авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 11 |
-- [ Страница 1 ] --

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

НЕИЗОТЕРМИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ ПОЛОЖИТЕЛЬНОГО СТОЛБА В АКСИАЛЬНОМ

МАГНИТНОМ

ПОЛЕ

Д.К. Ульянов, К.Н. Ульянов

Всероссийский электротехнический институт им. В.И. Ленина, Москва, Россия,

kulyanov@vei.ru

В теории разрядов низкого давления широко применяется изотермическое приближение,

когда температура электронов не зависит от координат. Используются либо диффузионное, либо гидродинамическое приближения, причем баланс энергии электронов не рассматривается. Известно, что в изотермическом приближении в задачах возникают двухмерные эффекты: аксиальная скорость электронов и аксиальное электрическое поле зависят от поперечной координаты [1]. Поэтому теория однородного по длине положительного столба разряда низкого давления должна быть неизотермической, температура электронов должна зависеть от поперечной координаты.

В настоящей работе рассмотрена неизотермическая модель положительного столба с учетом баланса энергии электронов. Изучено влияние аксиального магнитного поля на характеристики цилиндрического положительного столба разряда низкого давления в гидродинамическом приближении. Показано, что магнитное поле влияет на распределения плотности плазмы, скорости плазмы и энергии электронов. Для атома гелия при различных значениях магнитного поля рассчитаны зависимости концентрации, энергии электронов и скорости плазмы от радиуса, а также зависимости от радиуса скоростей азимутального движения электронов и ионов. Полученные в гидродинамическом приближении результаты существенным образом отличаются от результатов широко распространенной диффузионной модели положительного столба в аксиальном магнитном поле. Показано, что при увеличении индукции магнитного поля распределения концентрации и скорости радиального движения плазмы в большей части объема положительного столба приближаются к распределениям, полученным в диффузионном приближении. Однако вблизи стенок всегда наблюдаются существенные различия. На рисунках представлены распределения нормированной концентрации плазмы nnorm и энергии электронов для гелия при nа = 61014 см-3 и R = 2 см при пяти значениях параметра Холла для электронов: 1– = 0, 2– = 13, 3– = 22, 4– = 44, 5– = 86. Отметим, что энергия электронов уменьшается при увеличении r.

Работа выполнена при поддержке гранта РФФИ №11-08-00010а.

Литература [1]. Ульянов Д.К., Ульянов К.Н., ПЖТФ, 2011, том 37, №5, стр.15.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

МОЗГ И ЯЗЫК: ИНДЕКСАЦИЯ СМЫСЛОВ С.А. Шумский Физический институт им. П.Н. Лебедева РАН, Москва, Россия, shumsky@iqmen.ru Производительность труда специалистов, работающих со знаниями, напрямую зависит от качества доступной им информации. Притом, что практически все человеческие знания сегодня оцифрованы и находятся в публичном доступе, найти нужную информацию оказывается непросто именно в силу этого изобилия. Ожидается, что ситуация существенно улучшится с появлением семантических поисковых машин, способных индексировать смысловое содержание текстов.

В работе представлен подход к созданию такого рода поисковой машины, основанной на массовой параллельной архитектуре искусственных нейронных сетей, прототипом которой послужила модель функционирования коры головного мозга [1, 2].

Автор попытался представить, как может выглядеть достаточно реалистичная нейросетевая модель «языкового органа», способная в единой манере самостоятельно выявлять в потоке символов иерархии языковых паттернов в строении слов (морфология) и предложений (синтаксис). Значения слов (семантика) возникают в процессе обучения на основе статистики их взаимного употребления: слова с близкими значениями (синонимы) используются одинаковым образом в одних и тех же контекстах.

Базовым модулем модели является участок коры, рассматриваемый как однородная двумерная адаптивная вычислительная среда (вариант «рекурсивных самоорганизующихся карт» [3]). Показано, каким образом последовательность таких модулей можно научить разбирать и индексировать структуру и смысловое содержание слов, фраз и предложений.

На основе этих представлений разработан прототип высоко-параллельного «семантического процессора», способного индексировать смысловое содержание текстов.

Приводятся результаты обучения этого прототипа на большом массиве русскоязычных текстов.

Литература [1]. Hawkins J., Blakeslee S. On intelligence. Times Books, Henry Holt and Co. 2005. (Русский перевод: Хокинс Дж., Блейксли С. Об интеллекте. Вильямс. 2007.) [2]. Dileep G. How the Brain Might Work: a Hierarchical Temporal Model for Learning and Recognition. Ph.D. Thesis. Stanford University. 2008.

[3]. Voegtlin T. Recursive Self-Organizing Maps // Neural Networks. 2002. V. 15 No 8-9. P. 979 XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ЛАЗЕРНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ: СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ В.Б. Розанов Физический институт им. П.Н. Лебедева РАН, Москва, Россия, e-mail: rozanov@sci.lebedev.ru Представлен обзор результатов, полученных на действующих в мире лазерных установках, включая лазер NIF в Ливерморской лаборатории (США). Другие лазерные установки и программы, затронутые в докладе: LIL (Франция), Омега (США), FIREX и Gekko-EXA (Япония), ELI (Европа), PALS (Чехия), PHELIX (Германия), Искра-5, Луч, УФЛ-2М (РФЯЦ-ВНИИЭФ, Россия). Основная часть доклада посвящена экспериментам на лазере NIF, продвижению ученых США к зажиганию мишеней при непрямом (через рентген) облучении. Представлен анализ рентгеновских и нейтронных изображений мишени при энергии лазерного импульса 1-1,5 МДж. Интересные результаты получены на установке Омега для прямого облучения мишеней. Обсуждается проблема влияния гидродинамических неустойчивостей и перемешивания, возникающих при сжатии мишеней, на нейтронный выход. Приводятся данные по источникам возмущений: неточности приготовления мишеней, наведения и дисбаланса пучков, попадания мишеней в область фокусировки. Из приведенных данных следует, что наблюдается снижение нейтронного выхода, большее, чем предсказывают расчеты с учетом факторов несимметрии.





Зажигание мишеней близко, но насколько близко?

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

КОНЦЕПЦИЯ ПОСТРОЕНИЯ ЛАЗЕРНОЙ УСТАНОВКИ УФЛ-2М С.Г. Гаранин, С.А. Бельков, С.В. Бондаренко РФЯЦ-ВНИИЭФ, Саров, РФ, sergvicbond@inbox.ru В настоящее время в РФЯЦ-ВНИИЭФ (г. Саров) начата работа по созданию лазерной установки мегаджоульного уровня энергии УФЛ-2М, позволяющей в лазерных мишенях достичь условий термоядерного горения.

За последние 20 лет в РФЯЦ-ВНИИЭФ накоплены технологические достижения в области создания мощных лазеров, позволяющие ускорить создание лазерной установки следующего поколения:

Облучение мишени на второй гармонике неодимового лазера;

Активные лазерные элементы из отечественного стекла с большей лучевой прочностью и увеличенной апертурой;

Смешанная диодно-ламповая система накачки лазерных элементов.

Проектируемые характеристики здания установки УФЛ-2М:

• Габариты 322.5 x 67 м2.

• Длина лазерного зала 130 м.

• Специальные фундаменты, обеспечивающие защиту лазера от сейсмических воздействий.

• Потребность в электрической мощности – 15 МВт (4 МВт – инженерно технологическое оборудование, 11 МВт – зарядка накопителей энергии).

• Площадь чистых помещений – 16 000 м2 (40% от общей площади).

• Биологическая защита от нейтронного потока до 3 1019 частиц за импульс.

Ожидается, что суммарная энергия установки на рабочей длине волны ( = 1053 нм) составит 4.6 МДж. Для облучения мишени будет использоваться вторая гармоника неодимового лазера ( = 527 нм), при величине доставляемой к мишени лазерной энергии 2.8 Мдж. 192 лазерных пучка (с размером поперечного сечения 400 400 мм2), сгруппированные в 48 кластеров, будут вводиться в мишенную камеру из алюминия диаметром 10 м. Использование сферических боксов конверторов позволит обеспечить необходимый низкий уровень неоднородности рентгеновской освещенности капсулы с термоядерным топливом менее 1%.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ПЕРЕМЕЖАЕМОСТЬ И ОБОБЩЕННОЕ САМОПОДОБИЕ В ТУРБУЛЕНТНЫХ ПОГРАНИЧНЫХ СЛОЯХ ЛАБОРАТОРНОЙ И МАГНИТОСФЕРНОЙ ПЛАЗМЫ В.П. Будаев, Л.М. Зеленый*, С.П. Савин* НИЦ Курчатовский институт, Москва, Россия * Институт космических исследований РАН, Москва, Россия В докладе приводится обзор экспериментальных наблюдений развитой турбулентности с перемежаемостью в плазме лабораторных установок и в магнитосфере Земли, а также в гидродинамических потоках [1]. Сравнительный анализ фундаментальных свойств флуктуаций вблизи границ плазмы, удерживаемой в термоядерных установках, и турбулентных погранслоях (ТПС) магнитосферы Земли показал схожесть их основных статистических характеристик, в том числе, зависимости от масштабов (скейлинга) структурных функций и параметров мультифрактальности. Наблюдаются перемежаемый характер флуктуаций и аномальный перенос массы и импульса за счет спорадических инжекций плазменных потоков с вероятностью больших амплитуд потока значительно большей, чем предсказывается гауссовым законом классической диффузии. Турбулентность в периферийной области удержания плазмы в термоядерных установках и в ТПС обладает обобщенным свойством масштабной инвариантности в широком диапазоне характерных длин, простирающемся вплоть до масштабов диссипации. Экспериментальные скейлинги, полученные в плазменных ТПС, используются для сравнения с аналогичными результатами экспериментов в нейтральных средах, что позволяет выявить универсальные свойства развитой турбулентности. Экспериментально определенные скейлинги ТПС описываются лог-пуассоновской моделью турбулентности с квазиодномерными диссипативными структурами. Закон смещения частиц со временем x2 с показателем 1,2 1, свидетельствует о супердиффузии.

