Atomistic simulations of plasma-material interactions in fusion reactors

Show full item record

Permalink

http://urn.fi/URN:ISBN:978-951-51-4106-4
Title: Atomistic simulations of plasma-material interactions in fusion reactors
Author: Safi, Elnaz
Contributor: University of Helsinki, Faculty of Science, Department of Physics
Thesis level: Doctoral dissertation (article-based)
Abstract: With increasing demand for the energy in last decades, replacing scarce fossil fuels with new energy resources is inevitable. Currently, there is no clear alternative to the old and regular energy production methods for a clean future. However, nuclear fusion power may offer practical, power-plant-scale energy production with an unlimited fuel supply. A major challenge to overcome in the fusion reaction is to produce more energy than it consumes under extremely harsh operating conditions. In the last few decades, a wide range of studies have been carried out to investigate fusion performance and fusion reactor designs. ITER will be the first experimental tokamak-like nuclear fusion reactor to produce net energy, based on deuterium–tritium plasma. Due to the ITER design and operation requirements, extreme conditions are expected for plasma-facing components, such as very large thermal loads, temperature and particle fluxes. Therefore, selecting appropriate materials for different components of the device is critical and highly demanding. The main candidates for the first wall materials in future fusion reactor, ITER are tungsten for the divertor plates and beryllium for the main wall. Moreover, special low-activation ferritic steels are developed for being used as structural materials in blanket modules. In addition, various steels containing of iron and carbon are being considered for the main wall of the DEMO. The plasma cannot be confined infinitely and to control the contact between the escaped plasma and the wall, the area of interaction is restricted to divertor or limiter structures, leading to erosion of them. This phenomenon can become a show stopper by limiting the lifetime of wall materials. Therefore, characterizing the erosion behavior and morphology changes of these components and understanding the underlying mechanism are essential toward predicting and ultimately controlling the adverse effects of plasma surface interactions. Experiments in the different tokamaks and linear plasma devices, as well as those using ion beams are dedicated to study plasma surface interactions. However, experiments show a complex outcome and provide insufficient information to understand the underlying mechanism if the physics is poorly understood. In addition to experiments, computer simulations to study plasma surface interaction have also contributed to a better understanding of future fusion reactors and characterization of this mechanism in a wide range of time and length scales. In this dissertation, the plasma wall interactions such as erosion and ion reflection for the firstwall materials of future fusion reactors have been studied by different computational methods. The interactions of different materials with plasma and impurity particles were modelled. The work was mainly based on molecular dynamics (MD) simulations and an Object Kinetic Monte Carlo (OKMC) algorithm to extend earlier results to a longer time and length scales and thereby enables direct comparison with performed experiments. First, deuterium irradiation on pure Fe, Fe with 1% C impurity and Fe 3 C, under different irradiation energies and substrate temperatures was modelled. Furthermore, a MD study to investigate the effect of plasma impurities D, Ar and Ne on the erosion and surface structure of W and Be was carried out for different fractions of Ar and Ne. Furthermore, the effect of reactor-relevant parameters on Be erosion behaviour and surface changes have been investigated using MD and subsequently a multi-scale approach (KMC- MD).Energian lisääntyvä