Automated magnetic divertor design for optimal power exhaust

Blommaert, Maarten; Gauger, Nicolas Ralph; Reiter, Detlev; Frank, Martin; May, Georg

doi:1866-1793

Automated magnetic divertor design for optimal power exhaust = Automatisierter Entwurf magnetischer Divertor-Konfigurationen für die optimale Wärmeleistungsabfuhr

Blommaert, Maarten

2017

VerantwortlichkeitsangabeMaarten Blommaert

ImpressumJülich : Forschungszentrum Jülich GmbH, Zentralbibliothek, Verlag 2017

Umfangxxiv, 219 Seiten : Illustrationen, Diagramme

ISBN978-3-95806-216-0

ReiheSchriften des Forschungszentrums Jülich. Reihe Energie & Umwelt/ Energy & environment ; 365

Dissertation, RWTH Aachen University, 2016

Druckausgabe: 2017. - Onlineausgabe: 2017. - Auch veröffentlicht auf dem Publikationsserver der RWTH Aachen University

Genehmigende Fakultät
Fak01

Hauptberichter/Gutachter
Gauger, Nicolas Ralph (Thesis advisor) ; May, Georg (Thesis advisor)^RWTH* ; Frank, Martin (Thesis advisor)^RWTH* ; Reiter, Detlev (Thesis advisor)

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2016-12-21

Online
DOI: 10.18154/RWTH-2017-01916
URL: http://publications.rwth-aachen.de/record/684342/files/684342.pdf
URL: http://publications.rwth-aachen.de/record/684342/files/684342.pdf?subformat=pdfa

Einrichtungen

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
continuous adjoint method (frei) ; computational fluid dynamics (frei) ; plasma edge transport simulation (frei) ; free-boundary magnetic equilibrium (frei) ; globalized one-shot optimization (frei) ; PDE-constrained optimization (frei) ; magnetic confinement fusion (frei) ; divertor power exhaust (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 510

Kurzfassung
Der so genannte Divertor ist das übliche Abfuhrsystem für Teilchen und Leistung in einem Kernfusionsreaktor der Gattung Tokamak. Im Wesentlichen leitet die magnetische Konfiguration das Plasma zu einer bestimmten Divertor-Struktur um. Das Design dieses Divertors ist nach wie vor ein wichtiges zu lösendes Thema, um aus Tokamak Fusionsexperimenten kommerzielle Kraftwerken zu entwickeln. Der Schwerpunkt dieser Arbeit liegt auf einer bestimmten Designanforderung: Der Vermeidung übermäßiger Wärmelasten auf der Divertor-Struktur. Der Designprozess des Divertors wird durch Plasmarand-Transportcodes unterstützt, die den Plasma- und Neutralteilchentransport im Rand des Reaktors simulieren. Diese Codes sind rechnerisch extrem anspruchsvoll, vor allem aufgrund der komplexen Kollisionsprozesse zwischen Plasma- und Neutralteilchen, die zu starken Strahlungssenken und makroskopischer Wärmekonvektion in der Nähe der Gefäßwände führen. Eine Möglichkeit, die Wärmeabfuhr zu verbessern, ist durch Modifizierung des magnetischen Einschlusses, der den Plasmafluss regelt. In dieser Dissertation wird das automatisierte Design der magnetischen Konfiguration basierend auf adjungierten Optimierungsverfahren untersucht. Ein einfaches und schnelles Störungsmodell wird verwendet, um das Magnetfeld in dem Vakuumbehälter zu berechnen. Eine stabile Methode des verschachelten Typs zur Ermittlung des optimalen Designs wird ausgearbeitet, die mehrere nicht-lineare Designeinschränkungen und Codelimitierungen berücksichtigt. Mit entsprechenden Definitionen der Kostenfunktion ist in einem praktischen Designbeispiel die Wärme gleichmäßiger über die stark wärmebelasteten Wandkomponenten verteilt. Außerdem werden praktische teilweise adjungierte Sensitivitätsrechnungen vorgestellt, die eine Möglichkeit zu einem effizienten Optimierungsverfahren bieten. Die Ergebnisse sind für einen fiktiven JET (Joint European Torus) Fall ausgearbeitet. Die Wärmebelastung wird unter Verwendung einer Aufweitung des magnetischen Flusses hin zur Divertor-Struktur stark reduziert. Anschließend werden Mängel des Störungsmodells für die magnetische Feldberechnungen im Vergleich zu einer Gleichgewichtssimulation mit freien Rändern (FBE) (Free-Boundary Equilibrium) diskutiert. Diese Mängel in dem magnetischen Modell werden überwunden, indem eine Strategie ausgearbeitet wird, die einen vollständigen FBE Code in den Optimierungsansatz integriert. Unter Verwendung des vollständigen Modells werden Ergebnisse einer Anwendung auf den neuen WEST-Divertor (tungsten (W) Environment in Steady-state Tokamak) präsentiert. Abschließend werden One-Shot-Optimierungsverfahren für eine weitere Beschleunigung des Optimierungsansatz betrachtet. Statt Zustandsgleichungen und adjungierte Gleichungen in jeder Optimierungsiteration vollständig zu lösen wird beim One-Shot-Verfahren nur eine einzelne Iteration des Lösers für die Zustandsgleichung und adjungierte Gleichung pro Optimierungsiteration durchgeführt. Um die Kosten für Designanpassungen zu reduzieren wird eine Gitterdeformationsmethode für streng Fluss-ausgerichtete Gitter hergeleitet. Ausgehend von einer Literaturrecherche, wird eine neue One-Shot-Strategie erarbeitet, die den Globalisierungansatz der modernsten One-Shot-Verfahren besitzt, während gleichzeitig eine höhere Effizienz und praktische Verwendbarkeit gegeben ist. Bei einem unbeschränkten Testfall zeigt das neue Verfahren stabile Konvergenz.

