Nuclear fusion is considered to be a clean and sustainable source for energy production for the future. A tokamak is a promising device for achieving nuclear fusion. In a tokamak, toroidal and poloidal magnetic fields are created by external coils and a plasma current, which confines hot fusion plasmas. The high-confinement mode (H-mode), which is characterized by a particle and energy transport barrier in the plasma edge, is the baseline operation scenario of future tokamaks due to its high plasma temperature and energy confinement. However, the H-mode has its characteristic magnetohydrodynamic (MHD) instabilities called edge localized modes (ELMs) due to the high-pressure gradient at the edge transport barrier. ELM periodically ejects large heat and particle fluxes toward the inner wall of a tokamak and can cause significant damage to plasma facing components (PFCs). For ITER, the heat flux by large ELMs is expected to be above the tolerable range of the tungsten divertor. Therefore, various methods for mitigating or completely suppressing large ELMs have been widely studied in many tokamaks. Recently, it has been reported that divertor gas impurity seeding can significantly mitigate or suppress ELMs. Divertor gas impurity seeding is considered to be the primary technique for the mitigation of excessive heat loads on PFCs.
In this study, the results of ELM mitigation and suppression by krypton (Kr) gas seeding are presented. Kr gas was seeded with various levels into KSTAR H-mode plasma. For mid-level Kr seeding, ELM was briefly suppressed, and the ELM mitigation phase followed, yet there was no change for low-level Kr seeding. For high-level Kr seeding, the shorter ELM suppression phase appeared, which was followed by H-L back transition. Using the two-dimensional (2D) radiation images reconstructed from an infrared imaging video bolometer, the distributions of Kr ion density were calculated, and core Kr concentrations in ELM mitigation and suppression phases were also presented. The changes in edge instability growth rate and eigenmode structures during Kr seeding were analyzed using the edge MHD stability code. For the ELM mitigation case, there was no significant change in the edge stability diagram, which suggests that ELM mitigation is due to changes in pedestal shape rather than the ELM type. For a high Kr level, the heating power was reduced by the excessively high center emission light, and the H-L back transition occurred. On the other hand, the ELM mitigation phase was sustained until the end of discharge after Kr outflow in the mid-level seeding shot, which shows there is an appropriate amount of Kr to significantly mitigate ELM while maintaining plasma performance. High-level Kr seeding with on-axis electron cyclotron heating (ECH) shows an extended ELM suppression phase while plasma performances are maintained at a similar level. This suggests that the total Kr amount and Kr distribution both affect ELM suppression.
In addition to ensuring ELM mitigation and suppression, it was also observed in KSTAR that Kr seeding can create an internal transport barrier (ITB). ITB is characterized by an energy transport barrier inside the plasma bulk rather than the edge pedestal. ITB is regarded as one of the advanced scenarios for future fusion devices, as it can greatly enhance core plasma temperature and, consequently, the fusion reaction rates. However, its formation and maintenance conditions still remain unclear. Therefore, Kr-induced ITB formation in this study is encouraging results, in that impurity injection can be another recipe for ITB formation and core confinement enhancement. In this study, strong core peaking of toroidal rotation, ion, and electron temperature was observed after Kr seeding. Ion and electron heat diffusivity profiles after Kr seeding suggest the suppression of a turbulent energy transport. Using Kr density profiles calculated from radiation, Kr behavior during ITB formation is also discussed. For understanding the role of Kr in ITB formation, further studies including gyrokinetic simulation and Kr transport analysis are planned.
핵융합은 친환경적이고 지속가능한 에너지 생산의 원천으로 주목받고 있으며, 이를 실현시키기 위한 유력한 기술로 토카막이 활발히 연구되고 있다. 토카막은 외부 코일 및 플라즈마 전류로 토로이달 및 폴로이달 방향의 자기장을 생성하여 고온의 핵융합 플라즈마를 가두는 방식이다. H 모드 (High-confinement mode, H-mode) 플라즈마에서는 플라즈마 경계 근처에서 입자 및 에너지 수송 장벽이 생성되어 높은 플라즈마 온도 및 에너지 감금이 유지된다. H 모드는 미래 토카막의 기본 운전 시나리오로 여겨지고 있으나, 플라즈마 경계의 압력차로 인하여 언저리 국소 모드(Edge Localized Mode, ELM)라는 자기유체역학적 불안정성이 발생하는 문제를 갖고 있다. ELM은 토카막 내벽으로 높은 입자 및 열속을 주기적으로 방출하는데, 이는 플라즈마 대면재 (Plasma Facing Component, PFC)에 심각한 손상을 초래할 수 있다. 차세대핵융합실험로 ITER의 경우, 큰 ELM이 발생할 경우 텅스텐 디버터의 허용 내구도를 넘어서는 열속이 발생할 것으로 예측된다. 따라서 현존하는 여러 토카막에서 ELM을 완화시키거나, 또는 완전히 억제하기 위한 다양한 방법들이 연구되고 있다. 최근에는 디버터 기체 불순물 주입이 ELM에 의한 에너지 방출을 현저히 완화시키거나 ELM을 완전히 억제하는 사례가 보고되었다. 디버터 기체 불순물 주입은 플라즈마 대면재에 가해지는 열속을 줄일 수 있는 유력한 기술로 주목받고 있다.
