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Piron, Chiara (2015) Experiments and modelling of active control of MHD instabilities. [Ph.D. thesis]

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Abstract (english)

The plasma in a controlled thermonuclear fusion experiment is a complex nonlinear
system, whose dynamics can be largely due to the interplay of multiple
MagnetoHydroDynamic - MHD instabilities that coexist together. The main aim
of this Thesis work is to develop the knowledge on the active control of these instabilities,
an important aspect of present controlled fusion research. The possibility
to safely operate a plasma near instability limits, or even beyond them in regimes
that are unstable without control, has a twofold advantage: it allows not only to
extend the operational boundaries of the possible plasma scenarios and their performance,
for example towards high normalized pressure or high plasma current,
but also to explore new physics, that otherwise would remain veiled.
The main principles of thermonuclear fusion and a brief introduction to the
physics of the MHD instabilities investigated in this Thesis, namely Tearing Modes
- TMs, Resistive Wall Modes - RWMs and sawteeth, is provided in Chapter 1.
A distinctive feature of this Thesis is its interdisciplinary approach to the active
control of MHD instabilities, which has required investigations on both physics and
engineering aspects. This approach is necessary for the advance of MHD control,
since the scientific progress keeps up with the technological one, and vice versa.
This Thesis work has been carried out in three different fusion experiments, all
equipped with advanced real-time systems for active MHD control, based both
on non axi-symmetric coils and wave heating and current drive. The work has
been focused initially on the RFX-mod device at Consorzio RFX, Padua, Italy,
and then extended to larger Tokamaks, namely DIII-D at General Atomics, San
Diego, USA, and ASDEX Upgrade at Max-Planck-Institute für Plasmaphysik in
Garching, Germany. These experiments will be described in Chapter 2.
RFX-mod stands out among other machines for its flexibility: besides being
born as a Reversed Field Pinch - RFP, it can operate also as a circular and
D-shaped Tokamak. The MHD stability in both magnetic configurations is guaranteed
by its sophisticated MHD control system, based on a large number of
independently-controlled saddle coils and a state-of-the-art digital real-time control
system, whose recent upgrade allowed to design and test more computationally
challenging control algorithms. Chapter 3 describes in particular the integration
of the RFX-mod MHD control algorithms in the new Multi-threaded Application
Real-Time executor - MARTe framework and its deployment, as well as the development
of new control strategies, both performed during this Thesis work. The
aim was to develop new control approaches for RWM instabilities based on new
sensors and real-time algorithms. These new solutions were tested in the challenging
low q(a) < 2 Tokamak scenario. Here a very reproducible current-driven RWM
is well known to grow and disrupt the discharge if not properly controlled. This
regime offered an excellent testbed to test and systematically compare new RWM
control schemes then exportable to other Tokamak scenarios, e.g. at high beta.
The main experimental results obtained during this Thesis are organized in
two parts. The first part, which is titled "3D magnetic fields to control the MHD
dynamics in Tokamak plasmas", investigates the interactions between these fields
and the plasma dynamics and how they can be exploited to control its stability.
In a fusion experiment, 3D fields have a twofold origin. They can appear in the
form of small non-axisymmetries called Error Fields - EFs, from a wide range of
unavoidable boundary imperfections, or they can be intentionally applied with
external non-axisymmetric coils. The role of EFs on the current-driven RWM stability
has been investigated in the RFX-mod Ohmic Tokamak plasmas at q(a) < 2.
The EFs in RFX-mod have been firstly measured with the so-called compass scan
technique and then corrected, as it will be discussed in Chapter 4 and Chapter 5,
respectively. In the low q(a) regime, the RWM is found to be linearly unstable,
different from high beta scenarios previously investigated, where the RWMs are usually
stabilized by strong kinetic effects. In fact, its growth could not be avoided by
simply removing EFs with the so-called Dynamic Error Field Correction - DEFC
The necessity of an active feedback control to guarantee the RWM stabilization
in q(a) < 2 Tokamak plasmas motivated the development of new control
algorithms. Their main aim is to drive the non-axisymmetric coil currents to
induce 3D magnetic fields that counteract the growth of this instability. In RFXmod
the RWM stabilization has been successfully achieved with both radial and
poloidal magnetic field sensors. The experiments carried out during this Thesis
point out the crucial role of the aliasing in the radial magnetic field measurements
of sidebands from active coils. Their removal enables the radial magnetic field
sensors to compete with the poloidal ones, previously considered somehow superior
and more often used in Tokamaks for RWM control. This result contributes
to the scientific debate on the optimal sensors for RWM feedback control. Indeed
the harsh environment of future fusion reactors will probably not allow to install
poloidal magnetic field sensors inside the vacuum vessel, thus the radial magnetic
field ones, which can also be installed outside it, can provide a valuable and feasible
alternative. The RFX-mod experiments that test the performance of these
control schemes will be discussed in Chapter 6.