Литература [1]. В.П. Будаев, С.П. Савин, Л.М. Зелёный «Наблюдения перемежаемости и обобщённого самоподобия в турбулентных пограничных слоях лабораторной и магнитосферной плазмы: на пути к определению количественных характеристик переноса» УФН, 905–952 (2011) XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

УВЕЛИЧЕНИЕ СКОРОСТЕЙ РЕАКЦИЙ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА ЗА СЧЕТ КВАНТОВЫХ ЭФФЕКТОВ В РАСПРЕДЕЛЕНИИ ЧАСТИЦ ПО ИМПУЛЬСАМ В НЕИДЕАЛЬНОЙ ПЛАЗМЕ А.Н. Старостин ФГУП “ГНЦ РФ ТРИНИТИ”, 142190, Россия, г. Троицк, ул. Пушковых, владение Настоящий обзор посвящен анализу ситуаций, когда измерения нерезонансного сечения ядерных реакций оказываются сильно зависящими от среды, в которой происходит взаимодействие. Одним из ярких примеров ситуаций, обсуждаемых в докладе, является взаимодействие пучка дейтронов с мишенью из дейтерированного металла Та. В этих опытах было показано, что сечение реакции d(d,р)t оказывалось на порядки больше, чем предсказываемое с использованием общепринятой модели для частиц малых энергий. В серии наших работ последовательно учитывалось влияние квантовых эффектов, возникающих в силу принципа неопределенности Гейзенберга для частиц, упруго взаимодействующих с частицами неидеальной среды. Для расчета скоростей ядерных реакций в неидеальных условиях применялся метод Монте-Карло. Результаты точных расчетов сравнивались с приближенными аналитическими расчетами соответствующей диаграммы Фейнмана с помощью нерелятивистских кинетических функций Грина в среде, которые соответствовали обобщенной функции распределения взаимодействующих частиц по энергиям и импульсам. Продемонстрирована возможность понизить кратность интеграла, соответствующего данной диаграмме с 12 до 5, что значительно ускорило вычисления и контроль точности. Проведенные расчеты показывают, что квантовые эффекты существенно влияют на скорости таких реакций, как p + 7 Be, 3 He + 4 He, p + 7 Li, и 12 C + 12 C. Уточненные величины скоростей реакций могут быть значительно выше, чем их классические значения для условий, ожидаемых в недрах Солнца и сверхновых звезд. Обсуждается возможность наблюдения теоретических предсказаний в лабораторных условиях.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

КИНЕТИКА ГАЗОРАЗРЯДНОЙ ПЛАЗМЫ П.В. Каштанов, Б.М. Смирнов ОИВТ РАН, Москва, Россия, bmsmirnov@gmail.com Ионизованный газ во внешнем электрическом поле (или газоразрядная плазма) представляет собой наиболее распространенный тип плазмы с наибольшим числом приложений плазмы. Это связано с простым способом создания и поддержания газоразрядной плазмы под действием электрического поля, причем энергию от электрического поля получают сначала электроны, и далее она передается атомам или молекулам газа в процессе столкновения с ними электронов. Тем самым способ создания и поддержания рассматриваемой плазмы делает ее термодинамически неравновесной по определению. Поэтому в отличии от термодинамических объектов газоразрядная плазма требует кинетического описания на языке функций распределения электронов по скоростям или энергиям [1-3].

Далее, поскольку установление равновесия для газоразрядной плазмы с заданными параметрами и при заданных внешних условиях определяется процессами столкновения атомных частиц, составляющих плазму, важную роль при описании поведения газоразрядной плазмы играют параметры процессов, которые при заданных условиях ответственны за эволюцию и поведение конкретной газоразрядной плазмы. Поэтому исследование кинетики газоразрядной плазмы требует информации о протекающих в ней процессах.

Одним из следствий этого является многообразие режимов газоразрядной плазмы, которое определяется как конкуренцией протекающих в плазме процессов, в том числе с участием возбужденных атомных частиц, так и зависимостью роли отдельных процессов от сорта газа и используемых конструкций газового разряда. Поэтому даже в настоящее время создаются новые типы газового разряда, представляющие интерес для определенного типа приложений. По этой же причине универсальные схемы для расчета кинетики газоразрядной плазмы с включением большого числа процессов даже для простой геометрии газового разряда становятся слишком громоздкими и не могут конкурировать с простыми схемами, учитывающими ограниченное число процессов для определенных газов.

Рассматривается газоразрядная плазма инертных газов с аксиальной симметрией, что соответствует положительному столбу газового разряда в цилиндрической трубке.

Поскольку электроны в атомном газе, в отличии от ионов, слабо обмениваются энергией с атомами газа при одном столкновении, их характерная энергия может значительно превышать энергию ионов для используемых в газовом разряде полей. Тогда при соответствующих полях возможно самоподдержание газоразрядной плазмы, когда характерная энергия электронов составляет несколько эВ, тогда как характерная энергия ионов оказывается тепловой или порядка тепловой энергии. В частности, в этом случае на границе плазмы под действием перемещения быстрых электронов создаются относительно высокие поля, так что коэффициент амбиполярной диффузии плазмы оказывается в десятки и сотни раз больше коэффициента диффузии ионов. Основываясь на измеренных скоростях процессов, мы анализируем кинетику газоразрядной плазмы инертных газов для различных режимов ее кинетики.

Литература [1]. Б.М.Смирнов. УФН 179, 591(2009) [2]. Л.Д.Цендин. УФН 180, 139(2010) [3]. Б.М.Смирнов. Свойства газоразрядной плазмы. (Петербург, Изд. Политех. Ун., 2010) 39th international conference on plasma physics and CF, February 6 – 10, 2012, Zvenigorod.

HIGH ENERGY DENSITY PHYSICS WITH INTENSE HEAVY ION BEAMS Hoffmann Dieter H.H., Roth M., Schaumann G., Bedacht S., Menzel J., Udrea S., Ling J., * Bozyk Lars, *Fedenev A., *Weyrich K, *Varentsov D., **Ternovoi V., **Nikolaev A.D., ** Pyalling A., **Shilkin N., **Mintsev V., ***Turtikov V., ***Fertman A., ***Golubev A.A.

Technische Universitt Darmstadt, Institut fr Kernphysik, Schlossgartenstr 9, Darmstadt, Germany * Gesellschaft fr Schwerionenforschung, Darmstadt, Germany ** IPCP Chernogolovka, Russia, *** ITEP, Moscow, Russia It is expected that the future heavy ion facility, FAIR (Facility for Antiprotons and Ion Research) will provide compressed beam pulses with an intensity that exceed the current beam intensities by three orders of magnitude. This will open up the possibility to explore the thermophysical and transport properties of HED matter in a regime that is very difficult to access using the traditional methods of shock compression.

Currently the most intense heavy ion beam for experiments to induce high energy density states in macroscopic amounts of matter is available at GSI in Darmstadt. Recently a new record intensity was achieved with more than 10**10 Uranium Ions at charge state 73+ and an energy of MeV/u. This allows studying thermophysical properties of high energy density states when matter passes the warm dense matter regime of the phase diagram at high density but relatively low temperature.

We have investigated hot liquid lead, tantalum and tungsten and present measurements of the temperature as function of specific enthalpy. An ongoing project is the development of a non contact measurement of the electrical conductivity of warm dense matter. The density evolution of warm dense matter will be investigated with a proton microscope, which is under construction at GSI. In this talk we will also summarize the progress on the development of cryogenic targets. Thus the talk will give an overview on recent results and developments of beam plasma, and beam matter interaction processes studied with heavy ion beams.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ГЕНЕРАЦИЯ НЕИНДУКЦИОННОГО ТОКА НИЖНЕГИБРИДНЫМИ ВОЛНАМИ В ТРАДИЦИОННЫХ И СФЕРИЧЕСКИХ ТОКАМАКАХ В.В. Дьяченко Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН, С.Петербург, Россия Методы генерации неиндукционного тока нижнегибридными волнами подробно исследованы и хорошо зарекомендовали себя в традиционных токамаках. Однако при попытках использования в установках с малым аспектным отношением, которые работают при больших плотностях плазмы при относительно низких тороидальных магнитных полях, так что плазменная частота ниже электронной циклотронной они сталкиваются с рядом трудностей. В частности, сценарий нижнегибридной (НГ) генерации тока сложно реализовать из-за недоступности внутренних областей плазменного шнура для волн с продольным замедлением необходимым для генерации тока. Тем не менее, как показано в [1], присущая сферическим токамакам сильная полоидальная неоднородность открывает такую возможность, если возбуждать волны, замедленные преимущественно в полоидальном направлении.

