Enhancing Energy Confinement through Improved Wall Conditioning in VEST = VEST에서의 내벽 컨디셔닝 개선을 통한 에너지 가둠 성능 향상

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

Fusion energy has been studied as a high-efficiency and sustainable energy source for humanity, with the ultimate goal of constructing a nuclear fusion power plant. In the fusion reaction, deuterons and tritons fuse to form an alpha particle with a neutron. The alpha particle carries 3.5 MeV of energy, which contributes to plasma self-heating, while the neutron carries 14.1 MeV and transfers energy to the blanket for power generation. In stellar environments such as the Sun, nuclear fusion occurs continuously because its massive gravitational force maintains a high-temperature, high-density plasma state. On Earth, various concepts have been proposed to achieve this process. Among them, the tokamak is a representative device that confines and controls plasma through strong electromagnetic forces instead of gravitational confinement. To sustain nuclear fusion in tokamak plasma, the product of temperature, density, and confinement time must satisfy or exceed the Lawson criterion.
Plasma-wall interactions consist of the entire sequence of physical and chemical processes between fusion plasma and plasma facing region, colliding with the material surface and producing neutral particles. The influx of these neutral by-products into the plasma increases radiative power losses, which depend on the square of the effective charge and limits the operational regime required to satisfy the Lawson criterion.
This study investigates methods to improve energy confinement time in VEST by reducing impurity influx through improvements in the vacuum system and wall condition processes. A low impurity level is essential to achieve an improved energy confinement and minimize heating power losses in magnetically confined plasmas. However, the lack of sophisticated wall conditioning techniques in VEST has limited the expansion of operational regime for toroidal confinement studies at low aspect ratio. The main challenges include geometrical limitations of the vacuum chamber, which prevent uniform and homogeneous baking, the need for system upgrades to increase boronization (BZn) efficiency and prevent re-condensation, and the requirement to monitor partial pressures—particularly water vapor—at each stage to establish a systematic wall conditioning framework.
A series of engineering methodologies have been applied to address these challenges. First, a new first wall baking system is designed to facilitate localized desorption of water vapor, the dominant oxygen-containing neutral impurity in plasma-wall interactions. Second, modifications to the pipeline structure enabled additional helium flow, which enhanced the mobility of BZn precursors and prevented re-condensation. A multi-evaporator system is also implemented, doubling the toroidal coverage range of boron film deposition. Third, a wall conditioning sequence is firstly introduced through the integration of the improved systems, which reduced the partial pressure of water to 4% of the base pressure within just 5 days. Fourth, a diagnostic system is developed to monitor neutral pressure behavior induced by plasma-wall interactions. A Penning ion gauge, specially designed for operation in the spherical torus (ST) configuration, has been installed to enable precise measurement of rapid neutral pressure fluctuations during the plasma-wall interaction in VEST ohmic discharge.
BZn is one of the most effective methods for reducing outgassing rate and impurity influxes and is widely applied in various fusion devices. However, studies on its counter effects remain underexplored. This study experimentally demonstrates, for the first time, the existence of an optimal boron precursor injection rate that minimizes radiative power loss. Power balance analysis confirms that a reduction in impurity influx through optimized BZn increases plasma kinetic pressure, leading to improvements in energy confinement time and overall plasma performance. Notably, radiative power loss decreases as the precursor dose rate increased up to 0.2 g, but upon exceeding 0.2g, plasma density increased due to fuel dissociation, which resulted in a rise in radiative power losses. These results highlight the necessity of precise control over precursor dose rate. This study provides a foundational database for predicting optimal BZn conditions through multi-machine analysis, offering valuable insights for radiative loss suppression and plasma performance optimization in future magnetic fusion devices.
Consequently, suppression of radiative power loss caused by impurities through controlled BZn at the optimal dose rate led to an improved confinement regime, increasing the energy confinement time from 2.2 ms to 4.5 ms and the energy enhancement factor from 0.5 to 1.3. The operational window, as represented in the Murakami-Hugill diagram for VEST, expanded significantly compared to a typical ohmic discharge due to enhancements in the overall wall conditioning system. This study systematically identifies and addresses key challenges through a structured engineering framework, resulting in a substantial increase in the fusion triple product in VEST. The methodologies established in this work provide a foundation for achieving ignition states in future fusion devices, including ITER, VEST-Upgrade, and K-DEMO, contributing to the advancement of fusion energy.

