ASCOT: solving the kinetic equation of minority particle species in tokamak plasmas

A comprehensive description of methods, suitable for solving the kinetic equation for fast ions and impurity species in tokamak plasmas using Monte Carlo approach, is presented. The described methods include Hamiltonian orbit-following in particle and guiding center phase space, test particle or guiding center solution of the kinetic equation applying stochastic differential equations in the presence of Coulomb collisions, neoclassical tearing modes and Alfv\'en eigenmodes as electromagnetic perturbations relevant to fast ions, together with plasma flow and atomic reactions relevant to impurity studies. Applying the methods, a complete reimplementation of the well-established minority species code ASCOT is carried out as a response both to the increase in computing power during the last twenty years and to the weakly structured growth of the code, which has made implementation of additional models impractical. Also, a benchmark between the previous code and the reimplementation is accomplished, showing good agreement between the codes.Comment: 13 pages, 9 figures, submitted to Computer Physics Communication

EUROfusion Integrated Modelling (EU-IM) capabilities and selected physics applications

International audienceRecent developments and achievements of the EUROfusion Code Development for Integrated Modelling project (WPCD), which aim is to provide a validated integrated modelling suite for the simulation and prediction of complete plasma discharges in any tokamak, are presented. WPCD develops generic complex integrated simulations, workflows, for physics applications, using the standardized European Integrated Modelling (EU-IM) framework. Selected physics applications of EU-IM workflows are illustrated in this paper

Fuusioalfojen käyttäytyminen 'advanced scenario'-plasmoissa

Fuusiossa syntyvien 3.5 MeV alfa-hiukkasten riittävä koossapito on erittäin tärkeää plasman kuumennuksen kannalta. Jotta fuusioreaktori voisi olla energiatehokas, alfojen on luovutettava suurin osa energiastaan taustaplasmalle ennen karkaamistaan plasmasta. Fuusioalfojen ratojen leveydet ovat samaa suuruusluokkaa kuin plasman koko ja kääntäen verrannollisia poloidaalisen magneettikentän suuruuteen. Koska poloidaalinen magneettikenttä puolestaan luodaan toroidaalisen plasmavirran avulla, a- hiukkasten koossapito on erityisen ongelmallista suorituskyvyltään optimoiduissa 'advanced scenario'-plasmoissa. Niille ominainen sisäosien kuljetusvalli luodaan tyypillisesti lähes olemattomalla toroidaalisella virralla plasman keskustassa. Alfa-hiukkasten tehodepositiota ja häviöitä JET:n H-moodi- ja optimoiduissa plasmoissa tutkittiin seuraamalla hiukkasten ratoja niiden johtokeskuksen liikettä mallintavalla ASCOT-koodilla. Alfa-hiukkasten suorien ratahäviöiden todettiin olevan huomattavasti suuremmat optimoidussa plasmassa verrattuna tavallisiin H-moodiplasmoihin. Tämä näyttäisi tekevän tyhjäksi optimoiduissa plasmoissa termisten hiukkasten paremmalla koossapidolla saavutettavan hyödyn. Erilaisten H-moodiplasmojen tulokset antavat kuitenkin vihjeitä siitä, että häviöitä voidaan vähentää kasvattamalla plasmavirtaa. Tehodepositio H-moodilasmoissa oli symmetristä ja magneettisen akselin läheisyyteen keskittynyttä. Optimoidussa plasmassa tehodeposition puolestaan havaittiin levittäytyvän laajemmalle alueelle johtuen erikoisen vuopintarakenteen aiheuttamista hiukkasradoista. Magneettisten akseleiden läheisyyteen sijoittuneiden maksimien lisäksi optimoidun plasman tehodepositiojakaumassa havaittiin runsaasti muun muassa stagnaatiopisteistä ja niitä kiertävistä perunaradoista johtuvaa hienorakennetta. Simulaatioiden lisäksi työssä kehitettiin uusi testihiukkasten alkusijoittelurutiini ASCOT:iin. Sen tarkoituksena on mahdollistaa hiukkasten kattavampi alkusijoittelu erityisesti plasmoille, joilla on monimutkainen magneettinen vuopintarakenne. Uuden alkusijoittelun todettiin toistavan tarkasti vanhat tulokset H-moodiplasmoille ja tuottavan fysikaalisesti uskottavampia tuloksia haastavammalle optimoidulle plasmalle