kysyntä viime vuosikymmeninä on väistämätöntä vähentää niukkoja fossiilisia polttoaineita uusilla energiaresursseilla. Tällä hetkellä ei ole selkeää vaihtoehtoa puhtaiden tulevaisuuden vanhojen ja säännöllisten energiantuotantomenetelmien kannalta. Kuitenkin ydinfuusioteho voi tarjota käytännöllistä, voimalaitosten energiatehokkuutta ja rajoittamatonta polttoainevarastoa. Suuri haaste voittamaan fuusioreaktiossa on tuottaa enemmän energiaa kuin kuluttaa äärimmäisen vaikeissa käyttöolosuhteissa. Viime vuosikymmeninä on suoritettu laaja valikoima tutkimuksia fuusio- ja fuusioreaktoreiden tutkimiseksi. ITER on ensimmäinen kokeellinen tokamak-kaltainen ydinfuusioreaktori, joka tuottaa nettoenergian, joka perustuu deuterium-tritium-plasmaan. ITERin suunnittelu- ja käyttövaatimusten vuoksi odotetaan äärimmäisiä olosuhteita plasmapinnoittaville komponenteille, kuten erittäin suurille lämpökuormituksille, lämpötiloille ja hiukkasvirtauksille. Sen vuoksi sopivan materiaalin valitseminen laitteen eri osiin on kriittinen ja erittäin vaativa. Tulevan fuusioreaktorin, ITERin, ensimmäisen seinämateriaalin tärkeimmät ehdokkaat ovat volframia pääseinämän taustalevyille ja berylliumille. Lisäksi kehitetään erityisiä alhaisen aktivoinnin omaavia ferriittisiä teräksiä, joita käytetään rakenteellisina materiaalina peitemoduulissa. Lisäksi DEMO: n pääseinässä harkitaan erilaisia ​​teräksisiä rautaa ja hiiltä sisältäviä teräksiä. Plasmaa ei voida rajata äärettömän rajoitetusti ja kontrolloida karkaistun plasman ja seinän välistä kosketusta, vuorovaikutusalue rajoitetaan hajautus- tai rajoittimen rakenteisiin, mikä johtaa niiden eroosioon. Tämä ilmiö voi tulla näyttäytymään rajoittamalla seinäaineiden käyttöikää. Siksi näiden komponenttien eroosiokäyttäytymisen ja morfologian muutosten karakterisointi ja taustalla olevan mekanismin ymmärtäminen ovat välttämättömiä plasman pinnan vuorovaikutusten ennustamisen ja lopulta torjumiseksi. Kokeita erilaisissa tokamaakseissa ja lineaarisissa plasmasuihkulaitteissa sekä ionisäteitä käyttävissä kiteissä on sitoutunut tutkimaan plasman pinnan vuorovaikutuksia. Kokeet osoittavat kuitenkin monimutkaisia ​​tuloksia ja tarjoavat riittämättömät tiedot ymmärtämään taustalla olevaa mekanismia, jos fysiikka on huonosti ymmärretty. Kokeiden lisäksi tietokoneiden simulaatiot plasman pinnan vuorovaikutuksen tutkimiseksi ovat osaltaan lisänneet tulevien fuusioreaktorien ymmärrystä ja tämän mekanismin karakterisointia monissa aikapituus- ja pituusasteissa. Tässä väitöskirjassa on tutkittu plasman seinän vuorovaikutuksia, kuten tulevien fuusioreaktorien ensimmäisen seinämateriaalin eroosiota ja ionin heijastusta erilaisilla laskennallisilla menetelmillä. Eri materiaalien vuorovaikutukset plasman ja epäpuhtauspartikkeleiden kanssa mallinnettiin. Työssä keskityttiin pääasiassa molekyylidynamiikan (MD) simulaatioiden ja Object Kinetic Monte Carlo (OKMC) -algoritmien avulla aikaisempiin tuloksiin pitemmän ajan ja pituuden mittakaavaksi ja siten suoran vertailun suoritetuista kokeista. Ensinnäkin mallinnettiin deuterium säteilytys puhtaalla Fe: llä, Fe: llä 1% C: n epäpuhtaudella ja Fe 3 C: lla eri säteilytysenergioilla ja substraattilämpötiloilla. Lisäksi Ar: n ja Ne: n eri fraktioille suoritettiin MD-tutkimus plasman epäpuhtauksien D, Ar ja Ne vaikutuksen selvittämiseksi W: n ja Be: n eroosion ja pintarakenteen suhteen. Lisäksi reaktoriin liittyvien parametrien vaikutus BE: n eroosionkäyttäytymiseen ja pinnan muutoksiin on tutkittu käyttäen MD: tä ja sen jälkeen monimuotoista lähestymistapaa (KMC-MD).
URI: URN:ISBN:978-951-51-4106-4
http://hdl.handle.net/10138/232566
Date: 2018-03-03
Subject:
Rights: This publication is copyrighted. You may download, display and print it for Your own personal use. Commercial use is prohibited.


Files in this item

Total number of downloads: Loading...

Files Size Format View
Atomisti.pdf 6.810Mb PDF View/Open

This item appears in the following Collection(s)

Show full item record