejorara la simulación de la descarga de plasma en un motor de efecto Hall. Las actualizaciones y mejoras realizadas en las diferentes partes que componen el código comprenden tanto aspectos teóricos como numéricos. Fruto de la extensa revisión de la algoritmia del código HPHall-2 se han conseguido reducir los errores de precisión un orden de magnitud, y se ha incrementado notablemente su consistencia y robustez, permitiendo la simulación del motor en un amplio rango de condiciones. Algunos aspectos relevantes a destacar en el subcódigo de partículas son: la implementación de un nuevo algoritmo de pesado que permite determinar de forma más precisa el flujo de las magnitudes del plasma; la implementación de un nuevo algoritmo de control de población, que permite tener suficiente número de partículas cerca de las paredes de la cámara, donde los gradientes son mayores y las condiciones de cálculo son más críticas; las mejoras en los balances de masa y energía; y un mejor cálculo del campo eléctrico en una malla no uniforme. Merece especial atención el cumplimiento de la condición de Bohm en el borde de vaina, que en los códigos híbridos representa una condición de contorno necesaria para obtener una solución consistente con el modelo de interacción plasma-pared, y que en HPHall-2 aún no se había resuelto satisfactoriamente. En esta Tesis se ha implementado el criterio cinético de Bohm para una población de iones con diferentes cargas eléctricas y una gran dispersión de velocidades. En el código, el cumplimiento de la condición cinética de Bohm se consigue por medio de un algoritmo que introduce una fina capa de aceleración nocolisional adyacente a la vaina y mide adecuadamente el flujo de partículas en el espacio y en el tiempo. Las mejoras realizadas en el subcódigo de electrones incrementan la capacidad de simulación del código, especialmente en la región aguas abajo del motor, donde se simula la neutralización del chorro del plasma por medio de un modelo de cátodo volumétrico. Sin abordar el estudio detallado de la turbulencia del plasma, se implementan modelos sencillos de ajuste de la difusión anómala de Bohm, que permiten reproducir los valores experimentales del potencial y la temperatura del plasma, así como la corriente de descarga del motor. En cuanto a los aspectos teóricos, se hace especial énfasis en la interacción plasma-pared y en la dinámica de los electrones secundarios libres en el interior del plasma, cuestiones que representan hoy en día problemas abiertos en la simulación de los motores Hall. Los nuevos modelos desarrollados buscan una imagen más fiel a la realidad. Así, se implementa el modelo de vaina de termalización parcial, que considera una función de distribución no-Maxwelliana para los electrones primarios y contabiliza unas pérdidas energéticas más cercanas a la realidad. Respecto a los electrones secundarios, se realiza un estudio cinético simplificado para evaluar su grado de confinamiento en el plasma, y mediante un modelo fluido en el límite no-colisional, se determinan las densidades y energías de los electrones secundarios libres, así como su posible efecto en la ionización. El resultado obtenido muestra que los electrones secundarios se pierden en las paredes rápidamente, por lo que su efecto en el plasma es despreciable, no así en las vainas, donde determinan el salto de potencial. Por último, el trabajo teórico y de simulación numérica se complementa con el trabajo experimental realizado en el Pnnceton Plasma Physics Laboratory, en el que se analiza el interesante transitorio inicial que experimenta el motor en el proceso de arranque. Del estudio se extrae que la presencia de gases residuales adheridos a las paredes juegan un papel relevante, y se recomienda, en general, la purga completa del motor antes del modo normal de operación. El resultado final de la investigación muestra que el código híbrido desarrollado representa una buena herramienta de simulación de un motor Hall. Reproduce adecuadamente la física del motor, proporcionando resultados similares a los experimentales, y demuestra ser un buen laboratorio numérico para estudiar el plasma en el interior del motor. Abstract Electric propulsion is today a very competitive technology and has a great projection into the future. Among the various existing plasma thrusters, the Hall effect thruster has acquired a considerable maturity and constitutes an ideal means of propulsion for a wide range of missions. In the present Thesis only Hall thrusters with conventional geometry and dielectric walls