Nopeat Hiukkaset Fuusioplasmoissa – Kohti Numeerisia Tokamakeja

Constructing a fusion device is a complicated, expensive, and time-consuming enterprise. To avoid costly errors in the design and operation of such a device, sophisticated predictive modelling is needed. To that end, there are several on-going projects striving towards the ambitious goal of building a numerical tokamak; i.e., a set of numerical tools that could be used to simulate the evolution of the fusion plasma through an entire discharge. In a fusion device, fast ions are born in fusion reactions. They also arise from acceleration of thermal particles using electromagnetic waves, and from injection of energetic neutrals that are ionized promptly upon entering the plasma. Fast ions are crucial for heating the plasma but they are also used for driving toroidal rotation and current. In addition, if the fast ions escape the plasma, they can pose a threat to the first walls of the device. Therefore, tools for modelling the fast ions are an integral part of any numerical tokamak. In this work, development and applications of two fast ion modelling tools, the beamlet-based neutral beam injection code BBNBI and the particle-following Monte Carlo code ASCOT, are presented. The former simulates the injection and the ionization of a neutral beam, whereas the latter models the motion and the slowing-down of fast ions in the plasma. The validity of BBNBI and ASCOT is confirmed by benchmarking them against other established neutral beam codes in Joint European Torus (JET) and ASDEX Upgrade (AUG) plasmas. The codes are then utilized to investigate (i) the losses of neutral beam injected (NBI) ions due to in-vessel coil induced magnetic perturbations in AUG, (ii) the distribution function of NBI ions in ITER, and (iii) the behaviour of fusion-born alpha particles in JET advanced scenario plasmas. Finally, the two numerical tokamak constructions into which BBNBI and ASCOT have been incorporated are introduced. While both BBNBI and ASCOT are widely used in JET Integrated Transport Code (JINTRAC), the first results utilizing them within the EFDA Integrated Tokamak Modelling (ITM) framework are presented here. The importance of orbit width effects is highlighted in a benchmark between different fast ion tools on the ITM framework. A study charting the capability of neutral beams to drive current in a future Demonstration Power Plant (DEMO) proves that BBNBI and ASCOT are capable of flexible and sophisticated modelling of NBI on the ITM framework.Fuusiokoelaitteen rakentaminen on monimutkainen, kallis ja aikaa vievä projekti. Laitteen kattava ennakoiva mallintaminen on edellytys sen suunnittelulle ja sujuvalle käytölle. Tätä tarkoitusta varten on kehitteillä lukuisia numeerisia tokamakeja, eli laskennallisten työkalujen kokoelmia, joiden kunnianhimoisena tavoitteena on kyetä mallintamaan plasman käytös purkauksen alusta loppuun. Fuusiokoelaitteessa nopeat ionit syntyvät fuusioreaktiossa, radiotaajuuskuumennuksen seurauksena, tai neutraalisuihkuhiukkasten ionisoituessa niiden saapuessa plasmaan. Nämä nopeat ionit ovat erittäin tärkeitä plasman kuumennuksen kannalta, mutta niitä käytetään myös pyörittämään plasmaa toroidaalisesti sekä ajamaan virtaa. Mikäli nopeat ionit karkaavat plasmasta, ne voivat vahingoittaa laitteen ensiseinämää. Näin ollen, nopeiden ionien käyttäytymistä mallintavat työkalut ovat tärkeä osa jokaista numeerista tokamakia. Tässä työssä kuvataan kahden nopeita ioneja mallintavan työkalun, BBNBI:n ja ASCOT:in, kehitystä ja niiden avulla saavutettuja tutkimustuloksia. BBNBI mallintaa neutraalisuihkun injektiota ja ionisoitumista, kun taas ASCOT seuraa nopeiden ionien liikettä ja hidastumista plasmassa Monte Carlo menetelmää käyttäen. Näiden kahden työkalun tulosten oikeellisuus varmistetaan vertaamalla niitä muihin neutraalisuihkuja mallintaviin koodeihin Joint European Torus:n (JET) and ASDEX Upgrade:n (AUG) plasmoissa. Tämän jälkeen niitä apuna käyttäen tutkitaan (i) ulkoisten magneettisten häiriöiden aiheuttamia neutraalisuihkuhiukkasten häviöitä AUG:ssa, (ii) neutraalisuihkuhiukkasten jakaumaa ITER:ssä ja (iii) fuusioalfojen käyttäytymistä JET:n optimoiduissa plasmoissa. Lopuksi esitellään kaksi numeeriseen tokamakiin tähtäävää rakennelmaa joihin BBNBI ja ASCOT on liitetty. Sekä BBNBI:tä että ASCOT:ia hyödynnetään laajasti JET Integrated Transport Code:n (JINTRAC) osina, mutta tässä työssä esitetään ensimmäiset tulokset niiden käytöstä EFDA Integrated Tokamak Modelling (ITM) alustalla. Hiukkasten radanleveyden mallintamisen tärkeys nousee esille vertailtaessa erilaisten nopeita hiukkasia mallintavien työkalujen tuloksia. Neutraalisuihkujen virranajonkyvyn tutkimus suunnitteilla olevassa Esittelyvoimalassa (DEMO) puolestaan osoittaa että BBNBI ja ASCOT kykenevät mallintamaan neutraalisuihkuja joustavasti ja yksityiskohtaisesti ITM alustalla

