Future fusion device producing high particle and energy fluxes toward the plasma wall will need high-Z plasma facing components (PFCs) to avoid unintended impurity penetration into the plasma through plasma-wall interaction, which might degrade the plasma confinement. Owing to a relatively low sputtering yield and erosion rate as well as a high melting point and a low retention of hydrogen isotopes, tungsten (W, atomic number 74) is considered to be a promising wall material, which is currently determined to be employed in the divertor of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). However, high-Z elements like W can lead to severe detrimental effects on tokamak operation once they accumulate inside the plasma, thereby resulting in high radiation cooling. Therefore, it is essential issue to study the behavior of tungsten impurity in plasmas and relevant researches are actively underway for several fusion devices. In this dissertation, the analysis of the trace tungsten impurities demonstrated through experimental observations in two tokamaks, one being an externally injected tungsten impurity in the Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) and the other being an intrinsic tungsten impurity in the Tungsten Environment in Steady-state Tokamak (WEST) in France. The aim of the study is to monitor the tungsten ions in fusion plasma, to deduce their densities from a forward model and reconstruction method, and to understand transport phenomena. These are achieved by developing a particle injection system and a space-resolved extreme ultraviolet (EUV) spectrometer followed by the development of an empirical model of the tungsten transport and a new tomographic algorithm for diagnostics with a limited viewing angle. In this study, firstly, the W impurity is injected into the fusion plasma either by using an external injection system or intentionally striking the W target inside the vessel. Accordingly, experiments are conducted both in KSTAR with a developed gun-type particle injector after the performance tests and in WEST with its tungsten wall. The injector used is made of SUS-316 (stainless steel) and equipped with a piezoelectric motor covered by graphite. These features enable effective operation close to the plasma.The charge states of W27+ to W45+ that exist in the core region of a typical fusion plasma of several keV of electron temperature emit radiations of a few nanometers in wavelength in the EUV range. The second step of this study was to observe the existing W ions and to track the distribution of each charge state over the plasma. Therefore, a diagnostic tool for monitoring the W impurities requires spectroscopic feature including the spatial and temporal information of the emissions, for developing a compact advanced EUV spectrometer system for requirement satisfaction. The main difference of the system from other imaging spectrometers is the separated entrance and the space-resolved slits on both sides of