이 연구는 KSTAR에서 크립톤 기체 주입에 의한 ELM 완화 및 억제 실험 결과를 다루고 있다. KSTAR H모드 플라즈마에서 다양한 수준의 크립톤 주입이 수행되었다. 낮은 수준의 크립톤 주입량에서는 플라즈마 및 ELM에 의미있는 변화가 일어나지 않았다. 중간 수준 크립톤 주입의 경우 ELM이 잠시 억제된 이후 완화된 ELM이 나타나게 된다. 크립톤 주입량이 높을 경우, ELM 억제 기간이 중간 주입량에 비해 짧아졌으며, H-L 역전이가 발생했다. 적외선 영상 비디오 볼로미터(InfraRed imaging Video Bolometer, IRVB)를 이용하여 2차원 플라즈마 방출광 분포가 재구성하였다. 방출광 분포에서 Kr 이온 밀도의 분포를 계산하고, ELM 완화 및 억제 단계에서의 중심 Kr 농도를 제시하였다. 경계 MHD 안정성 분석 코드를 사용하여, 크립톤 주입 시 경계 불안정성과 고유 모드 변화를 분석하였다. 중간 수준 크립톤 주입량의 ELM이 완화됐을 때, 경계 안정성 도표에서 중요한 변화가 나타나지 않았는데, 이는 ELM 완화가 ELM 유형 변화에 의한 것이 아닌 pedestal 모양 변화에 의한 것임을 시사한다. 높은 주입량에서는 과도한 노심 방출광에 의하여 가열 파워가 감소되어 H-L 역전이 현상이 발생한다. 반면에 중간 주입량에서 ELM 완화 단계가 플라즈마 종료 시점까지 지속되었으며, 이는 플라즈마 성능을 유지하면서 ELM을 현저히 완화시키는 적정한 크립톤 주입량이 있음을 보여준다. 또한 높은 크립톤 주입량에서 전자 사이클로트론 가열(Electron Cyclotron Heating, ECH)이 더해진 경우, ELM 억제 기간이 ECH가 없을 때에 비하여 현저히 증가하였다. 이는 총 크립톤 주입량뿐만 아니라 플라즈마 내부 크립톤 분포와 ELM의 관계를 연구할 필요성이 있음을 시사한다.
ELM 완화 및 억제뿐만 아니라, 크립톤 주입에 의해 내부수송장벽(Internal Transport Barrier, ITB)이 생성되는 것이 관찰되었다. H 모드에서는 플라즈마 경계 근처에 수송장벽이 생기는 반면, ITB는 플라즈마 안쪽에 입자 및 에너지 수송 장벽이 생기는 현상을 말한다. ITB는 플라즈마 중심 온도를 크게 향상시킬 수 있고, 결과적으로 융합 반응 속도를 향상시킬 수 있으므로, 미래 핵융합 장치의 고급 운전 시나리오 중 하나로 주목받고 있다. ITB의 형성 및 유지 조건은 아직도 명확하게 정리되지 않았는데, 이 연구는 디버터 크립톤 주입 역시 ITB 생성을 위한 또 다른 방법이 될 수 있음을 보여준다. 크립톤 주입 이후 플라즈마 중심부의 토로이달 회전 속도, 이온 및 전자 온도의 급격한 상승이 관찰되었다. 크립톤 주입 이후 이온 및 전자 열 확산계수 분포가 신고전적인 값으로 떨어졌는데, 이는 난류 에너지 수송이 억제되었음을 보여준다. 볼로미터 재구성 결과를 통해, ITB 생성 전후 크립톤 이온 밀도 분포에 확연한 변화를 관찰할 수 있었다. ITB 형성 시 크립톤의 역할을 이해하기 위하여, 자이로키네틱 (Gyrokinetic) 전산모사 및 크립톤 수송 분석을 포함한 추가 연구가 진행 중이다.