В докладе делается обзор современного состояния экспериментов по генерации тока нижнегибридными волнами в традиционных токамаках. Обсуждаются результаты численного моделирования возбуждения, распространения и поглощения НГ волн применительно к экспериментам по генерации тока на сферическом токамаке.

Анализируются возможности оптимизации ввода ВЧ мощности в плазму на токамаке Глобус-М [1] и описывается статус подготавливаемого эксперимента по генерации нижнегибридного тока увлечения на частоте 2.5 ГГц. Также приводятся результаты пилотного эксперимента по подъему и поддержанию тока только с помощью НГ волн (на частоте 900 МГц) при полном отсутствии вихревого электрического поля [3].

Литература [1]. Gusakov E.Z., Dyachenko V.V., Irzak M.A. et al,// Plasma Phys. Control. Fusion, 2010. V.52.

P. 075018.

[2]. Dyachenko V.V., Chernyshev F.V., Gusev V.K. et al // Proc. of the 38th Conf. on Plasma Physics, Strasburg, 2011,P4. XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

УПРАВЛЕНИЕ ТРАНСПОРТНЫМ БАРЬЕРОМ В ТОКАМАКЕ С ПОМОЩЬЮ РЕЗОНАНСНЫХ МАГНИТНЫХ ВОЗМУЩЕНИЙ В.А. Рожанский С.Петербургский государственный политехнический университет Основным режимом работы современных токамаков и строящегося токамака - реактора ИТЭР является режим улучшенного удержания (Н-режим). Работа в этом режиме как правило сопровождается развитием пристеночных локализованных мод (ELMs Type I), которые приводят к временному разрушению пристеночного транспортного барьера (ETB) и выбросу частиц и энергии через сепаратрису и далее на диверторные пластины. По современным представлениям работа реактора в режиме с ELMs невозможна из-за высокой тепловой нагрузки на пластины. Одним из наиболее эффективных методов подавления ELMs является создание резонансных магнитных возмущений (RMP) в области ЕТВ за счет дополнительных седловых обмоток, которыми в настоящее время оснащены многие токамаки и которые предусмотрены на ИТЭР.

В предлагаемом обзоре проанализированы механизмы воздействия RMP на структуру транспортного барьера в токамаке. Обсуждаются такие явления как уменьшение плотности плазмы в барьере, так называемый ‘pump-out’ эффект, уменьшение отрицательного электрического поля или изменение его знака, ускорение плазмы в тороидальном направлении, эффекты экранирования RMP плазмой, возможные механизмы подавления ELMs. Аналитические предсказания и результаты численных расчетов сопоставляются с данными экспериментов на токамаках DIII-D, MAST, ASDEX-Upgrade. Обсуждаются возможные сценарии работы ИТЭР с RMP.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ОТ ТМ-2 И Т-3 ДО ДЕМО И ДАЛЕЕ (К 50-ЛЕТИЮ ПОЛУЧЕНИЯ ПЕРВЫХ 100ЭВ НА ТМ-2) С.В. Мирнов ГНЦ РФ ТРИНИТИ 142 190 Троицк Москва Россия 50 лет назад, зимой 1961-62гг в Отделе Плазменных Исследований (ОПИ) Курчатовского института на токамаке ТМ-2 (токамак малый-2) Е.П.Горбуновым и К.А.Разумовой был впервые получен макроскопически устойчивый плазменный разряд с электронной температурой более чем 100эВ. Через год подобный же разряд был получен Л.А.Арцимовичем и др. на самом большом для того времени советском токамаке Т-3. Последующее сравнение характеристик плазменного удержания в этих двух установках позволило предложить (1968г) первый феноменологический закон подобия для E, так называемый скэлинг E~a2H, который стал физической базой для создания многочисленных токамаков в различных странах мира (Рис.А). Этот процесс привел к созданию токамаков, приближающихся к ДТ-зажиганию с мощностью синтеза на уровне 10МВт и началу работ по созданию ИТЭРа с предполагаемой мощностью синтеза около 500МВт. Токамаки такого уровня уже сегодня могли бы найти промышленное применение в качестве мощных источников быстрых нейтронов для ядерной энергетики в качестве трансмутаторов («сжигателей») ядерных отходов либо для производства ядерного топлива. Российские специалисты в области ядерной энергетики, заинтересованные такими приложениями токамаков, сформулировали требования для подобных источников нейтронов, которые могли бы обеспечить первые шаги в области технологических исследований в этих направлениях. Это - стационарность нейтронного производства (не менее 80% рабочего времени) с полной мощностью нейтронного потока не менее 20МВт и его плотностью не менее 0.2МВт/м2. Известные сегодняшние ДТ-токамаки с мощностью синтеза выше 10МВт - TFTR и JET позволяли получать среднюю нейтронную нагрузку около 0.1МВт/м2, но только в переходном режиме с длительностью масштаба 1 сек. Квазистационарный нейтронный поток на уровне 5МВт и длительностью 5сек был получен на JET с плотностью нейтронной нагрузки менее чем 0.025МВт/м2.

Что предстоит сделать для перехода от сегодняшних токамаков к требуемому технологическому источнику быстрых нейтронов? Анализ экспериментальной информации (Рис.В) показывает, что критическим параметром для наиболее продуктивных токамаков является удельная тепловая нагрузка (РН/S) на единицу поверхности разрядной камеры, что может быть использовано для оценки их будущих термоядерных перспектив. В докладе обсуждаются меры, необходимые для получения в токамаке масштаба JET стационарной ДТ-реакции с нейтронной нагрузкой масштаба 0.2МВ/м2. Это прежде всего: снижение Zeff путем применения ECRH, использование лития в качестве компонента первой стенки, контактирующей с плазмой, создание стационарных источников нейтральной инжекции с энергией 150-170кэВ (по тритию), удаление Не и создание замкнутого контура циркуляции топлива. Обсуждаются перспективы ДЕМО и дальнейших шагов в области синтеза.

А- динамика нейтронного выхода на токамах и мощности нагрева РН, В- РН и PH/S - кресты.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ПРОГРЕСС В СОЗДАНИИ ИТЭР И РОССИЙСКИЙ ВКЛАД Красильников А.В.

Частное учреждение Госкорпорации Росатом «Проектный центр ИТЭР», Москва, Россия, a.krasilnikov@iterrf.ru Проект ИТЭР является важным шагом в развитии термоядерной энергетики. Он должен не только подтвердить или скорретировать полученные в современных токамаках скейлинги и обеспечить изучение процессов в плазме в условиях термоядерного зажигания и горения.

ИТЭР призван проинтегрировать последние достижения науки и техники в проект, показать возможность работы команды ИТЭР по стандартам, единым для всех стран участниц, продемонстрировать «горение» плазмы при Q = 10 и термоядерной мощности 500 МВт в течение сотен секунд.

Пять лет прошло с момента подписания (ноябрь 2006 года) Соглашения о строительстве ИТЭР. В основу взаимодействия Организации ИТЭР с домашними агентствами был положен фундаментальный принцип – т.н. «натуральный вклад» каждой стороны в проект и обмен интеллектуальной собственностью, созданной в процессе выполнения НИОКР. В последние полгода, с целью интенсификации процесса сооружения ИТЭР и оптимизации системы управления, МО ИТЭР пересмотрела сроки выполнения, финансовые затраты и ответственность сторон за выполнение графика и предложила изменение некоторых технических систем. В частности начаты исследования возможности установки вольфрамового дивертора с самого начала экспериментов на ИТЭР, а так же принято решение о переносе срока запуска ИТЭР (т.н. «первую плазму») на ноябрь 2020 года.

В докладе представлен прогресс в создании критических систем ИТЭР, изменения, которые возникли в процессе проектирования технических систем, изменение подхода к выполнению и контролю графика строительства и системы управления проектом.

Показан прогресс в изготовлении систем оборудования в обеспечение российского вклада в проект ИТЭР – сверхпроводников и изделий на их основе в кооперации с другими странами, бериллиевой первой стенки ИТЭР, гиротронов, разработке прототипов диагностик, трехмерном проектировании систем ИТЭР, развитии системы CODAC и т.д.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

СИНЕРГЕТИКА ПЛАЗМЫ В ТОКАМАКАХ И ДРУГИХ МАГНИТНЫХ ЛОВУШКАХ К.А. Разумова НИЦ «Курчатовский Институт» Москва, Россия, e-mail: razumova@nfi.kiae.ru После почти 60 лет исследований, проведенных на токамаке, у физиков осталось много необъясненных явлений и понимание того, что плазма всегда турбулентна.