the grating to achieve a wide field of view (FoV) and to become a relatively small chamber to permit portability. In addition, an improved back-illuminated charge-coupled device (BI-CCD) detector is adopted for good spatiotemporal resolution. The spectrometer was compatible at KSTAR and WEST. The one for KSTAR has been operated since 2016 and the one for WEST was installed in 2019.When spatially resolved W spectra are obtained, further physical interpretation is essential. The existing impurity transport codes are usually a one-dimensional (flux-averaged) models that are utilized to analyze the behavior of the impurities. To support the obtained space-resolved spectra, however, development of a spectral model that allows (weighted) two-dimensional (2D) calculation in the W transport study. A new simulation code aims at finding appropriate diffusion and convection coefficients along with the time evolution of the distributed W concentration on the poloidal cross-section of the tokamak and its fractional ion abundance by comparing it with the space-resolved spectroscopic data. The code solves the poloidally averaged continuity equation similar to the aforementioned impurity codes. Further, it also solves an additional equation on centrifugal force (CF) of the impurity in rotating plasma that generally gives poloidally asymmetric density distribution. Therefore, a 2D weighted density profile of the impurity can be obtained with flux-surface averaged transport coefficients minimizing the chi-square (χ^2) value by comparing with the measured brightness of the line emission integrated along the viewing chords of the spectrometer.Contrary to the fact that a forward model requires several assumptions and free parameters, an inversion method serves to be a good candidate for finding the density profile of an impurity species as it aims at solving only an inversion problem. To make a concrete ground for the tungsten transport, a new tomography code was developed that could be utilized for space-resolved spectrometers such as the ones at KSTAR and WEST and another one at ITER that have limited field of views. Performance tests and experimental results showed that this technique is feasible for the above-mentioned spectrometers, and even the light impurity species, such as carbon and oxygen, experience significant CF in rapidly rotating plasmas, thereby illustrating poloidally asymmetric distribution. Based on the development of the injection system, space-resolved spectrometer, impurity transport and reconstruction codes, the density analysis of trace tungsten impurities has been studied through experiments in KSTAR and WEST. This work is expected to be the core foundation for analyzing the effects of tungsten impurity in fusion devices such as KSTAR and WEST as well as ITER in the future. In addition to the known facts of spectrometer operation transport analysis experience, this framework will be extended to contribute to stable plasma operation in next-generation fusion devices.
