Experiments and modelling of active control of MHD instabilities

Il plasma, in un esperimento di fusione termonucleare controllata, è un sistema complesso e non lineare, la cui dinamica è il risultato di una interazione di multiple instabilità magnetoidrodinamiche (MHD) che coesistono. Il principale scopo di questo lavoro di Tesi mira a sviluppare la comprensione del controllo attivo di queste instabilità, tematica di principale interesse nella ricerca della fusione controllata. La possibilità di produrre un plasma vicino ai limiti che possono indurre delle instabilità in maniera sicura, o spingersi oltre i confini di tali regimi che sono instabili senza controllo attivo, ha un doppio vantaggio: permette infatti non solo di estendere i limiti operazionali dei possibili scenari e le relative performance - ne sono esempi i regimi ad alte pressione o alta corrente di plasma - ma anche di esplorare nuova fisica, che non potrebbe essere altrimenti indagata. I principi fondamentali della fusione termonucleare e una breve introduzione della fisica delle instabilità MHD - ovvero i modi tearing (TM), i modi resistivi in presenza di conduttore passivo (RWM) e i denti di sega . analizzati in questa Tesi verranno presentati nel Capitolo 1. Una caratteristica distintiva di questo lavoro è l'approccio interdisciplinare nello studio del controllo delle instabilità MHD. Ciò ha richiesto approfondimenti sia di carattere fisico che ingegneristico. Questo approccio è necessario per i controlli MHD avanzati, dal momento che il progresso scientifico va di pari passo con quello tecnologico e viceversa. Questo lavoro di Tesi è stato condotto in tre esperimenti a fusione, caratterizzati dalla presenza di un sistema di controllo MHD avanzato, basato su bobine non assial-simmetriche, riscaldamenti ad onde e generazione di corrente di plasma. La Tesi è stata focalizzata inizialmente sull'esperimento RFX-mod situato presso il Consorzio RFX di Padova in Italia. Successivamente il lavoro è stato esteso ad esperimenti Tokamak più grandi, ovvero DIII-D presso la General Atomics, a San Diego, USA e ASDEX Upgrade presso il Max-Planck- Institute für Plasmaphysik in Garching, Germania. Tali esperimenti verranno descritti nel Capitolo 2. RFX-mod si distingue dagli altri esperimenti sopra citati per la sua flessibilità: nonostante fosse stato originariamente progettato con una configurazione a campo magnetico rovesciato (RFP), può operare anche in configurazione Tokamak sia a forma circolare che a D. La stabilità MHD in entrambe le configurazioni magnetiche è assicurata dalla presenza di un sistema di controllo MHD d'avanguardia, basato su un un gran numero di bobine alimentate in maniera indipendente e da un controllo digitale in tempo reale, le cui recenti modifiche hanno consentito di sviluppare e testare algoritmi di controllo più complessi. Il Capitolo 3 descrive in quale modo il sistema di controllo MHD di RFX-mod è stato integrato nell'infrastruttura real-time MARTe, quale sia stato il suo utilizzo e l'implementazione di nuove strategie di controllo. Quanto descritto è stato oggetto di questo lavoro di Tesi. Scopo principale è stato quello di sviluppare strategie di controllo per le instabilità RWM che usano nuovi sensori e algoritmi. Queste nuove alternative sono state testate su scenari interessanti con q(a) minore di 2. In questi scenari un modo RWM destabilizzato da gradienti di corrente compare con alta riproducibilità e cresce inducendo una disruzione se non viene controllato in maniera opportuna. Questo regime ha offerto un banco di prova eccellente per testare e confrontare nuovi schemi di controllo per l'RWM riutilizzabili in altri scenari Tokamak, ad esempio ad alto beta. I principali risultati sperimentali ottenuti durante la Tesi saranno presentati nella seconda e terza parte del lavoro. La prima parte - intitolata "Campi magnetici 3D per il controllo della dinamica MHD in plasmi di tipo Tokamak" - studia l'interazione tra questi campi e la dinamica di plasma e come questa possa essere sfruttata per il controllo della sua stabilità. In un esperimento di fusione, i campi 3D possono avere una doppia natura: possono essere associati a piccole non-assialsimmetrie chiamate campi errori (EFs) dovuti a vari ed inevitabili tipi di imperfezioni nella superficie esterna al plasma, o possono essere intenzionalmente applicati tramite l'utilizzo di bobine esterne non-assialsimmetriche. Il ruolo degli EFs nella stabilità degli RWM indotti da gradienti di corrente è stato studiato in plasmi Ohmici in RFX-mod con q(a) < 2. Gli EFs in RFX-mod sono stati inizialmente misurati con la tecnica chiamata compass scan e poi corretti, come verrà illustrato nel Capitolo 4 e nel Capitolo 5. Nel regime a basso q(a), il modo RWM risulta linearmente instabile, a differenza degli scenari ad alto beta studiati in precedenza, ove gli RWMs sono di solito stabilizzati da importanti effetti cinetici. La crescita del modo non può infatti essere evitata semplicemente rimuovendo gli EFs con la tecnica chiamata Dynamic Error Field Correction (DEFC). vi La necessità di un controllo attivo in feedback per garantire la stabilizzazione dell'RWM nei plasmi di tipo Tokamak con q(a) < 2 ha motivato lo sviluppo di nuovi algoritmi di controllo. Il loro principale scopo è quello di generare delle correnti nelle bobine non-assialsimmentriche, inducendo campi magnetici 3D che evitano la crescita di questa instabilità. In RFX-mod, la stabilizzazione dell'RWM è stata ottenuta con successo utilizzando sia i sensori di campo magnetico radiale che poloidale. Gli esperimenti eseguiti durante questa Tesi hanno fatto emergere il ruolo cruciale dell'aliasing delle sidebands