Versatile fusion source integrator AFSI for fast ion and neutron studies in fusion devices

ASCOT Fusion Source Integrator AFSI, an efficient tool for calculating fusion reaction rates and characterizing the fusion products, based on arbitrary reactant distributions, has been developed and is reported in this paper. Calculation of reactor-relevant D-D, D-T and D-(3) He fusion reactions has been implemented based on the Bosch-Hale fusion cross sections. The reactions can be calculated between arbitrary particle populations, including Maxwellian thermal particles and minority energetic particles. Reaction rate profiles, energy spectra and full 4D phase space distributions can be calculated for the non-isotropic reaction products. The code is especially suitable for integrated modelling in self-consistent plasma physics simulations as well as in the Serpent neutronics calculation chain. Validation of the model has been performed for neutron measurements at the JET tokamak and the code has been applied to predictive simulations in ITER

Calculating the 3D magnetic field of ITER for European TBM studies

The magnetic perturbation due to the ferromagnetic test blanket modules (TBMs) may deteriorate fast ion confinement in ITER. This effect must be quantified by numerical studies in 3D. We have implemented a combined finite element method (FEM) - Biot-Savart law integrator method (BSLIM) to calculate the ITER 3D magnetic field and vector potential in detail. Unavoidable geometry simplifications changed the mass of the TBMs and ferritic inserts (FIs) up to 26%. This has been compensated for by modifying the nonlinear ferromagnetic material properties accordingly. Despite the simplifications, the computation geometry and the calculated fields are highly detailed. The combination of careful FEM mesh design and using BSLIM enables the use of the fields unsmoothed for particle orbit-following simulations. The magnetic field was found to agree with earlier calculations and revealed finer details. The vector potential is intended to serve as input for plasma shielding calculations.</p

ITER fast ion confinement in the presence of the European test blanket module

This paper addresses the confinement of thermonuclear alpha particles and neutral beam injected deuterons in the 15 MA Q = 10 inductive scenario in the presence of the magnetic perturbation caused by the helium cooled pebble bed test blanket module using the vacuum approximation. Both the flat top phase and plasma ramp-up are studied. The transport of fast ions is calculated using the Monte Carlo guiding center orbit-following code ASCOT. A detailed three-dimensional wall, derived from the ITER blanket module CAD data, is used for evaluating the fast ion wall loads. The effect of the test blanket module is studied for both overall confinement and possible hot spots. The study indicates that the test blanket modules do not significantly deteriorate the fast ion confinement.</p

Effect of plasma response on the fast ion losses due to ELM control coils in ITER

Mitigating edge localized modes (ELMs) with resonant magnetic perturbations (RMPs) can increase energetic particle losses and resulting wall loads, which have previously been studied in the vacuum approximation. This paper presents recent results of fusion alpha and NBI ion losses in the ITER baseline scenario modelled with the Monte Carlo orbit following code ASCOT in a realistic magnetic field including the effect of the plasma response. The response was found to reduce alpha particle losses but increase NBI losses, with up to 4.2% of the injected power being lost. Additionally, some of the load in the divertor was found to be shifted away from the target plates toward the divertor dome.</p