Furthermore, external 3D magnetic fields have been applied in RFX-mod low
q Tokamak plasmas to investigate their interaction with core MHD and in particular
with the sawtooth instability. In these experiments, that will be presented in
Chapter 7, 3D fields cause a reduction of both the sawtooth amplitude and period,
leading to an overall mitigating effect on this instability. In RFX-mod sawteeth
eventually disappear and are replaced by a stationary m = 1, n = 1 helical equilibrium
without an increase in disruptivity. However toroidal rotation is significantly
reduced in these plasmas too, thus it is likely that the sawtooth mitigation in
these experiments is due to the combination of the helically deformed core and
the reduced rotation. The results are qualitatively well reproduced by nonlinear
MHD simulations performed with the PIXIE3D code.
The results obtained in these RFX-mod experiments motivated similar ones in
DIII-D L-mode diverted Tokamak plasmas with low q95. These experiments, that
will be presented in Chapter 8, succeeded in reproducing the sawtooth mitigation
with the approach developed in RFX-mod. In DIII-D this effect is correlated with
a clear increase of the n = 1 plasma response, that indicates an enhancement of
the coupling to the marginally stable n = 1 external kink, as simulations with
the linear MHD code IPEC suggest. A significant rotation braking in the plasma
core is also observed in DIII-D. Numerical calculations of the Neoclassical Toroidal
Viscosity - NTV carried out with PENT identify this torque as a possible candidate
for this effect.
In the future, fusion reactors will bring new scientific and technological challenges
for plasma control, which will probably require an integrated, model-based
approach. Indeed, the high performance of these fusion devices can be supported
if an accurate control of internal profiles is well coordinated with the active control
of MHD instabilities using multiple actuators, so that disruptions can be detected
in time and avoided with preventive actions. The second part of this work, "A
model-based active control of the sawtooth instability" describes how this Thesis
has contributed to this innovative integrated approach. Chapter 9 will introduce
the RApid Plasma Transport simulator - RAPTOR, a real-time state observer
algorithm that allows to reconstruct the plasma state by combining diagnostic
measurements with the predictions of a simplified transport model. This code has
been recently embedded in the ASDEX Upgrade control system, where it provides
in real-time the time evolution of many plasma profiles, like for example the safety
factor or the electron temperature ones, which are useful to monitor and control
the plasma dynamics, and in particular instabilities like sawteeth and Neoclassical
Tearing Modes - NTMs.
During this Thesis work, the potentialities of RAPTOR have been widened
with the integration of a new module that evolves the Porcelli's sawtooth model
to reproduce the effects of sawteeth on the plasma state reconstruction and in
particular on profiles. The simulations of some ASDEX Upgrade discharges show
that the new sawtooth model is able to predict in real-time the average sawtooth
period and the effect of the sawtooth crash on internal profiles, for example on the
safety factor one. Thanks to this new module, RAPTOR can now be used to design
and control sawtooth locking or pacing experiments using Electron Cyclotron
Resonance Heating - ECRH, with the aim to avoid NTMs, whose seed islands can
be provided by sawteeth. But it can also be used to improve direct NTM control
with Electron Cyclotron Current Drive - ECCD due to an improved estimate of
the safety factor profile. These results will be presented in Chapter 10.
The interdisciplinary approach of this Thesis, that allowed to gain both physics
and engineering competences, has deepen the insight into the physics and the
control of the MHD instabilities in different fusion experiments. Initial work on
the integration of different control strategies, that combine into a single modelbased
framework both 3D physics, like for instance the effect of sawteeth, and
profile control aspects, has been described, but it will certainly need to be further
investigated in next years. This should make possible to combine in a single realtime
control framework different actuators, that are now exploited separately. The
main results of this work together with its possible future developments will be
summarized in the final Chapter Conclusions and future work.