Однако именно благодаря развитой турбулентности она обладает способностью к самоорганизации. Согласно развитой в середине прошлого века науке «синергетике»

организованные структуры могут возникать, когда: 1. Система является термодинамически открытой, т.е. может обмениваться веществом и энергией со средой. 2. Динамические уравнения системы нелинейны. 3. Отклонения от равновесия превышает некоторую величину. 4. Макроскопические процессы происходят согласованно. Плазма магнитных ловушек удовлетворяет всем этим требованиям, Поэтому не удивительно, что мы наблюдаем возникновение макроскопически устойчивых хорошо организованных энергетических профилей в токамаках, стеллараторах и пинчах с обращенным полем. Эксперименты показали, что в токамаках и стеллараторах самоорганизация приводит к формированию канонического нормированного профиля давления, pN(r) не зависящего от концентрации плазмы, распределения плотности тока внутри нее, механизма, величины и радиального распределения мощности дополнительного к омическому нагрева. Если ввести =r/(IpR/kB)1/2, профиль будет одинаковый для любого токамака. Здесь r-радиус плазмы, Ip ток, В - продольное магнитное поле, k - коэффициент, характеризующий вытянутость сечения плазмы. Время восстановления профиля энергетического времени жизни.

Профиль существует везде, кроме зон транспортных барьеров. Он регулируется энергетическими потоками, связанными с аккумулированными на рациональных магнитных поверхностях турбулентными ячейками. Существование pN(r) соответствует МГД устойчивой плазме. Искажение pN(r) приводит к раскачке мод с низкими номерами.

Понимание саморегуляции профиля pN(r) позволило объяснить такие сложные явления, как: 1) Различная величина теплопроводности, найденной из баланса мощностей и из скорости распространения импульса тепла или холода, 2) Очень быстрое изменение температуры или плотности в центральной части при изменениях на границе плазмы – нелокальную зависимость транспортных коэффициентов от параметров плазмы. Создалась непротиворечивая картина процессов в токамаке.

Очень эффектный пример самоорганизации получен на пинче с обращенным полем в Падуе. В этом случае продольное магнитное поле меньше полоидального поля плазмы (q=Br2/IR 1). При приближении q к единице возникают сильные МГД моды m/n=1/1 и m/n=2/1, но при дальнейшем росте тока вдруг происходит самоорганизация и возникает МГД устойчивая структура очень похожая на стелларатор с пространственной осью, типа TJ-II.

Эффекты самоорганизации наблюдаются также на установках LDX и LATE.

Явление самоорганизации, синергетики в плазме магнитных ловушек требует серьезного теоретического рассмотрения, чего пока нет. Правильное понимание этих механизмов продвинет нас в создании термоядерного реактора.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

МЕТОДИКА ЛАЗЕРНОЙ ФЛУОРЕСЦЕНЦИИ ДЛЯ ДИАГНОСТИКИ ПЛАЗМЫ В ГЕЛИЕВЫХ РАЗРЯДАХ ИТЭРА А.В. Горбунов, *А.С. Кукушкин, И.В. Москаленко, Д.А. Щеглов ФГУ НИЦ «Курчатовский институт», г. Москва, РФ, e-mail: alexeygor@mail.ru *ITER Organization, Cadarache, France, e-mail: Andre.Kukushkin@iter.org В настоящее время набор сценариев плазмы, предшествующих применению дейтерий тритиевых режимов, дополнен сценариями работы в гелиевых разрядах [1]. Это потребовало проведения дополнительного анализа применимости использования методики лазерно индуцированной флуоресценции (ЛИФ) для диагностики диверторной плазмы в таких режимах. При анализе были использованы расчетные данные, полученные при 2D моделировании параметров диверторной плазмы с помощью кода SOLPS4.3. Детальный анализ выполнен для сценария разряда с высокой плотностью плазмы в диверторе (1942), в котором нагрузка на диверторные пластины составляет ~2.6 МВт/м2. Фактически разряд не является «чисто гелиевым», так как предусмотрено наличие в плазме дейтерия и углерода, для которых также выполнены расчёты параметров. Построены распределения расчетных параметров плазмы вдоль линии лазерного зондирования. Для вычисления сигналов фотодетектора (число фотоэлектронов на лазерный импульс) были использованы принятые в настоящее время характеристики подсистемы сбора, передачи и детектирования флуоресцентного излучения. Сигналы флуоресценции атомов гелия (He0) превышают значения, полученные ранее в расчётах для DT-режимов. Максимальное значение сигнала флуоресценции составило (He0) 500 фотоэлектронов.

Детальная расчётная информация о параметрах гелиевых разрядов позволила провести анализ новой задачи – рассмотреть возможность применения методики ЛИФ с использованием диагностики иона гелия He+. Была предложена спектроскопическая схема ЛИФ, удовлетворяющая требованию проведения измерений на ИТЭРе. Использованы значения L = 320 нм и FLU = 1012 нм. Таким образом, выполнено условие L FLU, что позволяет избежать влияния «паразитного» лазерного излучения. Выбор линии флуоресценции в ближнем инфракрасном диапазоне имеет в данном случае преимущество:

возможно применение лавинных фотодиодов имеющих высокий квантовый выход (например, Hamamatsu Si APD S8890 series, характеристики которого использованы при проведении расчетов сигналов флуоресценции). Результаты оценок сигнала (He+) оказались несколько неожиданными. Во-первых, сигналы флуоресценции (He0) и (He+) имеют максимум при одном и том же расположении используемого объёма плазмы на линии зондирования. Во-вторых, сигнал флуоресценции на ионах заметно превышает сигнал на атомах ((He+)/(He0) 6). Результаты анализа применимости ЛИФ в гелиевых разрядах оказались достаточно оптимистическими, но представляется необходимой более детальная разработка столкновительно-излучательной модели для водородоподобного иона гелия.

Литература [1]. A.R. Polevoi, D. Campbell, V.A. Chuyanov, W. Houlberg, A.A. Ivanov, A.S. Kukushkin, P.

Lamalle, A. Loarte, V.S. Mukhovatov, T. Oikawa, Assessment of plasma parameters for low activation phase of ITER operation. 22nd IAEA Fusion Energy Conf. Geneva, Switzerland, 13 – 18 October 2008, Topic: IT/P6-6.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ СПЕКТРОСКОПИЧЕСКИХ Н- ИЗМЕРЕНИЙ ВЫСОКОГО РАЗРЕШЕНИЯ В ИТЭР А.Б. Кукушкин, В.С. Лисица, М.Б. Кадомцев, М.Г. Левашова, В.С. Неверов, В.А. Шурыгин, *В. Котов, **А.С. Кукушкин, **С. Лисго, А.Г. Алексеев, А.В. Горшков, Д.К. Вуколов, К.Ю. Вуколов, **Е. Вещев ИФТ НИЦ «Курчатовский Институт», Москва, Россия, kuka@nfi.kiae.ru * Forschungszentrum Jlich GmbH, IEK-4-Plasma Physics, Jlich, Germany ** ITER Organization, Cadarache, France Дан обзор теоретических проблем спектроскопических Н- измерений высокого разрешения в ИТЭР, которые были исследованы на стадии защиты концептуального проекта Н- диагностики. Это включает:

сравнительный анализ результатов численного моделирования ожидаемых двумерных пространственных распределений параметров (плотностей и температур) периферийной (SOL) и диверторной плазмы на квазистационарной стадии разряда в ИТЭР, полученных транспортным кодом SOLPS4.3 (B2-EIRENE) [1 - 3], полу-аналитическую одномерного модель для функции распределения нейтральных атомов по скоростям в SOL и ее сравнение с соответствующими результатами моделирования кодом EIRENE для нейтральных атомов дейтерия с использованием данных для плазменной компоненты, рассчитанных кодом B2 EIRENE (SOLPS4.3), полу-аналитическую модель расчета спектральных характеристик света, излученного в бальмеровских линиях в диверторе и попадающего в спектрометры в результате диффузного или неоднократного зеркального отражения от полностью металлических стенок вакуумной камеры (проблема рассеянного диверторного света (РДС), формулировку обратной задачи для оценки точности измерения отношения концентраций трития и дейтерия и измерения полной плотности нейтралов в SOL по данным спектроскопических Н- измерений высокого разрешения, оценку точности указанных измерений при условии значительного превышения спектральной интенсивности РДС над таковой для излучения бальмеровской альфа-линии в SOL для ряда линий наблюдения в ИТЭР.

Представлены планы работ, включающие проверку разработанного подхода в текущих экспериментах на установках с полностью металлической первой стенкой.

Литература.

[1]. Kukushkin A.S., Pacher H.D., Loarte A., Kotov V., et al. Nucl. Fusion, 2009, 49, 075008.

[2]. Braams B.J. PhD thesis. Utrecht: Rijksuniversitet, 1986.