are studied. The complex interaction between multiple physical phenomena makes difficult the plasma simulation in these engines. Hybrid models are those representing a better compromise between precision and computational cost. They use a fluid model for electrons and Particle-In-Cell (PIC) algorithms for ions and neutrals. The hypothesis of plasma quasineutrality is invoked, which requires to solve separately the sheaths formed around the chamber walls. On the basis of an existing hybrid code, called HPHall-2, the aim of this doctoral Thesis is to develop an advanced hybrid code that better simulates the plasma discharge in a Hall effect thruster. Updates and improvements of the code include both theoretical and numerical issues. The extensive revision of the algorithms has succeeded in reducing the accuracy errors in one order of magnitude, and the consistency and robustness of the code have been notably increased, allowing the simulation of the thruster in a wide range of conditions. The most relevant achievements related to the particle subcode are: the implementation of a new weighing algorithm that determines more accurately the plasma flux magnitudes; the implementation of a new algorithm to control the particle population, assuring enough number of particles near the chamber walls, where there are strong gradients and the conditions to perform good computations are more critical; improvements in the mass and energy balances; and a new algorithm to compute the electric field in a non-uniform mesh. It deserves special attention the fulfilment of the Bohm condition at the edge of the sheath, which represents a boundary condition necessary to match consistently the hybrid code solution with the plasma-wall interaction, and remained as a question unsatisfactory solved in the HPHall-2 code. In this Thesis, the kinetic Bohm criterion has been implemented for an ion particle population with different electric charges and a large dispersion in their velocities. In the code, the fulfilment of the kinetic Bohm condition is accomplished by an algorithm that introduces a thin non-collisional layer next to the sheaths, producing the ion acceleration, and measures properly the flux of particles in time and space. The improvements made in the electron subcode increase the code simulation capabilities, specially in the region downstream of the thruster, where the neutralization of the plasma jet is simulated using a volumetric cathode model. Without addressing the detailed study of the plasma turbulence, simple models for a parametric adjustment of the anomalous Bohm difussion are implemented in the code. They allow to reproduce the experimental values of the plasma potential and the electron temperature, as well as the discharge current of the thruster. Regarding the theoretical issues, special emphasis has been made in the plasma-wall interaction of the thruster and in the dynamics of free secondary electrons within the plasma, questions that still remain unsolved in the simulation of Hall thrusters. The new developed models look for results closer to reality, such as the partial thermalization sheath model, that assumes a non-Maxwellian distribution functions for primary electrons, and better computes the energy losses at the walls. The evaluation of secondary electrons confinement within the chamber is addressed by a simplified kinetic study; and using a collisionless fluid model, the densities and energies of free secondary electrons are computed, as well as their effect on the plasma ionization. Simulations show that secondary electrons are quickly lost at walls, with a negligible effect in the bulk of the plasma, but they determine the potential fall at sheaths. Finally, numerical simulation and theoretical work is complemented by the experimental work carried out at the Princeton Plasma Physics Laboratory, devoted to analyze the interesting transitional regime experienced by the thruster in the startup process. It is concluded that the gas impurities adhered to the thruster walls play a relevant role in the transitional regime and, as a general recomendation, a complete purge of the thruster before starting its normal mode of operation it is suggested. The final result of the research conducted in this Thesis shows that the developed code represents a good tool for the simulation of Hall thrusters. The code reproduces properly the physics of the thruster, with results similar to the experimental ones, and represents a good numerical laboratory to study the plasma inside the thruster.