Abstract (italian)

Il plasma, in un esperimento di fusione termonucleare controllata, è un sistema
complesso e non lineare, la cui dinamica è il risultato di una interazione di multiple
instabilità magnetoidrodinamiche (MHD) che coesistono. Il principale scopo
di questo lavoro di Tesi mira a sviluppare la comprensione del controllo attivo di
queste instabilità, tematica di principale interesse nella ricerca della fusione controllata.
La possibilità di produrre un plasma vicino ai limiti che possono indurre
delle instabilità in maniera sicura, o spingersi oltre i confini di tali regimi che sono
instabili senza controllo attivo, ha un doppio vantaggio: permette infatti non solo
di estendere i limiti operazionali dei possibili scenari e le relative performance -
ne sono esempi i regimi ad alte pressione o alta corrente di plasma - ma anche di
esplorare nuova fisica, che non potrebbe essere altrimenti indagata.
I principi fondamentali della fusione termonucleare e una breve introduzione
della fisica delle instabilità MHD - ovvero i modi tearing (TM), i modi resistivi in
presenza di conduttore passivo (RWM) e i denti di sega . analizzati in questa Tesi
verranno presentati nel Capitolo 1.
Una caratteristica distintiva di questo lavoro è l'approccio interdisciplinare
nello studio del controllo delle instabilità MHD. Ciò ha richiesto approfondimenti
sia di carattere fisico che ingegneristico. Questo approccio è necessario per i controlli
MHD avanzati, dal momento che il progresso scientifico va di pari passo con
quello tecnologico e viceversa. Questo lavoro di Tesi è stato condotto in tre esperimenti
a fusione, caratterizzati dalla presenza di un sistema di controllo MHD avanzato,
basato su bobine non assial-simmetriche, riscaldamenti ad onde e generazione
di corrente di plasma. La Tesi è stata focalizzata inizialmente sull'esperimento
RFX-mod situato presso il Consorzio RFX di Padova in Italia. Successivamente
il lavoro è stato esteso ad esperimenti Tokamak più grandi, ovvero DIII-D presso
la General Atomics, a San Diego, USA e ASDEX Upgrade presso il Max-Planck-
Institute für Plasmaphysik in Garching, Germania. Tali esperimenti verranno
descritti nel Capitolo 2.
RFX-mod si distingue dagli altri esperimenti sopra citati per la sua flessibilità:
nonostante fosse stato originariamente progettato con una configurazione a campo
magnetico rovesciato (RFP), può operare anche in configurazione Tokamak sia a
forma circolare che a D. La stabilità MHD in entrambe le configurazioni magnetiche
è assicurata dalla presenza di un sistema di controllo MHD d'avanguardia,
basato su un un gran numero di bobine alimentate in maniera indipendente e da un
controllo digitale in tempo reale, le cui recenti modifiche hanno consentito di sviluppare
e testare algoritmi di controllo più complessi. Il Capitolo 3 descrive in quale
modo il sistema di controllo MHD di RFX-mod è stato integrato nell'infrastruttura
real-time MARTe, quale sia stato il suo utilizzo e l'implementazione di nuove strategie
di controllo. Quanto descritto è stato oggetto di questo lavoro di Tesi. Scopo
principale è stato quello di sviluppare strategie di controllo per le instabilità RWM
che usano nuovi sensori e algoritmi. Queste nuove alternative sono state testate
su scenari interessanti con q(a) minore di 2. In questi scenari un modo RWM
destabilizzato da gradienti di corrente compare con alta riproducibilità e cresce
inducendo una disruzione se non viene controllato in maniera opportuna. Questo
regime ha offerto un banco di prova eccellente per testare e confrontare nuovi
schemi di controllo per l'RWM riutilizzabili in altri scenari Tokamak, ad esempio
ad alto beta.