[3]. Reiter D., Baelmans M., Boerner P. Fusion Sci. Tech., 2005, 47, 172 (www.eirene.de).

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

СТАТУС ДИАГНОСТИКИ "СПЕКТРОСКОПИЯ ВОДОРОДНЫХ ЛИНИЙ" ДЛЯ ИТЭР А.Г. Алексеев, Д.К. Вуколов, К.Ю. Вуколов, А.В. Горшков, А.А. Медведев, А.Б. Кукушкин, И.И. Орловский НИЦ «Курчатовский институт», 123182 Москва, пл. Академика Курчатова, д.1, e-mail: aleks.ag@nfi.kiae.ru В докладе представлены текущее состояние и основные результаты работ, проведенных в НИЦ КИ в 2011 г по разработке диагностики «Спектроскопия водородных линий» для ИТЭР.

Основным результатом является защита концептуального проекта, состоявшаяся в сентябре 2011 г. В процессе ее подготовки были выявлены существенные проблемы, связанные с присутствием в составе регистрируемого сигнала значительной компоненты отраженного света, исходящего из диверторной области. Основную трудность составляет тот факт, что спектр фонового излучения имеет линейчатый характер, практически совпадающий со спектром свечения изотопов водорода в пристеночной плазме. При этом уровень фонового излучения, обусловленной этой компонентой, может на несколько порядков превышать яркость водородных линий в пристеночной плазме.

С целью облегчения решения этих проблем предложено использовать комплексный подход, включающий преимущественно тангенциальные направления обзора, применение оптических ловушек, математические методы восстановления с использованием данных спектроскопии высокого разрешения. Тем не менее, выполнение в полной мере требований ИТЭР, изначально предъявляемых к данной диагностике, по ряду параметров не представляется возможным.

Рассмотрены основные задачи, стоящие перед разработчиками в 2012 г., предварительный долгосрочный план работ по этой теме.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

РАЗВИТИЕ ДИАГНОСТИКИ РЕФЛЕКТОМЕТРИИ СО СТОРОНЫ СИЛЬНОГО МАГНИТНОГО ПОЛЯ ДЛЯ УСТАНОВКИ ИТЭР В.А. Вершков, Д.А. Шелухин, А.А. Петров, В.Г. Петров, Д.В. Сарычев Институт физики токамаков, НИЦ «Курчатовский Институт»

Основной задачей рефлектометрии со стороны сильного магнитного поля (ССП рефлекметория) в ИТЭР будет измерение профиля электронной плотности. Хотя в настоящий момент измерение профиля с помощью рефлектометрии ведется на ряде установок, однако до сих пор отсутствует опыт создания систем с широкополосностью и в условиях ограничений, накладываемых рабочими условиями и конструкцией, характерными для ИТЭР.

Работа посвящена текущему состоянию работ по разработке диагностики ССП рефлектометрии. Обсуждается структурная схема диагностики, конструктивные особенности, результаты расчетов и тестов макетов отдельных элементов конструкции диагностики. По сравнению с эскизным проектом диагностики были разработаны новая конструкция фланцевых соединений, существенно переработана конструкция крепления внутрикамерных волноводов. Ранее было предложено использовать в качестве вакуумного окна кварцевую пластину, впаянную в прямоугольный волновод. Расчеты и макетные испытания данной конструкции показали, что такое окно обладает большими внутренними напряжениями и может не удовлетворить требованиям ИТЭР. Было предложено использовать круглое волноводное окно и специальные переходы. Были проведены расчеты и сделан макет окна, который продемонстрировал хорошие СВЧ характеристики. В системе сложения/разложения предложено отказаться от делителя на пропускающих диффракционных решетках и применить отражающие решетки. Был создан и испытан макет делителя на три частотных диапазона.

Макеты СВЧ генераторов и схемы предварительной обработки сигналов были собраны и испытаны на стенде рефлектометрии ИТЭР и установке Т-10. Для макетов применялись гетеродинная схема с усилением сигнала на промежуточной частоте, квадратурная схема анализа сигнала и сбор данных с помощью 10-разрядного АЦП с тактовой частотой до 1 ГГц.

Была разработана и изготовлена плата управления генератором, включающая 400 МГц 16 битный ЦАП, формирователь промежуточной частоты, умножитель/сдвигатель частоты.

Создан и испытан универсальный источник питания для СВЧ генераторов.

Поскольку существование в плазмы флуктуаций плотности оказывает существенное влияние на работу диагностики, была проведена работа по оценке предельного уровня флуктуаций, при котором возможно измерение плотности. Показано, что измерения в центральной части шнура возможны при уровне флуктуаций не более ~ 0.2%, а на периферии – не более 5 %. Проведены работы по оптимизации алгоритма восстановления профиля плотности для увеличения скорости обработки данных.

Характерные профили плазмы, близкие к периферийной плазме ИТЭР, наличие антенн со стороны сильного магнитного поля и большой протяженности волноводной передающей линии от СВЧ генераторов делают установку Т-10 уникальным стендом для отработки методик измерения, сбора и обработки данных для ССП рефлектометрии ИТЭР. Были разработаны методики калибровки частоты СВЧ источников, линеаризации временной характеристики, а также методика учета дисперсии волноводного тракта Также в работе будут обсуждаться планы работ по дальнейшей разработке диагностики.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ИССЛЕДОВАНИЙ ПО ПРОБЛЕМЕ ПЕРВОГО ЗЕРКАЛА ДЛЯ ОПТИЧЕСКИХ ДИАГНОСТИК ИТЭР Алексеев А.Г., Вуколов К.Ю., Орловский И.И., Тугаринов* С.Н.

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия, orlovskiy@nfi.kiae.ru * Государственный научный центр Российской Федерации Троицкий Институт инновационных и термоядерных исследований (ТРИНИТИ), Троицк, Россия, tugar@triniti.ru Оптические системы всех диагностик установки ИТЭР включают в свой состав зеркала для передачи излучения от плазмы к детекторам за биозащитой. При этом первое зеркало, смотрящее на плазму, будет подвержено значительным нейтронным потокам, тепловым нагрузкам, а главное, потокам высокоэнергичных нейтралов перезарядки и переосаждению загрязнений с элементов конструкции вакуумной камеры и диагностических каналов. В результате при проектировании узла первого зеркала необходимо решить задачи выбора подходящего материала и технологии изготовления самого зеркала, проработать системы защиты зеркала от неблагоприятных воздействий среды, а также сделать оценку времени жизни зеркала в условиях ИТЭР для разработки регламента эксплуатации диагностики.

Кроме того, само понятие «условия ИТЭР» во-первых, специфично для каждой диагностики, а во-вторых, до конца не определено, и определение этих условий также представляет собой одну из задач, входящих в проблему первого зеркала.

В докладе описывается современное состояние исследований, направленных на решение вышеперечисленных задач. Основной акцент сделан на работах, проводимых в НИЦ «Курчатовский Институт» в поддержку российских диагностик - спектроскопии водородных линий (H-alpha) и активной спектроскопии (CXRS). Помимо этого, приводятся результаты численного моделирования и экспериментов, проводимых на плазменных установках по всему миру при участии международной рабочей группы по проблеме первого зеркала в рамках ITPA (International Tokamak Physics Activity).

Основными результатами на данный момент являются: вывод о доминировании процессов осаждения материалов первой стенки на поверхность первого зеркала над эрозией во всех диагностических портах;

выбор монокристаллического молибдена в качестве основного кандидатного материала первого зеркала для верхних и экваториальных портов ИТЭР;

экспериментальное подтверждение эффективности различных систем защиты зеркал, включая диафрагмирование светового потока, развитие поверхности диагностических каналов, использование подвижных шторок и систем очистки зеркал за счет физического распыления поверхности.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

СТАТУС ДИАГНОСТИКИ ТОМСОНОВСКОГО РАССЕЯНИЯ ПЛАЗМЫ В ДИВЕРТОРЕ ИТЭР Е.Е. Мухин, С.Ю. Толстяков, В.В. Семенов, М.М. Кочергин, Г.С. Kурскиев, А.Г. Раздобарин, А.А. Березуцкий, С.В. Масюкевич, П.В. Чернаков ФТИ им. А.Ф. Иоффе, С.-Петербург, Россия, E.Mukhin@mail.ioffe.ru Важной частью экспериментальной программы ИТЭР станет мониторинг электронных параметров в диверторе. Знание Te и ne в диверторе необходимо для изучения поведения плазмы в диверторном объеме, а также для управления положением плазменного шнура во время срывов и для управления потоками в основную плазму примесей, возникающих при взаимодействии плазма—поверхность в диверторе. Данная работа посвящена разработке диагностического комплекса томсоновского рассеяния дивертора токамака ИТЭР. Работа диагностики томсоновского рассеяния (ТР) в диверторе ИТЭР будет проходить в крайне неблагоприятных условиях: высокой радиационной нагрузке на оптические элементы, загрязнении оптических элементов продуктами эрозии первой стенки в виде пылевых и плёночных осаждений. Дополнительные трудности в реализации диагностики связаны с ограниченным доступом к плазме и интенсивностью сигнала ТР, зачастую более слабой, чем интенсивность фонового излучения, которое включает линейчатый и непрерывный спектры излучения плазмы, а также излучение нагретых объектов. Основной сложностью создания диагностики ТР в диверторе является ограниченный доступ к плазме и работоспособность оптических компонентов, расположенных в непосредственной близости от диверторной плазмы. В работе представлен отчет о защите концептуального проекта диагностики томсоновского рассеяния в диверторе токамака ИТЭР, сформулированы основные направления работ и приведен план дальнейшего развития диагностического комплекса.