nelle misure di campo magnetico radiale generate dalle bobine attive. La loro rimozione ha consentito ai sensori di campo magnetico radiale di competere con quelli poloidali, i quali erano precedentemente considerati più efficaci e molto più usati nei Tomamak per il controllo RWM. Questo risultato contribuisce al dibattito scientifico su quale sia la scelta ottimale dei sensori per il controllo in feedback degli RWM. L'ambiente ostile dei futuri reattori a fusione probabilmente non consentirà di installare sensori di campo magnetico poloidale nella camera da vuoto, dunque quelli radiali, che comunque possono essere posizionati al di fuori di essa, possono fornire un'alternativa valida e fattibile. Gli esperimenti fatti a RFX-mod in cui è stata testata la performance degli schemi di controllo verranno presentati nel Capitolo 6. Inoltre, i campi magnetici 3D esterni sono stati utilizzati in RFX-mod in plasmi Tokamak a basso fattore di sicurezza per studiare la loro interazione con l'attività MHD nel centro del plasma e in particolare con l'instabilità a dente di sega. In questi esperimenti, che verranno discussi nel Capitolo 7, i campi 3D causano una riduzione sia dell'ampiezza che del periodo del dente di sega, inducendo un effetto di mitigazione di questa instabilità. In RFX-mod, i denti di sega vengono mitigati e sono sostituiti da una equilibrio stazionario con elicità m = 1, n = 1 senza rischio di disruzione. La rotazione toroidale è significativamente ridotta in questi plasmi. Dunque la mitigazione del dente di sega in questi esperimenti è il risultato di un effetto combinato dovuto alla deformazione elicoidale nel centro del plasma e alla riduzione della rotazione. Questi risultati sono qualitativamente ben riprodotti da simulazioni MHD non lineari fatte con il codice PIXIE3D. I risultati ottenuti ad RFX-mod hanno motivato esperimenti simili nel Tokamak DIII-D in plasmi in modo L, in configurazione divertore e con basso q95. Questi esperimenti, illustrati nel Capitolo 8, hanno riprodotto la mitigazione dei denti di sega con la tecnica sviluppata ad RFX-mod. A DIII-D questo effetto è correlato con un aumento evidente della risposta di plasma per la componente n = 1, che indica un accoppiamento con il kink esterno n = 1, marginalmente stabile, così vii come predetto dal codice ad MHD lineare IPEC. Una significativa decelerazione della rotazione di plasma nel centro è stata inoltre osservata a DIII-D. Calcoli numerici della Neoclassical Toroidal Viscosity (NTV) eseguiti con il codice PENT hanno identificato questa sorgente di momento come possibile responsabile di tale evidenza. Nel futuro, i reattori a fusione proporranno sfide sia in campo scientifico che tecnologico per il controllo del plasma e ciò probabilmente richiederà un approccio integrato e modellizzato. L'alta performance di questi esperimenti a fusione può essere infatti garantita se un controllo accurato di profili interni sarà ben coordinato con il controllo attivo di instabilità MHD usando molteplici attuatori, in modo tale da diagnosticare in tempo le disruzioni ed evitarle con azioni preventive. La seconda parte di questo lavoro - "Controllo attivo basato su modello di instabilità a dente di sega" - descrive il contributo di questa Tesi a questo approccio integrato ed innovativo. Il Capitolo 9 descriverà il codice Rapid Plasma Transport simulatOR (RAPTOR), un algoritmo che consente la ricostruzione in tempo reale dello stato di plasma usando misure combinate di diagnostiche e un modello semplificato di trasporto nel plasma. Questo codice è stato recentemente inserito nel sistema di controllo di ASDEX-Upgrade, dove produce in tempo reale l'evoluzione di molteplici profili di plasma - come ad esempio il fattore di sicurezza o la temperatura elettronica - importanti per monitorare e controllare la dinamica del plasma, e in particolare instabilità quali i denti di sega e Neoclassical Tearing Modes (NTMs). Durante questo lavoro di Tesi, le potenzialità di RAPTOR sono state estese con l'integrazione di un nuovo modulo che, utilizzando il modello di Porcelli per i denti di sega, riproduce gli effetti di questa instabilità nella ricostruzione dello stato di plasma e in particolare nei profili. Le simulazioni di alcuni plasmi di ASDEX Upgrade mostrano che il nuovo modello è capace di predire in tempo reale il periodo medio dei denti di sega e l'effetto del suo crash sui profili interni, come per esempio sul fattore di sicurezza. Grazie a questo nuovo modulo, RAPTOR può essere ora usato per progettare e controllare esperimenti di sawtooth locking o pacing, usando l'Electron Cyclotron Resonance Heating (ECRH), ma può anche essere usato per migliorare il controllo diretto degli NTM con Electron Cyclotron Current Drive (ECCD) grazie ad una migliore stima del profilo del fattore di sicurezza. Tali risultati verranno presentati nel Capitolo 10. L'approccio interdisciplinare adottato in questa Tesi ha consentito di acquisire competenze sia in ambito fisico che ingegneristico ed ha approfondito la fisica e il controllo delle instabilità MHD in diversi esperimenti di fusione. Lo studio iniziale sull'integrazione di diverse strategie di controllo, che coordina sia la fisica 3D, come per esempio l'effetto dei denti di sega, che gli aspetti legati al controllo dei profili, è stato descritto in questo lavoro, ma certamente necessiterà di ulteriori approfondimenti nei prossimi anni. Ciò dovrebbe consentire di unificare in un unico controllo integrato in tempo reale diversi attuatori attualmente utilizzati separatamente. I risultati rilevanti di questo lavoro con i possibili futuri sviluppi saranno riassunti nel Capitolo Conclusioni e sviluppi futuri.