The so-called divertor is the standard particle and power exhaust system of nuclear fusion tokamaks. In essence, the magnetic configuration hereby `diverts' the plasma to a specific divertor structure. The design of this divertor is still a key issue to be resolved to evolve from experimental fusion tokamaks to commercial power plants. The focus of this dissertation is on one particular design requirement: avoiding excessive heat loads on the divertor structure. The divertor design process is assisted by plasma edge transport codes that simulate the plasma and neutral particle transport in the edge of the reactor. These codes are computationally extremely demanding, not in the least due to the complex collisional processes between plasma and neutrals that lead to strong radiation sinks and macroscopic heat convection near the vessel walls. One way of improving the heat exhaust is by modifying the magnetic confinement that governs the plasma flow. In this dissertation, automated design of the magnetic configuration is pursued using adjoint based optimization methods. A simple and fast perturbation model is used to compute the magnetic field in the vacuum vessel. A stable optimal design method of the nested type is then elaborated that strictly accounts for several nonlinear design constraints and code limitations. Using appropriate cost function definitions, the heat is spread more uniformly over the high-heat load plasma-facing components in a practical design example. Furthermore, practical in-parts adjoint sensitivity calculations are presented that provide a way to an efficient optimization procedure. Results are elaborated for a fictituous JET (Joint European Torus) case. The heat load is strongly reduced by exploiting an expansion of the magnetic flux towards the solid divertor structure. Subsequently, shortcomings of the perturbation model for magnetic field calculations are discussed in comparison to a free boundary equilibrium (FBE) simulation. These flaws in the magnetic model are then overcome by elaborating a strategy to include the full FBE code into the optimal design approach. Using the full model, results are then presented in application to the novel WEST (tungsten (W) Environment in Steady-state Tokamak) divertor. Finally, one-shot optimization methods are considered for further acceleration of the optimal design procedure. Instead of fully solving state and adjoint equations in each optimization iteration, one-shot methods perform only a single iteration of state and adjoint solver in each optimization iteration. To reduce the cost of design updates, a grid deformation method is derived for strictly flux-aligned grids. Starting from a literature review, a novel one-shot strategy is then elaborated that features the globalization approach of state-of-the-art one-shot methods while yielding increased efficiency and practical usability. On an unconstrained test case, the novel method shows stable convergence.

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