В работе рассматриваются следующие задачи:

Выбор и обоснование параметров диагностической системы томсоновского рассеяния диверторной плазмы токамака ИТЭР.

Анализ различных источников фонового излучения - как фактора ограничения чувствительности диагностики.

Разработка и исследование эффективности перспективных методов защиты оптических поверхностей от плазменного воздействия, в том числе, газоструйного удаления пылевых частиц, а также плазменной чистки.

Принципы построения и создание опытных образцов диагностической аппаратуры.

Проведение серии испытаний опытных образцов диагностической аппаратуры.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ПРОГРЕСС В РАЗРАБОТКЕ ДИАГНОСТИК ПЛАЗМЫ ИТЭР К.Ю. Вуколов, *А.В. Звонков Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт", 123182, Москва, пл. Курчатова, 1, vukolov@nfi.kiae.ru * Проектный центр ИТЭР, Москва, РФ, a.zvonkov@iterrf.ru Задачи, стоящие перед диагностиками ИТЭР, во многом отличаются от задач, выполняемых ими на современных действующих установках. Сейчас с помощью диагностики в основном проводятся исследования плазмы, а диагностический комплекс ИТЭР, прежде всего, будет предназначен для управления установкой и обеспечения её безопасной эксплуатации, а также для получения и поддержания требуемых режимов работы. Непосредственно физические исследования и получение данных о параметрах термоядерной плазмы относятся на ИТЭР к второстепенным задачам, хотя не менее важным и сложным. В настоящее время заканчивается стадия защиты концептуальных проектов диагностик. Начат процесс подписания соглашений о поставке диагностик. Основные проблемы связаны с выбором элементов и материалов, которые позволят обеспечить надежную эксплуатацию диагностической аппаратуры в условиях ИТЭР на D-T стадии:

длительность «импульса» до 1000 с, поток нейтронов на стенку на уровне 1014 н/см2с, магнитные поля в месте размещения детекторов до 2 Тл. Для оптических диагностик необходимо преодолеть проблемы, связанные с отражением яркого свечения диверторной плазмы от стенок основной камеры, а также деградации оптических элементов собирающих излучение из плазмы.

Для обеспечения надежности диагностические системы должны быть поэлементно протестированы на стендах, а прототипы критических элементов и детектирующая аппаратура испытаны на действующих плазменных установках. Обеспечение требуемого режима эксплуатации диагностик в ИТЭР должно быть подтверждено расчетами. Одной из наиболее актуальных инженерных задач является интеграция диагностик в ограниченном пространстве. В ИТЭР диагностики размещаются на трех уровнях: верхнем, экваториальном и нижнем (диверторном), внутри патрубков, а также непосредственно в вакуумной камере.

Отметим, что в ИТЭР отсутствуют вертикально направленные патрубки, что затрудняет организацию измерений и обеспечение томографии.

Доклад посвящен прогрессу в разработке диагностики для ИТЭР в России.

Диагностические системы, разрабатываемые в РФ (активная спектроскопия, рефлектометрия плазмы со стороны сильного магнитного поля, спектроскопия водородных линий;

анализаторы атомов перезарядки, нейтронные диагностики, томсоновское рассеяние в диверторе и лазерная флюоресценция), предназначены для измерения важнейших параметров плазмы. Рассмотрен прогресс за год по основным направлениям работ:

- IO-DA активность по подготовке соглашений о поставке диагностических систем, - Интеграция диагностик в порт-плагах и разработка интерфейсов, - Инженерные работы по конструированию порт-плагов, - Проектирование и изготовление макетов и прототипов элементов диагностик, - Макетные испытания диагностических систем, - Расчетно-аналитическое сопровождение проектов, - Разработка систем сбора и обработки данных (CODAC).

Работа выполнена при поддержке государственной корпорации Росатом, контракт № Н.4к.52.90.11.1095 от 30.03.11 г.


XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

КРИТИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ РАДИОЧАСТОТНОГО НАГРЕВA ПЛАЗМЫ В ИТЭР.

ВЧ МЕТОДЫ ДЛЯ ELM-КОНТРОЛЯ И КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ СТЕНКИ В. Вдовин НИЦ Курчатовский институт, Москва, Россия Эти критические проблемы включают в себя развитиe надлежащиx ICRF / ECRF сценариев и дизайн мощнoй антенны для ввода ВЧ мощности, а также направлять необходимые токи в указанные области плазмы.

В докладе мы представим ICRH / CD моделированиe неактивной фазы ИТЭР гелий водородной плазмы на половине магнитного поля (2,65 T) в указанный в диапазоне частот 40 - 55 МГц IO дизайна. Моделирование показало, что FW волна проходит несколько раз (в отличие от однопроходного режима в DT фазe - полнoe магнитнoe поле с 1 - 2% гелия- сценария). Это опасно, потому что включает в себя паразитное поглощения волн на периферии плазмы и вероятное создание ВЧ слоя с его энергичнoй генерацией ионов. Мы будем предлагать продвинутый сценарий однопроходногo режима поглощения, больше - с перспективой надежных сценариев на полном магнитном поле ИТЭР. Это потребует практического (не дорого) действия в модификации частотного диапазона ВЧ генераторa Следующая известной критической проблемой является ограничения ICRF мощности антенны из-за снижения связи с плазмой. Мы предлагаем небольшую, но очень эффективную модификацию излучающиx петeль, чтобы увеличить ВЧ токи возбуждения, таким образом существенного увеличения излучаемой ВЧ мощности. Долгосрочные передовыe антенныe концепции ИТЭР с гораздо более высокой связью, работающие и с ЭЛМи плазмой, c легким согласованиeм с ВЧ генератором, будут кратко упомянуты.

Альтернативные концепции создания безиндуктивных ВЧ токов в пьедестале плазмы ИТЭР для ELM-контроля на низкой частоте, используя метод альфвеновского резонансa (AR) и метод Нижнего Гибридного резонансa - при гораздо более высоких частотах, были промоделированы и будут показаны и cравнены с основными преимуществами для AR комбинированого методa, с идеей использовать в качестве AR-антенны ICRF антенны, работающими одновременно на двух частотах. Мы обнаружили, что AR диапазон частот является очень эффективным для кондиционирования стенки ИТЭР в сильном постоянном магнитном поле (специфические для сверхпроводящих машин, и недавно продемонстрирован токамаком EAST) из-за чрезвычайно важной роли кинетических альфвеновских волн, рождающихся в процессе преобразования в режиме альфвеновская резонансa (эти медленные KAW также имеют решающее значение для стабилизации ELM с CD эффективностью близкой к LH-й). Мы покажем соответствующee 3D-моделированиe полным волновым кодом, в том числе сложных сценариях кондиционирования с миноритарными добавками Ar или Ne ионов, резонирующих в АР низких частотах и сильно способствует последующей бомбардировки стенки тяжелыми энергичными ионами (использование коммерчески CW ВЧ генераторы).

В заключение мы кратко упомянем еще одну важную проблему для ИТЭР: ECRF полный магнитный сценарий DT фазы. Эта проблема - сильное влияние верхнего гибридного резонанса на ЕС основной гармонике (пренебрегают обычно при лучевом моделировании), приводящее к сильному уширению профиля ECH энерговыделения, таким образом, опасным для концепции стабилизации NTM и, возможно, требующих внесения изменений в проекте ЭЦН антенн, как это недавно было снова поддержaно обновленным 3D полным волновым STELEC-2 кодом c волноводной антенной (В. Вдовин, журнал F&S, май 2011).

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА СМЯГЧЕНИЯ БОЛЬШОГО СРЫВА С ПОМОЩЬЮ БЫСТРОЙ ИНЖЕКЦИИ МАССИВНЫХ БЕРИЛЛИЕВЫХ ТАБЛЕТОК В ПЛАЗМУ ТОКАМАКА МАСШТАБА ИТЭР Докука В.Н., Лукаш В.Э., Хайрутдинов Р.Р.

ИФТ, НИЦ Курчатовский институт, Москва, Россия, khayrutd@mail.ru Наиболее надежным предвестником большого срыва в токамаке (практически, с вероятностью 100%) является быстрый тепловой срыв (БТС) в центральной части плазмы, который представляет угрозу для обращенных к плазме поверхностей. Кроме того, в процессе явления срыва большая часть плазменной энергии может перейти в энергию пучка быстрых электронов за счет генерации сильного электрического поля в результате охлаждения плазмы. Таким образом, смягчение процесса большого срыва становится серьезной проблемой при создании токамака-реактора масштаба ИТЭР. Возможным решением этой проблемы является подача в плазму в процессе срыва быстрой массивной струи инертного газа с целью разбавления плазмы и высвечивания энергии из плазмы до контакта ее со стенкой камеры.

