Handling the power flux from a core plasma to divertor targets is a major challenge in the sustainable operation of future fusion devices such as ITER and DEMO. Partial detachment, which is defined as the significant reduction in heat and particle fluxes near the strike point, has been considered as the baseline scenario of ITER for Q=10 achievement. It is preferred due to the lower risk of core confinement degradation by radiation, compared to further evolution of detachment up to the far-SOL region.
In the thesis, the experimental results of partial detachment achieved with deuterium gas injection in KSTAR H-mode discharges are presented along with the result of the SOLPS-ITER simulations. By the deuterium fuelling ramp, the heat flux density onto the outer target was reduced by a factor of 4 along with the particle flux reduction by a factor of 3. A comparison of the detachment phenomena between two different fuelling locations, i.e. divertor fuelling and main chamber fuelling, was performed with the purpose of finding the optimal detachment scenario. The main chamber fuelling experiment showed no detachment onset of the outer target although the same line-averaged electron density as the divertor fuelling experiment was achieved.
SOLPS-ITER simulation of the H-mode detachment experiments was performed for two purposes. The first is to validate the edge physics model applied in the code by trying the reproduction of the experimental result with the simulation. By extensive scan of the input parameters including perpendicular transport coefficients, the experimental results were reasonably well reproduced. The simulated outer target jsat provides less than 30% discrepancy with the experimental one and the reduction factor of the peak jsat is also well matched with 20% discrepancy for both the experiment and simulation when comparing the high recycling regime to the partially detached regime. However, there still exist certain discrepancies between the simulation and the experiment. Particularly, about 5 times larger heat flux density at the outer target for the high recycling regime and the intense radiation at the outer SOL are only observed in the simulations. The second is to find out the reason for the fuelling location dependency of the outer target detachment onset observed in the experiment. The simulations with the same fuelling locations as in the experiment were performed and the similar result that implies the divertor fuelling location is more favorable for the outer target detachment was shown; the required separatrix electron density at the detachment onset of the outer target was lower for the divertor fuelling case than that for the main chamber fuelling case. The divertor fuelling location results in higher neutral pressure in the outer divertor region and therefore larger momentum loss takes place. It is owing to higher fuelling rate required to get the specific upstream density by the presence of an in-vessel cryo-pump near the divertor puff.
ITER 및 DEMO와 같은 미래 핵융합 장치의 지속 가능한 운전을 위해서는 노심 플라즈마로부터 디버터 타겟으로 들어오는 열속의 제어가 필수적이다. 이에 스트라이크 포인트 근처 열속 및 입자속의 상당한 감소로 정의되는 디버터 부분 분리가 ITER의 Q=10 달성을 위한 운전 시나리오로서 제시되고 있다. 디버터 부분 분리는 Far-SOL 영역까지 디버터 분리가 진행되는 경우와 비교하여 방사광에 의한 플라즈마 가둠 성능 저하의 위험이 낮기 때문에 선호된다.
본 논문에서는 KSTAR H-mode 플라즈마에서 중수소 연료 가스 주입을 통해 부분 분리를 달성한 실험 결과와 이를 SOLPS-ITER 코드를 이용해 전산모사한 결과를 다루고 있다. 가스 주입량을 선형으로 증가시킴으로써 외측 타겟으로 들어오는 열속이 약 1/4 수준으로 감소했으며 입자속의 경우 약 1/2 수준으로 감소하였다. 최적의 디버터 분리 운전 시나리오를 찾기 위하여 두 가지 연료 주입 위치(디버터 주입, 메인 챔버 주입)에 따른 디버터 분리 양상을 비교하였다. 메인 챔버 주입의 경우 디버터 주입과 같은 선평균 전자밀도를 가짐에도 불구하고 외측 타겟의 디버터 분리가 일어나지 않았다.
H-mode 디버터 분리 실험에 대한 SOLPS-ITER 전산모사를 수행하고 그 결과를 분석하였다. 첫 번째로, 실험 결과를 재현함으로써 코드에 적용된 경계 플라즈마 물리 모델을 검증하고자 하였다. 플라즈마 수송 계수 등의 여러 input parameter를 스캔하여 실험 결과를 상당한 수준으로 재현하였다. 시뮬레이션을 통해 얻어진 외측 타겟 입자속 값이 약 40% 오차 범위 내에서 실험값과 일치하였으며 전자밀도 증가에 따른 입자속 감소율 또한 약 1% 오차 범위 내에서 잘 맞는 것으로 나타났다. 그러나 여전히 실험과 전산모사 간에 몇 가지 차이점이 존재하였는데, High recycling regime에 대한 전산모사에서 실험보다 약 5배 큰 외측 타겟 열속이 나타났으며 외측 SOL 영역에서의 강한 방사광은 오직 전산모사에서만 관찰되었다. 두 번째로, 실험에서 나타났던 연료 주입 위치에 따른 외측 타겟의 디버터 분리 달성 밀도 간 차이의 이유를 밝혀내었다. 실제 실험과 동일한 연료 주입 위치를 사용하여 전산모사를 진행하였으며 실험과 유사하게 디버터에서 연료를 주입하는 것이 외측 타겟 디버터 분리 달성에 더 용이함을 시사하는 결과를 얻었다; 디버터 연료 주입의 경우 외측 타겟의 디버터 분리 달성에 요구되는 separatrix 전자밀도가 메인 챔버 주입보다 낮은 것으로 나타났다. 이는 디버터 주입기 근처에 위치하는 저온 펌프로 인해 특정 전자 밀도를 얻기 위해 더 높은 연료 주입량을 요구하고 그로 인해 입자속 감소의 주요한 원인인 중성입자들의 디버터 영역 압력이 더 높게 나타나기 때문이다.