Anticorrelation between Ion Acceleration and Nonlinear Coherent Structures from Laser-Underdense Plasma Interaction

In laser-plasma experiments, we observed that ion acceleration from the Coulomb explosion of the plasma channel bored by the laser, is prevented when multiple plasma instabilities such as filamentation and hosing, and nonlinear coherent structures (vortices/post-solitons) appear in the wake of an ultrashort laser pulse. The tailoring of the longitudinal plasma density ramp allows us to control the onset of these insabilities. We deduced that the laser pulse is depleted into these structures in our conditions, when a plasma at about 10% of the critical density exhibits a gradient on the order of 250 {\mu}m (gaussian fit), thus hindering the acceleration. A promising experimental setup with a long pulse is demonstrated enabling the excitation of an isolated coherent structure for polarimetric measurements and, in further perspectives, parametric studies of ion plasma acceleration efficiency.

Ultra intense laser/plasma interaction at normal incidence: Relativistic mirrors effects, high harmonics generation and absorption.

An analytical study of the relativistic interaction of a linearly-polarized laser-field of w frequency with highly overdense plasma is presented. Very intense high harmonics are generated produced by relativistic mirrors effects due to the relativistic electron plasma oscillation. Also, in agreement with 1D Particle-In-Cell Simulations (PICS), the model self-consistently explains the transition between the sheath inverse bremsstrahlung (SIB) absorption regime and the J×B heating (responsible for the 2w electron bunches), as well as the mean electron energy.

Two-dimensional plasma expansion in a magnetic nozzle: Separation due to electron inertia

A previous axisymmetric model of the supersonic expansion of a collisionless, hot plasma in a divergent magnetic nozzle is extended here in order to include electron-inertia effects. Up to dominant order on all components of the electron velocity, electron momentum equations still reduce to three conservation laws. Electron inertia leads to outward electron separation from the magnetic streamtubes. The progressive plasma filling of the adjacent vacuum region is consistent with electron-inertia being part of finite electron Larmor radius effects, which increase downstream and eventually demagnetize the plasma. Current ambipolarity is not fulfilled and ion separation can be either outwards or inwards of magnetic streamtubes, depending on their magnetization. Electron separation penalizes slightly the plume efficiency and is larger for plasma beams injected with large pressure gradients. An alternative nonzero electron-inertia model [E. Hooper, J. Propul. Power 9, 757 (1993)] based on cold plasmas and current ambipolarity, which predicts inwards electron separation, is discussed critically. A possible competition of the gyroviscous force with electron-inertia effects is commented briefly.

Ion correlations due to high-frequency electric field and their effect on the nonlinear plasma conductivity

The influence of a strong, high‐frequency electric field on the ion‐ion correlations in a fully ionized plasma is investigated in the limit of infinite ion mass, starting with the Bogoliubov‐Born‐Green‐Kirkwood‐Yvon hierarchy of equations; a significant departure from the thermal correlations is found. It is shown that the above effect may substantially modify earlier results on the nonlinear high‐frequency plasma conductivity.

Electrostatic plasma instabilities excited by a high‐frequency electric field

The electrostatic plasma waves excited by a uniform, alternating electric field of arbitrary intensity are studied on the basis of the Vlasov equation; their dispersion relation, which involves the determinant of either of two infinite matrices, is derived. For ω0 ≫ ωpi (ω0 being the applied frequency and ωpi the ion plasma frequency) the waves may be classified in two groups, each satisfying a simple condition; this allows writing the dispersion relation in closed form. Both groups coalesce (resonance) if (a) ω0  ≈  ωpe/r (r any integer) and (b) the wavenumber k is small. A nonoscillatory instability is found; its distinction from the DuBois‐Goldman instability and its physical origin are discussed. Conditions for its excitation (in particular, upper limits to ω0,k, and k⋅vE,vE being the field‐induced electron velocity), and simple equations for the growth rate are given off‐resonance and at ω0  ≈  ωpi. The dependence of both threshold and maximum growth rate on various parameters is discussed, and the results are compared with those of Silin and Nishikawa. The threshold at ω0  ≈  ωpi/r,r  ≠  1, is studied.

Far wake structure in rarefied plasma flows past charged bodies

The asymptotic structure of the far-wake behind a charged body in a rarefied plasma flow is investigated under the assumption of small ion-to-electron temperature ratio and of flow speed hypersonic with respect to the ions but not with respect to the electrons. It is found that waves are excited even if the flow is subacoustic (flow velocity less than the ion-acoustic speed). For both superacoustic and subacoustic velocities a steep wave front develops separating the weakly perturbed, quasineutral plasma ahead, from the region behind where ion waves appear. Near the axis a trailing front develops;the region between this and the axis is quasineutral for superacoustic speeds. The decay laws in all of these regions, the self-similar structure of the fronts and the general character of the waves are determined.The damping of the waves and special flow detail for bodies large and small compared with the Debye length are discussed. A nonlinear analysis of the leading wave front in superacoustic flow is carried out. A hyperacoustic equivalence principle is presented.