В представленной работе изучается процесс распада тока во время срыва при инжекции бериллиевых таблеток в плазму с целью предотвращения генерации ускоренных электронов в токамаке масштаба ИТЭР. В расчетах с помощью кода ДИНА [1] используется самосогласованное решение одномерных уравнений энергетического и материального баланса для ионов и электронов водорода и примеси совместно с уравнением диффузии полоидального магнитного потока. Таблетки инжектируются в плазму со стороны слабого магнитного поля. Используется аналитическая формула для скорости испарения водородной таблетки [2] с поправкой на величину Z материала таблетки [3]. В процессе пересечения таблеткой магнитных поверхностей и ее испарения величина температуры и плотности определяется в соответствии с законами сохранения. Скорость испарения таблетки рассчитывается с использованием величины электронной температуры и учетом экранирования поверхности таблетки облаком нейтральных частиц. Используется динамическая модель для определения эволюции ионизационного состояния примеси nj(t).

Исследуется влияние размера высокоскоростных (1 км/с) таблеток из бериллия, а также их эффективного заряда на генерацию тока ускоренных электронов. Инжекция таблетки производится непосредственно до или в процессе теплового срыва с целью защиты обращенной к плазме поверхности от локальных тепловых нагрузок. Некорональные радиационные процессы и процессы ионизации атомов примеси [4] должны смягчить процесс выделения мощности в течение быстрого теплового срыва и защитить первую стенку. Тепловой баланс в плазме определяется потерей энергии из-за таблетки, инжекция которой приводит к более чем 20-кратному увеличению концентрации электронов в плазменном объеме, что приводит к радиационной диссипации более чем 95% запасенной в плазме тепловой энергии. Показано, что необходимо более 8 г бериллия с целью радиационного вывода тепловой энергии из плазмы токамака масштаба ИТЭР в процессе быстрого теплового срыва, а также подавления ускоренных электронов во время распада тока. Однако при этом характерное время этого процесса весьма мало ( 20 мс).

Литература [1]. Khayrutdinov R.R. at al., “Studies of plasma equilibrium and transport in a tokamak fusion device with the inverse-variable technique”, Comput. Physics, 109 (1993) [2]. Park, H.B., et. al., Phys. Fluids, 21 (1978) [3]. White, D.G. et al. Phys. Rev. Letters, 81 (1998) [4]. Zhogolev, V.E., 1992, Preprint of Kurchatov Institute, IAE-5494/ XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

.

ОБЕСПЕЧЕНИЕ ВКЛАДА РФ В ПРОЕКТ ИТЭР В ЧАСТИ ПРОВЕДЕНИЯ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ NB3SN И NBTI СТРЕНДОВ ВО ВНИИНМ, КАК РЕФЕРЕНСНОЙ ЛАБОРАТОРИИ РФ И.М. Абдюханов, М.В. Алексеев, С.М. Балаев, А.Е. Воробьева, И.Н. Губкин, Е.А. Дергунова, А.Н. Захаров, Ю.В. Карасев, А.М. Мальченков, К.А. Мареев, Д.С. Новосилова, М.В. Поликарпова, *А.К. Шиков Открытое акционерное общество «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара», Москва, Россия, e-mail: vorob@bochvar.ru * Научно-исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия, e-mail: Shikov_AK@Rrcki.ru При строительстве ИТЭР Международная Организация ИТЭР уделяет особое внимание обеспечению качества компонентов реактора, изготавливаемых в разных странах – участниках проекта. В частности, при изготовлении сверхпроводящих Nb3Sn и NbTi стрендов для магнитной системы ИТЭР в соответствии с условиями Соглашений о поставках (СП) 1.1.P6A.RF.01.0 и 1.1.P6C.RF.01 на Nb3Sn проводники и NbTi кабели между Международной Организацией ИТЭР и Национальным Агентством ИТЭР РФ Количество замеров результаты приемочных испытаний стрендов, которые выполняет каждый производитель сам, должны быть подтверждены замерами в независимой национальной Референсной 5 0 лаборатории, назначенной 186-190 191-195 196-200 201-205 206-210 211-215 216-220 221-225 226- Национальным агентством. В России Интервалы значений критического тока, А такой лабораторией является ОАО «ВНИИНМ». Для того, что бы получить Результаты испытаний критического тока официальное признание от Референсня лаборатория Поставщик Международной организации ИТЭР, ОАО «ВНИИНМ» прошел процедуру Ic, A сравнительных (референсных) испытаний Nb3Sn и NbTi стрендов на референсных образцах стренда, подготовленных в ЦЕРНе (Швейцария), 01RC0008A01U.PV 01RC0026A01U.PV 01RC0036A01U.PV 01RC0041H01U.XV 01RC0047F01U.XV 01RC0054E01C.XV 01RC0057E01C.XV 01RC0059D01C.XV 01RC0062A01C.PV 01RC0065E01C.XV 01RC0075A01C.PV 01RC0106A01C.PV 01RC0115A01C.PV 01RC0124A01C.PV 01RC0133A01C.PV 01RC0020D03U.TV 01RC0070J02C.TV 01RC0081D02C.TV 01RC0089C04C.TV 01RC0097D04C.TV 01RC0141G01C.TV 01RC0150E01C.TV 01RC0159E02C.TV в Референсной лаборатории Международной организации ИТЭР. В № партии ОАО «ВНИИНМ» было подготовлено необходимое для верификационных испытаний оборудование, разработаны и аттестованы методики выполнения этих испытаний, организованы испытания на регулярной основе. В докладе представлены результаты верификационных измерений образцов промышленных партий Nb3Sn от II, III и IV фаз СП 1.1.P6A.RF.01.0 и NbTi стрендов от II и III фаз СП 1.1.P6C.RF.01, которые были изготовлены на ОАО «ЧМЗ», а затем захромированы (Nb3Sn) и заникелированы (NbTi) в ОАО «ВНИИКП». Проведенный анализ полученных данных подтверждает соответствие характеристик изготовленных стрендов требованиям СП 1.1.P6A.RF.01.0 и 1.1.P6C.RF.01.


XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

КОМПЛЕКС ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ СОЗДАНИЯ КАТУШКИ ПОЛОИДАЛЬНОГО ПОЛЯ PF Ю.А. Климченко, А.А. Медников НИИЭФА им. Д.В. Ефремова, Санкт-Петербург, РФ, klimchua@sintez.niiefa.spb.su Шесть катушек полоидального поля (PF1-PF6) образуют одну из четырех основных магнитных систем реактора ИТЭР. В рамках международного проекта НИИЭФА им. Д.В.

Ефремова взял на себя обязательства по подготовке производства и изготовлению полоидальной катушки PF1, внешний диаметр обмотки примерно 9 м, высоту 1 м.

Конструктивно катушка PF1 представляет собой соленоид, собираемый из восьми двухслойных галет, наматываемых в два захода из сверхпроводящего провода типа "кабель в-оболочке". Вес собранной катушки PF1 составляет примерно 200 т.

В соответствии с разработанной технологией катушка PF1 изготавливается в три этапа:

намотка двухслойных галет с одновременным наложением изоляции и последующей вакуумно-нагнетательной пропиткой (ВНП) эпоксидным компаундом горячего отверждения, сборка из галет, наложение корпусной изоляции и ВНП обмотки с одновременным формированием электрических контактов и криогенных соединений.

Для каждого из этапов было разработано, изготовлено и запущено в эксплуатацию уникальное оборудование, полностью отвечающее требованиям ИТЭР по точности изготовления.

Ключевые особенности гибочно-изолировочного оборудования для формирования двухслойных галет:

отсутствие внутренних механических напряжений в галетах - процесс формирования витков галет с помощью 3-х роликовых гибочных устройств позволяет получить обмотку без внутренних механических напряжений;

• мобильность – комплекс может быть демонтирован и собран на новом месте в течение месяца;

• экономичность – отказ от использования классической схемы намотки с помощью план шайбы позволил значительно сократить стоимость оборудования;

• процесс намотки полностью автоматизирован – работа всех устройств комплекса синхронизирована и выполняется по единому алгоритму под управлением САУ;

• непрерывный автоматизированный контроль выходных параметров намотки с возможностью корректировки радиуса витка в случае отклонения от заданного.

ВНП электрической изоляции эпоксидным компаундом обеспечивает монолитность обмотки катушки PF-1 после термической обработки. Ключевые особенности комплекса оборудования для вакуумно-нагнетательной пропитки двухслойных галет:

одновременное наложение 12-ти слоёв витковой изоляции из стеклоленты и полиимида с помощью автоматизированных изолировочных устройств;

наличиеуникального по своим размерам вакуумного объёма для пропитки эпоксидным компаундом и запечки двухслойных галет катушки PF1;

специальное устройство подготовки компаунда позволяет автоматизировано производить смешивание компаунда из нескольких компонентов, нагрев до требуемой температуры и его подачу в вакуумный объём.