I principali risultati sperimentali ottenuti durante la Tesi saranno presentati
nella seconda e terza parte del lavoro. La prima parte - intitolata "Campi magnetici
3D per il controllo della dinamica MHD in plasmi di tipo Tokamak" - studia
l'interazione tra questi campi e la dinamica di plasma e come questa possa essere
sfruttata per il controllo della sua stabilità. In un esperimento di fusione,
i campi 3D possono avere una doppia natura: possono essere associati a piccole
non-assialsimmetrie chiamate campi errori (EFs) dovuti a vari ed inevitabili tipi di
imperfezioni nella superficie esterna al plasma, o possono essere intenzionalmente
applicati tramite l'utilizzo di bobine esterne non-assialsimmetriche. Il ruolo degli
EFs nella stabilità degli RWM indotti da gradienti di corrente è stato studiato
in plasmi Ohmici in RFX-mod con q(a) < 2. Gli EFs in RFX-mod sono stati
inizialmente misurati con la tecnica chiamata compass scan e poi corretti, come
verrà illustrato nel Capitolo 4 e nel Capitolo 5. Nel regime a basso q(a), il modo
RWM risulta linearmente instabile, a differenza degli scenari ad alto beta studiati in
precedenza, ove gli RWMs sono di solito stabilizzati da importanti effetti cinetici.
La crescita del modo non può infatti essere evitata semplicemente rimuovendo gli
EFs con la tecnica chiamata Dynamic Error Field Correction (DEFC).
La necessità di un controllo attivo in feedback per garantire la stabilizzazione
dell'RWM nei plasmi di tipo Tokamak con q(a) < 2 ha motivato lo sviluppo di
nuovi algoritmi di controllo. Il loro principale scopo è quello di generare delle
correnti nelle bobine non-assialsimmentriche, inducendo campi magnetici 3D che
evitano la crescita di questa instabilità. In RFX-mod, la stabilizzazione dell'RWM
è stata ottenuta con successo utilizzando sia i sensori di campo magnetico radiale
che poloidale. Gli esperimenti eseguiti durante questa Tesi hanno fatto emergere
il ruolo cruciale dell'aliasing delle sidebands nelle misure di campo magnetico radiale
generate dalle bobine attive. La loro rimozione ha consentito ai sensori di
campo magnetico radiale di competere con quelli poloidali, i quali erano precedentemente
considerati più efficaci e molto più usati nei Tomamak per il controllo
RWM. Questo risultato contribuisce al dibattito scientifico su quale sia la scelta
ottimale dei sensori per il controllo in feedback degli RWM. L'ambiente ostile dei
futuri reattori a fusione probabilmente non consentirà di installare sensori di campo
magnetico poloidale nella camera da vuoto, dunque quelli radiali, che comunque
possono essere posizionati al di fuori di essa, possono fornire un'alternativa valida
e fattibile. Gli esperimenti fatti a RFX-mod in cui è stata testata la performance
degli schemi di controllo verranno presentati nel Capitolo 6.
Inoltre, i campi magnetici 3D esterni sono stati utilizzati in RFX-mod in plasmi
Tokamak a basso fattore di sicurezza per studiare la loro interazione con l'attività
MHD nel centro del plasma e in particolare con l'instabilità a dente di sega. In
questi esperimenti, che verranno discussi nel Capitolo 7, i campi 3D causano una
riduzione sia dell'ampiezza che del periodo del dente di sega, inducendo un effetto
di mitigazione di questa instabilità. In RFX-mod, i denti di sega vengono mitigati
e sono sostituiti da una equilibrio stazionario con elicità m = 1, n = 1 senza rischio
di disruzione. La rotazione toroidale è significativamente ridotta in questi plasmi.
Dunque la mitigazione del dente di sega in questi esperimenti è il risultato di un
effetto combinato dovuto alla deformazione elicoidale nel centro del plasma e alla
riduzione della rotazione. Questi risultati sono qualitativamente ben riprodotti da
simulazioni MHD non lineari fatte con il codice PIXIE3D.