국문 초록 (Abstract)

핵융합 에너지는 인류를 위한 고효율의 지속 가능한 에너지원으로 연구되어 왔으며, 궁극적으로는 핵융합 발전소 건설을 목표로 한다. 핵융합 반응에서, 중수소의 원자핵과 삼중수소의 원자핵이 융합하여 알파 입자와 중성자를 생성한다. 이때 알파 입자는 3.5 MeV의 에너지를 플라즈마 자가 가열에 기여하고, 중성자는 14.1 MeV의 에너지를 가지고 블랑킷에 전달되어 전기 발전을 위한 에너지원으로 활용된다. 태양과 같은 항성에서는 거대한 중력에 의해 고온, 고밀도의 플라즈마 상태가 유지되며, 핵융합 반응이 지속적으로 발생한다. 지구에서는 이러한 핵융합 반응을 실현시키기 위해 다양한 컨셉이 제안되어 왔으며, 그 중에서도 토카막은 강한 전자기력을 이용하여 중력 구속을 대신하여 플라즈마를 가두고 제어하는 대표적인 장치이다. 토카막 플라즈마에서 지속적인 핵융합을 유지하기 위해서는 온도, 밀도, 가둠 시간의 곱이 로손 조건을 충족하거나 초과해야 한다.
플라즈마-벽 상호작용은 핵융합 플라즈마와 플라즈마 대면 재료 사이에서 발생하는 물리적, 화학적 반응의 전 과정이다. 해당 면적에서의 쉬스 전압으로 가속되는 이온 및 불순물의 플라즈마 대면재로의 충돌은 중성입자를 생성한다. 이 중성 부산물의 플라즈마로의 유입은 유효 전하 수의 제곱에 비례하게 방사 손실의 원인이 되며, 로손 조건 달성 영역을 제한한다.
본 연구는 진공 시스템 및 벽 컨디셔닝 과정의 개선을 통해 불순물 유입을 억제하여 VEST에서의 플라즈마 가둠 성능 향상을 위한 방법론을 모색한다. 자기 밀폐 플라즈마에서 높은 에너지 가둠 시간을 달성하고 가열 전력 손실을 최소화하려면 불순물 수준을 낮게 유지하는 것이 필수적이다. 그러나 VEST는 정교한 벽 컨디셔닝 기술의 부족으로 인해 저 종횡비에서의 토로이달 가둠 연구를 위한 운전 영역 확장에 어려움을 겪어왔다. 주요 문제점으로는 진공 챔버의 구조적 결함으로 인해 균일한 베이킹을 수행할 수 없는 점, 보론화 효율을 향상하고 재응축을 방지하기 위한 시스템 개선 필요성, 각 공정에서 부분압력, 특히 수분의 변화를 모니터링하며 체계적인 벽 컨디셔닝 체계를 개발할 필요성 등이 있었다.
이러한 문제를 해결하기 위해 일련의 공학적 방법론이 적용되었다. 첫 번째로 신규 일차 내벽 가열 시스템을 설계하여, 플라즈마-벽 상호작용에서 주요 산소 함유 중성 불순물인 수증기를 국소적으로 탈착할 수 있도록 개선하였다. 두 번째로, 파이프 라인 구조를 수정하여 추가적인 헬륨 유량 생성을 통해서 보론화 전구체의 이동성을 향상시키고 재응축을 억제하였다. 또한 다중-기화 시스템을 도입하여, 보론 박막 증착의 토로이달 적용 범위를 2배 가량 확장하였다. 세 번째로, 개선된 시스템을 활용한 벽 컨디셔닝 체계를 도입하여, 5일 이내에 수분 부분 압력이 기준 압력의 4% 수준까지 감소하는 성과를 달성하였다. 네번째로, 플라즈마-벽 상호작용으로 인해 발생하는 중성압력 변화를 모니터링 하기 위한 진단이 개발되었다. 구형 토러스 환경에서의 동작을 위해 새로 고안된 패닝 게이지를 설치하였으며, 이를 통해 오믹 플라즈마와 벽의 상호작용 과정에서 빠르게 변화하는 중성 압력 변화 측정이 가능하게 되었다.
보론화는 잔류 기체 방출 및 불순물 유입을 줄이는 가장 효과적인 방법 중 하나로, 기존의 핵융합 장치에서도 널리 사용되고 있다. 그러나 보론화의 역효과에 대한 연구는 여전히 부족한 상태이다. 본 연구에서는 복사 전력 손실을 최소화할 수 있는 최적의 보론화 전구체 주입률이 존재함을 최초로 실험적으로 입증하였다. 전력 균형 분석 결과, 최적화된 보론화를 통한 불순물 유입 감소가 플라즈마 운동학적 압력을 증가시켜, 에너지 가둠 시간과 전체 플라즈마 성능이 향상됨을 확인하였다. 특히 전구체 주입량이 0.2 g까지 증가할 때까지는 복사 전력 손실이 억제되었으나, 그 이상에서는 연료 해리로 인해 플라즈마 밀도가 증가하며 복사 전력 손실이 다시 증가하는 현상이 관찰되었다. 이는 전구체 주입량을 정밀하게 제어할 필요성이 있음을 강조하는 결과이다. 이 연구 결과는 다중 장치 분석을 통해 최적의 보론화 조건을 예측 가능하게 하는 기초 데이터 베이스를 구축하며, 향후 핵융합 장치에서의 복사 전력 손실 억제 및 플라즈마 성능 최적화를 위한 중요한 통찰을 제공한다.
제어된 보론화를 적용함으로써 에너지 가둠 성능이 향상되었으며, 에너지 가둠 시간은 2.2 ms 에서 4.5 ms 로 증가하고, 에너지 향상 계수는 0.5 에서 1.3 으로 증가하였다. 또한, VEST의 무라카미-휴길 다이어그램을 분석한 결과, 일련의 개선된 벽 컨디셔닝 시스템을 적용한 후 개발된 오믹 시나리오에서, 일반적인 오믹 방전에 비해 운전 영역이 크게 확장되었다. 본 연구는 VEST의 핵심적인 문제들을 체계적인 공학적 접근법을 통해 해결하고, 궁극적으로 핵융합 삼중 곱을 크게 증가시키는 성과를 달성하였다. 이 연구에서 개발된 방법론은 ITER, VEST-Upgrade, 그리고 K-DEMO를 포함한 차세대 핵융합 에너지 발전을 위한 기반을 마련하는 데 중요한 역할을 수행할 것이다.

