Physical characterization and numerical modeling of a WEST-like tokamak divertor plasma

Il presente elaborato è incentrato sulla modellizzazione del plasma di bordo nei dispositivi per la produzione di energia da fusione nucleare noti come tokamak. La tecnologia che nel corso di tutta la seconda metà del XX secolo fino ad oggi è stata sviluppata a questo fine deve necessariamente scontrarsi con alcuni limiti. Nei tokamak il confinamento del plasma è di tipo magnetico e vincola le particelle a muoversi di moto elicoidale all'interno del vessel, tuttavia il confinamento non risulta perfetto e parte dell'energia si scarica sulle pareti della camera, rischiando pertanto di fondere i materiali. Alcune strategie possono essere messe in atto per limitare questo problema, per esempio agendo sulla geometria del tokamak, oppure sulla fisica, inducendo nel plasma una data concentrazione di impurezze che ionizzino irraggiando parte dell'energia di plasma. Proprio tale meccanismo di perdita è stato simulato in un modello monodimensionale di plasma monofluido di bordo. I risultati del codice numerico relativo al modello dimostrano che per concentrazioni di impurezze crescenti è possibile diminuire in modo significativo flusso di calore e temperatura al divertore. Per di più risulta possibile controllare la posizione del fronte di irraggiamento per mezzo di parametri di controllo del plasma quali la pressione. Si osserva inoltre l'insorgere del cosiddetto fenomeno di biforcazione alle basse temperature di divertore, fenomeno in cui il plasma si comporta in modo instabile a causa di fenomeni fisici tipici delle basse energie ("detachment") e a seguito del quale può improvvisamente spegnersi (disruzione). Infine lo stesso modello è stato migliorato inserendo l'ipotesi di plasma bifluido. Anche per gli ioni viene osservato il fenomeno di biforcazione. I risultati numerici evidenziano le dinamiche dello scambio energetico fra le specie gettando le basi di una progettazione efficiente della chimica del plasma finalizzata al raffreddamento del divertore.

Description of the ITER Tokamak Cooling Water System

In questa tesi ho inizialmente esposto cenni teorici sulle reazioni di fusione nucleare e le motivazioni che hanno spinto la comunità scientifica verso la ricerca di questa nuova fonte energetica. Ho descritto il progetto ITER nei suoi obiettivi e nei principi di funzionamento di un reattore di tipo Tokamak e di tutti i componenti principali dell'intero impianto. In primo piano, mi sono focalizzato sul sistema di raffreddamento primario ad acqua del Tokamak (TCWS), con una prima panoramica sui suoi sottosistemi descrivendo i loro obiettivi, quali asportazione di calore e sicurezza dell'impianto. Successivamente ho analizzato nello specifico i particolari tecnici dei principali sottosistemi quali i vari circuiti di asportazione primaria del calore (PHTS Loops) dei diversi componenti del Tokamak, il Vacuum Vessel, il First Wall Blanket, il Divertor e il Neutral Beam Injector; ho esaminato i processi di controllo della qualità e del volume del fluido refrigerante nei circuiti (CVCS); ed infine le funzioni e le caratteristiche dei sistemi di drenaggio e di riempimento dei circuiti con i propri serbatoi ordinari e di sicurezza, e del sistema di asciugatura del fluido refrigerante con le sue diverse modalità operative.