I risultati ottenuti ad RFX-mod hanno motivato esperimenti simili nel Tokamak
DIII-D in plasmi in modo L, in configurazione divertore e con basso q95. Questi
esperimenti, illustrati nel Capitolo 8, hanno riprodotto la mitigazione dei denti di
sega con la tecnica sviluppata ad RFX-mod. A DIII-D questo effetto è correlato
con un aumento evidente della risposta di plasma per la componente n = 1, che
indica un accoppiamento con il kink esterno n = 1, marginalmente stabile, così
come predetto dal codice ad MHD lineare IPEC. Una significativa decelerazione
della rotazione di plasma nel centro è stata inoltre osservata a DIII-D. Calcoli
numerici della Neoclassical Toroidal Viscosity (NTV) eseguiti con il codice PENT
hanno identificato questa sorgente di momento come possibile responsabile di tale
Nel futuro, i reattori a fusione proporranno sfide sia in campo scientifico che
tecnologico per il controllo del plasma e ciò probabilmente richiederà un approccio
integrato e modellizzato. L'alta performance di questi esperimenti a fusione
può essere infatti garantita se un controllo accurato di profili interni sarà ben coordinato
con il controllo attivo di instabilità MHD usando molteplici attuatori,
in modo tale da diagnosticare in tempo le disruzioni ed evitarle con azioni preventive.
La seconda parte di questo lavoro - "Controllo attivo basato su modello
di instabilità a dente di sega" - descrive il contributo di questa Tesi a questo approccio
integrato ed innovativo. Il Capitolo 9 descriverà il codice Rapid Plasma
Transport simulatOR (RAPTOR), un algoritmo che consente la ricostruzione in
tempo reale dello stato di plasma usando misure combinate di diagnostiche e un
modello semplificato di trasporto nel plasma. Questo codice è stato recentemente
inserito nel sistema di controllo di ASDEX-Upgrade, dove produce in tempo reale
l'evoluzione di molteplici profili di plasma - come ad esempio il fattore di sicurezza
o la temperatura elettronica - importanti per monitorare e controllare la dinamica
del plasma, e in particolare instabilità quali i denti di sega e Neoclassical Tearing
Modes (NTMs).
Durante questo lavoro di Tesi, le potenzialità di RAPTOR sono state estese
con l'integrazione di un nuovo modulo che, utilizzando il modello di Porcelli per i
denti di sega, riproduce gli effetti di questa instabilità nella ricostruzione dello stato
di plasma e in particolare nei profili. Le simulazioni di alcuni plasmi di ASDEX
Upgrade mostrano che il nuovo modello è capace di predire in tempo reale il periodo
medio dei denti di sega e l'effetto del suo crash sui profili interni, come per esempio
sul fattore di sicurezza. Grazie a questo nuovo modulo, RAPTOR può essere ora
usato per progettare e controllare esperimenti di sawtooth locking o pacing, usando
l'Electron Cyclotron Resonance Heating (ECRH), ma può anche essere usato per
migliorare il controllo diretto degli NTM con Electron Cyclotron Current Drive
(ECCD) grazie ad una migliore stima del profilo del fattore di sicurezza. Tali
risultati verranno presentati nel Capitolo 10.
L'approccio interdisciplinare adottato in questa Tesi ha consentito di acquisire
competenze sia in ambito fisico che ingegneristico ed ha approfondito la fisica e il
controllo delle instabilità MHD in diversi esperimenti di fusione. Lo studio iniziale
sull'integrazione di diverse strategie di controllo, che coordina sia la fisica 3D,
come per esempio l'effetto dei denti di sega, che gli aspetti legati al controllo dei
profili, è stato descritto in questo lavoro, ma certamente necessiterà di ulteriori
approfondimenti nei prossimi anni. Ciò dovrebbe consentire di unificare in un
unico controllo integrato in tempo reale diversi attuatori attualmente utilizzati
separatamente. I risultati rilevanti di questo lavoro con i possibili futuri sviluppi
saranno riassunti nel Capitolo Conclusioni e sviluppi futuri.

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EPrint type:Ph.D. thesis
Tutor:Martin, Piero
Ph.D. course:Ciclo 27 > corsi 27 > Fusion Science and Engineering
Data di deposito della tesi:02 February 2015
Anno di Pubblicazione:02 February 2015
Key Words:plasma controllo MHD plasma real-time MHD control
Settori scientifico-disciplinari MIUR:Area 02 - Scienze fisiche > FIS/01 Fisica sperimentale
Struttura di riferimento:Dipartimenti > Dipartimento di Fisica e Astronomia "Galileo Galilei"
Codice ID:7977
Depositato il:23 Nov 2015 12:06
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