Thermal, electromagnetic and structural analysis of plasma facing components of TCV tokamak by finite element methods
Author(s)
Vaccaro, Dario
Date Issued
June 24, 2020
Type
Doctoral Thesis
Abstract
Controlled nuclear fusion is the most promising candidate for an inexhaustible, clean and safe energy source. So far, the research has focused on the fusion reactor concept called tokamak, where a high temperature plasma is confined by magnetic fields.
The plasma is convected along the field lines and is deposited on the solid surfaces of the tokamak wall. The plasma-wall interaction strongly affects the reactor performances, and the elevated heat oads on the solid surfaces is one of the main issues in the development of fusion reactors.
Through the years, many magnetic configurations have been developed. The two widely used configurations are called limiter and divertor.
The divertor configuration paves the way for attractive and dissipative regimes, e.g., the detached regime. Such regime may be a viable option to mitigate high heat fluxes in the divertor region.
The Tuscia University gives its contribution to nuclear fusion research and collaborates with some of the best European centers. The Swiss Plasma Center (SPC) in Lausanne, Switzerland, is one of these and it supported this thesis work. At the SPC, the Tokamak à Configuration Variable (TCV) constitutes an essential facility for the fusion roadmap. The research mission is sustained by a continuous developments and modernizations.
The ongoing divertor upgrade has, as main element, the installation of an in-vessel structure to form a divertor chamber of variable closure. Such structure, gas baffles, promises to increase the compression of neutral particles in the divertor, simplifying the access to plasma detachment.
The upgrade also foresees the installation of new port protection tiles. Both baffle and new port protection tiles are designed to be constructed entirely of polycrystalline graphite that was used for the existing TCV protection tiles.
This thesis has guided the design of baffle and new port protection tiles and shows that they are compatible with the expected thermal, electromagnetic and mechanical stresses. The thermal considerations are based on the heat loads expected during normal operations and an accidental limited configuration. The electromagnetic analysis considers halo currents flowing through the baffles, which can occur during disruptions, as a worst-case scenario. The attachment of the baffle tiles to the vacuum vessel is designed for the estimated maximum tensile stresses and maximum
compressive stresses.
La fusione nucleare controllata è una dei più promettenti candidati per una inesauribile, pulita e sicura fonte di energia. Fino ad ora, la ricerca si è soffermata sul concetto di reattore a fusione noto come tokamak, dove un plasma ad alta temperatura è confinato per via di campi magnetici.
Il plasma è trasportato per convezione lungo le linee di campo ed è depositato sulle superfici solide della parete del tokamak. L’interazione plasma-parete influenza fortemente le performance del reattore e gli elevati carichi termici sulle superfici solide sono una delle maggiori problematiche nello sviluppo dei reattori a fusione. Nel corso degli anni varie configurazioni magnetiche sono state sviluppate. Le due configurazioni maggiormente usate sono dette limiter e divertor.
La configurazione divertor apre la strada ad interessanti e dissipativi regimi quale ad esempio il detached regime. Tale regime potrebbe essere una valida opzione per mitigare gli elevati flussi termici nella zona del divertore.
L’Università della Tuscia dà il suo contributo alla ricerca per la fusione nucleare e collabora con alcuni dei migliori centri europei. Lo Swiss Plasma Center (SPC) di Losanna, Svizzera, è uno di questi ed ha supportato questo lavoro di tesi. Allo SPC, il Tokamak à Configuration Variable (TCV) rappresenta un impianto fondamentale per la fusion roadmap. L’incarico della ricerca è supportato da continui sviluppi ed aggiornamenti.
Il corrente aggiornamento del divertore ha come elemento principale l’installazione di una struttura interna al vessel, al fine di formare una camera del divertore a chiusura variabile. Tale struttura, gas baffles, punta ad un incremento della pressione delle particelle neutre nel divertore, facilitando l’accesso al plasma detachment.
L’aggiornamento prevede inoltre l’installazione di nuove tegole a protezione delle porte. Sia i baffle che le nuove tegole a protezione delle porte sono progettate per essere costruite interamente in grafite policristallina, precedentemente usata per le esistenti tegole di protezione in TCV.
Questa tesi ha guidato la progettazione di baffle e nuove tegole a protezione delle porte e mostra come queste siano compatibili con gli attesi stress termici, elettromagnetici e meccanici. Le considerazioni termiche sono basate sui carichi termici attesi durante le normali operazioni ed una configurazione accidentale di plasma limitato. L’analisi elettromagnetica, come peggior caso, considera le halo current che fluiscono attraverso i baffle, in caso di disruption. Il collegamento dei baffle con il vacuum vessel è progettato per i massimi stress di trazione ed i massimi stress di
compressione attesi.
Additional information
Dottorato di ricerca in Engineering for energy and environment
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18.21 MB
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