목차 (Table of Contents)

• Abstract i
• Table of Contents v
• List of Tables viii
• List of Figures ix
• Chapter 1. Introduction １
• 1.1. Tokamak １
• 1.2. Plasma-wall interaction ４
• 1.3. Wall conditioning techniques ６
• 1.3.1. Glow discharge cleaning ８
• 1.3.2. Boronization ９
• 1.4. Motivation of this Study １３
• Chapter 2. VEST and previous system １６
• 2.1. Previous ohmic discharges and parameters １８
• 2.2. Previous wall conditioning system ２０
• 2.2.1. Baking system ２０
• 2.2.2. BZn system ２２
• 2.3. Plasma diagnostics in VEST ２４
• 2.3.1. Filter-scope ２５
• 2.3.2. Residual gas analyzer ２７
• 2.3.3. Diagnostics of stored energy using diamagnetic flux ２９
• Chapter 3. Development of VEST in-situ neutral pressure gauge for concentrated fuel measurement ３１
• 3.1. Development of VEST in-situ neutral pressure gauge ３１
• 3.1.1. Key parameters of the Penning cell ３４
• 3.1.2. Two designs of Penning cell ３７
• 3.1.3. Experimental set-up of feasibility tests ３９
• 3.1.4. Electric circuit for the PIG operation ４１
• 3.1.5. The identification of Penning discharge mode ４３
• 3.1.6. The effect of field alignment ４６
• 3.1.7. Calibration of gauge for VEST in-situ operation ４８
• 3.2. Analysis of neutral pressure behavior in VEST ５３
• 3.2.1. Measurement of neutral pressure without plasma discharge ５３
• 3.2.2. Measurement of neutral pressure during the VEST plasma discharge ５６
• 3.2.3. Wall inventory-based analysis of fueling effect on BZn ６１
• Chapter 4. Improvement of vacuum and boronization system ６６
• 4.1. Vacuum system and its improvement ６６
• 4.2. First wall baking system ６９
• 4.3. Upgrade of boronization system ７２
• 4.3.1. Re-condensation prevention system ７４
• 4.3.2. Improvement of toroidal homogeneity ７６
• Chapter 5. Study of wall conditioning effect in plasma discharges ８１
• 5.1. Time evolution of partial pressure without plasma ８１
• 5.2. Comparative analysis of GDC-conditioned and 0.1 g dosed BZn plasma discharge ８５
• 5.3. Observation of enhanced energy confinement plasma discharge with a doubled BZn dose ９０
• 5.4. Analysis of the power losses in relation to BZn dose ９７
• Chapter 6. Experimental feasibility study on access to enhanced confinement regime in VEST １０１
• 6.1. Threshold power for enhanced confinement regime １０５
• 6.2. Observation of plasma kinetic pressure increase associated with confinement enhancement １０６
• 6.3. Fast imaging data during the Hα drop １０９
• 6.4. Analysis of ELM like instabilities １１２
• 6.5 Scaling of threshold power by aspect ratio １１６
• Chapter 7. Conclusion and future work １１９
• 7.1. Conclusion １１９
• 7.2. Future work １２５
• Bibliography １２７
• Appendix １４１
• Radiative power subroutine １４１
• Abstract in Korean １４４