First wall conditioning and plasma edge studies in RFP and tokamak devices

Nel nucleo delle stelle l'idrogeno viene continuamente trasformato in elio rilasciando grandi quatità di energia. La ricerca sulla fusione termonucleare controllata ha l'obiettivo di riprodurre sulla terra quanto avviene nelle stelle, per poter produrre energia in modo sostenibile. La ricerca iniziò negli anni '50 quando diverse macchine da fusione furono costruite in quasi tutti i paesi industrializzati. In Unione Sovietica nel 1968 per la prima volta dei ricercatori, usando intensi campi magnetici toroidali nei dispositivi denominati tokamak (dal russo toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami, cioé cella toroidale con bobine magnetiche), furono in grado di ottenere plasmi caratterizzati da valori promettenti di temperatura e tempo di connamento, due dei criteri principali per ottenere la fusione. In seguito a questi risultati negli anni '80 fu costruita una serie di dispositivi di tipo tokamak di grandi dimensioni: il Join European Torus (JET) in Europa, Doublet III negli Stati Uniti e il Japan Torous (JT-60) in Giappone. I buoni risultati ottenuti da questi esperimenti hanno portato a progettare prima, e ad iniziare a costruire poi, ITER, l'esperimento da fusione di nuova generazione frutto di una collaborazione internazionale. Scopo di questo esperimento sarà dimostrare scienticamente la fattibilità della fusione. Questo dovrebbe essere l'ultimo passo prima dell'impianto dimostrativo di produzione di energia elettrica da fusione denominato DEMO. Una delle dicoltà maggiori che si incontrano nella progettazione e nella realizzazione di un reattore nucleare a fusione basato su plasmi connati magneticamente è l'interazione fra il plasma stesso e le componenti del reattore ad esso aacciate. Da una parte infatti il plasma potrebbe venir contaminato dalle impurezze rilasciate o la parete può assoribire una ecessiva e pericolosa quantità di trizio radiattivo. Dall'altra il bombardamento di particelle e gli alti ussi termici che colpiscono le componenti del reattore potrebbero alterarne la struttura. Il lavoro da me svolto durante il dottorato e presentato in questa tesi si inserisce nell'ambito della ricerca sulla fusione nucleare. In particolare si è concentrato nello studio della regione di plasma più vicina alle superfici solide e la sua interazione con esse, sia da un punto di vista sperimentale che teorico. La maggior parte del lavoro è stato svolto presso il Consorzio RFX, dove opera RFX-mod che è l'esperimento in congurazione Reversed Field Pinch di maggiori dimensioni al mondo. Il Reversed Field Pinch (o RFP) è una delle tre principali congurazioni magnetiche utilizzate per connare il plasma, le altre due sono la già  citata tokamak e quella denominata stellarator. In particolare tutta la parte sperimentale della mia tesi è stata svolta su RFX-mod, dove ho partecipato a diverse sessioni sperimentali per poter ricoprire di un sottile lm di litio le componenti a contatto col plasma, che sono fatte di grate. La parte teorica si è concentrata nello studio di codici di trasporto che descrivono il plasma di bordo e nella loro applicazione per simulare lo Scrape O-Layer di tokamak sia in congurazione limiter che divertore. Poiché lo studio del plasma di bordo svolto durante questi tre anni è stato fatto sia dal punto di vista sperimentale che da quello teorico, si è trovato conveninte organizzare il presente scritto in due parti principali. La parte sperimentale verrà descritta nei capitoli 3, 4 e 5 mentre quella teorica nei capitoli 6, 7 e 8. Capitolo 1 contiene una breve introduzione alla fusione nucleare. Verrano brevemente presentati i principi sici e i tre esperimenti (RFX-mod, FTU, JET) su cui ho lavorato. C'è inoltre una breve descrizione di ITER, l'esperimento di nuova generazione. Capitolo 2 dà una visione d'insieme della sica coinvolta nello studio di plasmi che interagiscono con superci solide. Capitolo 3 presenta il lavoro svolto per dotare RFX-mod di un iniettore di pellet a temperatura ambiente per poter svolgere la litizzazione per mezzo di pellet di litio e per poter studiare il trasporto di impurezze. Assieme all'iniettore vengono anche presentati le diagnostiche e le tecniche utilizzate per misurare il tasso di ablazione e la traiettoria dei pellet una volta lanciati all'interno del plasma. nella seconda parte del capitolo c'è la descrione del codice di ablazione utilizzato per stabilire le caratteristiche richieste dei pellet a seconda dello scopo del loro utilizzo. Capitolo 4 è dedicato alla descrizione della litizzazione di RFX-mod. Nella prima parte sono presentate le campagne sperimentali svolte per ottimizzare la tecnica di litizzazione. Nella restante parte si presentano gli eetti della litizzazione sul plasma. Particolare attenzione viene prestata alla presenza dei tre eetti chiaramente osservati nella maggior parte degli esperimenti dove era già stata svolta: il piccaggio dei proli di densità, il miglioramento del tempo di connamento di particelle ed energia, la riduzione delle impurezze. Capitolo 5 presenta un diverso aspetto del controllo di densità. Le tecniche utilizzate su RFX-mod per fornire il plasma di particelle sono l'iniezione di pellet di idrogeno e l'immissione di gas. Le due tecniche vengono descritte e comparate in termini di ecenza e perturbazione del plasma. Vengono inoltre descritte le principali componenti dell'iniettore di pellet criogenici su cui ho lavorato e alcuni test svolti per ottimizzarne l'utilizzo in funzione degli esperimenti sul rifornimento di particelle e del normale utilizzo su RFX-mod. Capitolo 6 è dedicato alle simulazioni del plasma di bordo dell'esperimento JET, svolte con il codice di trasporto EDGE2D. Viene presentato uno studio del range di validità del codice, un confronto con le previsioni di un modello 0-dimensionale e lo studio dei diversi regimi che si possono ottenere nella regione del divertore al variare della densità e della temperatura nel plasma. Capitolo 7 descrive B2, un codice di trasporto al bordo, e il codice di neutri EIRENE che sono stati utilizzati per simulare il plasma di bordo di FTU. Vengono introdotte brevemente le equazioni di Braginskii che descrivono il trasporto al bordo e le semplicazioni fatte nel codice per risolverle. Il capitolo si conclude con la descrizione di come si congurino vari equilibri magnetici e le condizioni al contorno del plasma. Capitolo 8 presenta il lavoro svolto per preparare le simulazioni che descrivono il plasma di bordo di FTU. Vengono descritte le prime simulazioni fatte, il loro confronto con i risultati sperimentali e varie soluzioni per aumentare l'accordo tra i due. Capitolo 9 conclude la tesi con la discussione dei maggiori risultati ottenuti e le prospettive future.