핵융합 실현을 위한 차세대 핵융합 장치는 높은 입자속과 열속을 발생시키기에 이를 견딜 수 있는 내벽 재료로써 높은 원자번호의 물질을 사용하여 플라즈마-내벽 간 상호작용에 의해 발생하는 의도치 않은 불순물의 유입 및 이로 인한 감금 성능 저하를 최소화해야 한다. 텅스텐의 경우 (W, 원자 번호 74) 낮은 식각률과 침식률, 낮은 수소 동위원소 보유율 및 높은 용융점 등의 특성을 가지고 있기 때문에 장치의 내벽 재료로서 각광받고 있으며, 향후 국제 열핵융합 실험로(ITER)에서 디버터의 재료로 사용될 예정이기도 하다. 하지만 텅스텐은 높은 원자 번호를 가지고 있기 때문에 플라즈마 안으로 유입되어 축적되면 높은 복사 냉각을 일으켜 토카막 운용에 심각한 영향을 초래할 수 있다. 이러한 이유로 플라즈마 내의 텅스텐 불순물 거동현상은 필히 연구되어야 하는 주제이며 이미 여러 핵융합 장치에서 관련된 연구가 진행되고 있다.본 논문에서는 국내에 위치한 한국형 초전도 핵융합 장치인 KSTAR 및 프랑스에서 운용중인 WEST 장치에서 텅스텐 불순물 연구를 위한 진단 장비 개발과 이를 통한 실험 및 수송 해석을 수행하였다. 본 연구의 목적은 핵융합 플라즈마 내에서 텅스텐 불순물 이온의 거동을 추적하고, 수송 모델 및 재구성 방법론을 이용하여 텅스텐 밀도 분포를 계산하고 물리 현상을 이해하는 데에 있다. 이러한 일련의 연구는 불순물 입자 주입기, 공간 분해가 가능한 극자외선(EUV) 분광계 및 텅스텐 스펙트럼 해석을 위한 수송 모델과 제한된 시선에서도 재구성이 가능한 토모그래피 알고리즘 등의 개발을 통해 수행하였다.이러한 수송 연구를 진행하기 위해서는 먼저 플라즈마 안으로 불순물을 유입시켜야 하는데, 예를 들어 외부 주입을 통한 방법이나 진공용기 안쪽에 타겟을 넣어 플라즈마와의 상호작용을 통해 유입시키는 방법이 있다. 이에 따라 탄소 내벽을 사용하는 KSTAR 실험을 위해 권총 형태의 휴대용 입자 주입기를 개발하였으며, WEST의 경우는 그 이름에서 알 수 있듯이 텅스텐(W) 내벽으로 되어 있기에 주입기 없이 실험을 진행할 수 있었다. 주입기는 핵융합 플라즈마 가까이에서도 사용이 가능하도록 SUS-316으로 제작하였고 피에조모터를 사용하였다.노심에서 수 keV의 전자온도를 갖는 플라즈마 안으로 텅스텐이 한번 유입되면, 이온화 에너지에 따라 텅스텐 27가부터 45가 이온이 형성되는데, 이 때 발생하는 선방출광은 극자외선 영역에서 강하게 나온다. 따라서 본 연구의 두번째 단계는 이러한 텅스텐 이온들이 플라즈마 안에서 어떠한 공간 분포를 갖는지 측정할 수 있는 최첨단 극자외선 분광계(CAES)의 개발이었다. 다른 이미징 분광계와의 주요 차이점은 넓은 시야각을 갖으면서 상대적으로 작은 소형 크기를 달성하기 위해, 서로 수직방향으로 놓여 있는 입구 슬릿과 출구 슬릿을 회절 격자를 사이에 두고 분리시켰다는 점이다. 또한 시공간 해상도가 높은 BI-CCD 검출기를 사용하여 데이터의 수준을 향상시켰다. 이 분광계는 KSTAR와 WEST 모두에서 사용이 가능하도록 고안되었으며 KSTAR에서는 2016년도부터, WEST에서는 2019년도부터 가동하고 있다. 텅스텐 스펙트럼을 측정한 뒤에는 물리 해석을 통해 수송 연구를 진행해야 한다. 현재활발히 활용중인 수송 코드는 대체적으로 불순물의 1차원 분포를 연구에 특화되어 있다. 하지만 본 연구를 통해 개발된 공간 분해 스펙트럼 데이터를 해석하기 위해서는 2차원 분포를 연구할 수 있는 도구가 필요하기에, 본 논문과정동안 수송 해석 코드의 개발도 수행되었다. 새로운 코드의 목표는 측정된 스펙트럼을 바탕으로 확산계수와 대류계수 등의 물리량을 적절하게 찾아냄과 동시에 각 이온별 분포 비율과, 나아가 플라즈마 안에 존재하는 텅스텐 불순물의 밀도 분포를 찾아내는 데에 있다. 코드는 앞서 언급한 수송 코드들과 마찬가지로 기본적으로 플럭스-평균된 1차원 연속방정식을 풀지만 추가적으로 토로이달 회전에 의한 원심력 효과가 고려된 운동량 방정식을 풀어 가중시킴으로써 불순물의 폴로이달 분포도 계산해낼 수 있도록 작성되었다. 따라서 가중된 2차원 폴로이달 밀도 분포를 통해 합성 진단 데이터를 생성하여 실제 진단 데이터와 비교하고, 그 차이인 chi-제곱 값을 최소화시키는 방향으로 수송 계수를 조절하여, 결과적으로 측정치를 설명하는 적절한 수송 계수 값을 찾아내게 된다. 그러나 이러한 포워드 모델의 경우에는 여러 가정들과 자유 매개변수(free parameter)를 내포하고 있기 때문에 이를 상호 보완하기 위해서는 시선을 따라 적분된 측정값을 직접 재구성하여 국소 측정값을 계산해 낼 수 있는 역변환 알고리즘이 필요하다. 이를 위해 본 연구에서는 개발된 분광계의 시선이 좁아서 발생되는 기존 재구성 방법의 난제를 타파하기 위해 좁은 시선에서도 폴로이달 국소분포를 찾아낼 수 있는 새로운 알고리즘을 개발하였다. 이는 이러한 종류의 분광계가 KSTAR와 WEST 뿐만 아니라 향후 설치될 ITER 진공자외선(VUV) 분광계 모두 상대적으로 좁은 시야를 가지고 있어서 발생되는 재구성의 어려움을 타파하기 위해 널리 활용될 것으로 기대된다. 개발된 알고리즘을 검증하기 위해 팬텀 플라즈마를 이용한 시험과 실제 측정 데이터 분석을 진행하였으며, KSTAR와 같은 빠른 토로이달 속도 환경에서는 가벼운 불순물인 탄소나 산소조차도 폴로이달 비대칭성 현상이 나타남을 관측할 수 있었다.텅스텐 수송 해석을 위해 본 연구에서는 불순물 입자 주입기, 공간분해 분광계 및 불순물 수송해석 코드와 새로운 재구성 코드를 개발하여 KSTAR와 WEST의 텅스텐 스펙트럼 데이터를 활용하여 텅스텐 이온의 밀도분포 연구를 진행하였다. 본 연구는 향후 KSTAR나 WEST 뿐만 아니라 ITER 등의 핵융합로에서 텅스텐 불순물의 영향과 수송물리 분석을 위한 핵심 기반을 국내 독자적으로 확보하였고, 분광계 운용 노하우 및 텅스텐 방출광 해석 경험과 더불어 이러한 프레임워크를 더욱 확장하여 차세대 핵융합 장치에서 안정적 플라즈마 운용에 기여를 할 수 있을 것으로 전망한다.
