Integrated modelling of fusion plasma discharges with application to the JT-60SA tokamak

Un deficit energetico mondiale è previsto entro i prossimi decenni. Il potenziale della fonte di energia nucleare per contribuire alla decarbonizzazione del settore energetico è significativo. Per dare un contributo rilevante in tutto il mondo, la fusione dovrebbe mirare a generare in media 1TW di elettricità rispetto una domanda predetta di 10TW. Pertanto, almeno alcune centinaia di centrali nucleari devono essere costruite nel corso del 22° secolo. L'approccio pragmatico all'energia di fusione si basa su una dimostrazione realistica che la fusione è in grado di produrre elettricità. Per raggiungere l'obiettivo, il progetto ITER è il passo fondamentale verso la produzione di energia e DEMO è il singolo step tra ITER e la progettazione di centrali elettriche commerciali a fusione. ITER sarà il primo dispositivo di confinamento magnetico a produrre un surplus netto di energia di fusione. È progettato per generare una potenza di fusione di 500 MW e un guadagno di fusione di 10 (poiché la potenza iniettata sarà di 50 MW). Per mitigare il rischio di fallimento di ITER, JT-60SA è stato progettato per soddisfare tutte le esigenze di ricerca centrali di ITER e per studiare i possibili scenari di DEMO. Per fare ciò, tre scenari principali (corrispondenti ai tre scenari di ITER) saranno testati durante le fasi operative. Una volta che i parametri di tutti gli scenari saranno stati decisi, i modelli teorici e i codici di simulazione dovranno essere convalidati al fine di stabilire una base solida per gli scenari sperimentali. Lo scopo di questo studio è ottimizzare alcuni degli scenari di JT-60SA. Ciò significa che i valore dei principali parametri stabiliti per ogni scenario, una scarica di plasma di 100 s e il rispetto dei limiti delle correnti dei magneti vengono raggiunti contemporaneamente. La modellizzazione integrata per la scarica del plasma è un aspetto essenziale per la realizzazione di un reattore a fusione nucleare, in particolare per il programma ITER. Pertanto, per la prima volta, al fine di riprodurre un’intera simulazione di scarica di tokamak, un codice veloce di modellazione integrata per la progettazione di scenari (METIS) è accoppiato con un codice quasi-statico di equilibrio magnetico a frontiera libera (FEEQS). Il primo codice è in grado di calcolare per ogni passo temporale il profilo di equilibrio del plasma, la densità di corrente e la pressione del plasma. Questi dati in uscita sono passati al secondo codice, che fornisce le migliori correnti nei magneti per raggiungere una data forma del plasma. In questa tesi, l'intero processo di ottimizzazione eseguito viene descritto. Questo include: una spiegazione di tutti i codici necessari per l'ottimizzazione; la validazione del codice FEEQS utilizzato in modalità magnetostatica inversa; i risultati ottenuti eseguendo per la prima volta i codici accoppiati; la validazione del codice FEEQS utilizzato in modalità Poynting inversa; i risultati ottenuti usando i due codici al fine di ottimizzare gli scenari di JT-60SA. L'analisi è importante non solo per garantire una scarica ben controllata ed evitare disrupzioni e danni alla macchina, ma anche per trovare i punti più difficili dei futuri scenari sperimentali.