Данное оборудование было испытано на моделях двухслойных галет. Наибольшая модель представляла собой 400 полномасштабный сектор реальной галеты. Испытания показали, что точности полученных радиусов витков, качество наложения изоляции, качество пропитки изоляции компаундом и механические характеристики изоляции после запечки полностью удовлетворяют требованиям ИТЭР.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

РАЗРАБОТКА И ПОСТАВКА КАБЕЛЕЙ ПОЛОИДАЛЬНОГО ПОЛЯ И ПРОВОДНИКОВ ТОРОИДАЛЬНОГО ПОЛЯ ДЛЯ МАГНИТНОЙ СИСТЕМЫ ИТЭР В.С. Высоцкий, К.А. Шутов, А.В. Таран, Ю.П. Ипатов, К.С. Маринин, Д.С. Каверин, А.В. Парамонов, М.В. Кочетов, И.Ф. Ченский, Л.В. Потанина, Г.Г. Свалов, * В.М. Патрикеев, *А.К. Шиков ОАО «ВНИИКП», Москва, РФ, e-mail: vysotsky@gmail.com * НИЦ «Курчатовский институт», Москва, РФ, e-mail: shut@isssph.kiae.ru ОАО «ВНИИКП» принимает участие в работах по программе ИТЭР с 1993 года.

Разработки и испытания нескольких коротких образцов на установке «Султан» были увенчаны успешными испытаниями в Японии тороидальной (в 2001 г.) и полоидальной (в 2008 г.) катушек – вставок, разработанных совместно с ВНИИНМ им. А.А.Бочвара и НИИЭФА им. Д.В.Ефремова. В настоящее время ВНИИКП завершил стадию квалификации производства и начал регулярные поставки кабелей на основе NbTi для катушек полоидального поля и проводников типа «кабель-в-оболочке» для магнитов тороидального поля. Для этого был создан технологический комплекс, обеспечивающий полный цикл производства кабелей и проводников.

Исходные стренды на основе NbTi и Nb3Sn поставляются Чепецким механическим заводом корпорации ТВЭЛ. В ОАО «ВНИИКП» стренды проходят очистку и покрываются никелем (NbTi) или хромом (Nb3Sn) на специально созданном технологическом участке, состоящем из двух линий очистки стрендов, одной линии никелирования и трех линий хромирования. Машинный парк кабельного участка состоит из двух высокоскоростных тубулярных машин, двух средних планетарных машин и одной большой планетарной машины для финальной скрутки.

Для изготовления кабелей в оболочке на территории ИФВЭ в г. Протвино построен участок джекетирования с длиной галереи 900 м. Участок оборудован линией автоматической сварки трубной оболочки и необходимым контрольным оборудованием, включающим визуальный контроль с телевизионной камерой, вакуумный контроль, рентгеновскую камеру и др. Участок также оборудован машинами для обжима труб и специальным намоточным устройством для намотки проводников в транспортный соленоид диаметром 4 м.

Завершающим этапом изготовления проводника тороидального поля является его испытания в большой вакуумной камере в НИЦ «Курчатовский институт». Камера с внутренним диаметром 4,8 м и высотой около 5 м оборудована высокопроизводительными откачными насосами и прецизионными измерителями давления, потока, уровня гелиевой течи и масс-спектрометром для анализа состава газа внутри камеры.

В настоящее время в соответствии с планом поставок для ИТЭР изготовлены и доставлены в Европу пять длин (4 медных макета и один сверхпроводящий макет) кабелей полоидального поля. Кроме того, изготовлены и испытаны два пробных проводника тороидального поля длиной около 400 м, один медный макет длиной 760 м и два сверхпроводящих проводника длиной 100 м и 415 м. Тем самым начата регулярная поставка кабелей и проводников для магнитной системы ИТЭР в зачет материального вклада Российской Федерации в его строительство.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ИССЛЕДОВАНИЕ РОССИЙСКОГО БЕРИЛЛИЯ ДЛЯ ПЕРВОЙ СТЕНКИ ИТЭР Химченко Л.Н., Житлухин А.М.*, Климов Н.С.*, Подковыров В.Л.*, Куприянов И.Б.**, Красильников А.В.**, Сафронов В.М.**, Будаев В.П.*** ЧУ «Проектный центр ИТЭР», Москва, Россия * ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ, Троицк, Моссковская область, Россия ** ОАО ВНИИНМ, Москва, Россия *** НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия, l.khimchenko@iterrf.ru В создаваемом термоядерном реакторе ИТЭР российская часть первой стенки составляет 40% или 270 м2. Это один из самых напряженных конструктивов термоядерного реактора.

Первая стенка должна быть не только совместимой по примесному составу с плазмой, но и осуществлять съем энергии плазмы.

В последние годы на крупных токамаках проводились интенсивные исследования физики образования плазменных сгустков (ELM, blob…) в периферийной области, переноса их на стенку и возможного воздействия на материалы. Экстраполяция на ИТЭР показала, что до первой стенки может доходить значительная энергия как в ELM, так и при срывах плазмы, несопоставимая с тепловыми нагрузками на существующих токамаках. Установкой, на которой можно моделировать поведение бериллия в ИТЭР-подобных условиях является КСПУ (коаксиальный сильноточный плазменный ускоритель). Представлен современный взгляд на роль ELM и срывов в распылении бериллиевой стенки ИТЭР.

В докладе приводятся результаты экспериментального воздействия плазменных сгустков с удельной энергией 0.5 – 2.5 МДж/м2 и длительности 0.5 мсек на плазменной пушке КСПУ Ве. Исследовался российский сорт бериллия ТГП-56ПС. Исследования показали, что бериллий при больших тепловых нагрузках (рис.1a) проявляет те же свойства, что и материал дивертора ИТЭР – вольфрам. Появляются трещины в бериллии, порог их появления – 0.5 МДж/м2. На образование трещин влияет чистота обработки поверхности. В «пятне контакта» при 1 МДж/м2 поверхность бериллия становится пористой с крупными трещинами (рис.1b). Характерный размер пор – 0.1-100 мкм. На поверхности обнаружена наноструктурированная бериллиевая пыль с характерным размером около 1 мкм, состоящая из агломерированных кластеров со средним размером 20-50 нм (рис.1c). Так же на поверхности видны потоки и капли расплавленного металла, которые заливают разъединительные прорези (gaps), предназначенные для компенсации механических напряжений. Представлены результаты профилометрии облученной поверхности бериллия.

Приводится зависимость потери массы от числа разрядных импульсов.

а) б) с) 200 мкм 1 мкм Рис.1 Облученная поверхность бериллия - а), трещины – б) и бериллиевая пыль – с) XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПРОЕКТ НЕЙТРОННОЙ ЗАЩИТЫ ДИАГНОСТИЧЕСКОГО КАНАЛА АНАЛИЗАТОРОВ АТОМОВ ПЕРЕЗАРЯДКИ НА УСТАНОВКЕ ИТЭР В.Г. Несеневич, В.И. Афанасьев, А.А. Борисов*, Н.А. Дерябина*, С.С. Козловский**, А.Д. Мельник, М.И. Миронов, А.Ю. Пашков*, М.П. Петров, С.Я. Петров, Ф.В. Чернышев Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН, С.-Петербург, Россия, e-mail: vnesenevich@npd.ioffe.ru * Институт физики токамаков, НИЦ ”Курчатовский институт”, Москва, Россия, e-mail: aborisov@nfi.

kiae.ru ** Санкт-Петербургский государственный политехнический университет, С.-Петербург, Россия, e-mail: skozlovski@phmf.spbstu.ru Комплекс диагностики по потокам атомов на установке ИТЭР предназначен для решения одной из основных задач управления термоядерным реактором – контроля изотопного состава дейтериево-тритиевой топливной смеси [1]. Необходимым условием работы комплекса является наличие прямого вакуумного диагностического канала, соединяющего анализаторы атомов перезарядки с камерой реактора. Проникающий через диагностический канал поток нейтронов будет вызывать интенсивную активацию находящихся вблизи него элементов конструкций реактора. Проектная документация установки ИТЭР [2] строго регламентирует величины предельных активационных доз. Поэтому обязательным требованием, без которого невозможна реализация диагностического комплекса анализаторов атомов перезарядки на установке ИТЭР, является обеспечение надежной нейтронной защиты диагностического канала, которая позволит снизить уровень активации материалов вокруг него до разрешенных значений.

Данный доклад посвящен описанию концептуального проекта нейтронной защиты диагностического канала анализаторов атомов перезарядки, при разработке которого рассматривались различные варианты ее построения. В нем дана оценка влияния на качество защиты типа применяемого материала, структуры защитного слоя, а также габаритных размеров защиты с учетом ограничений, вызванных наличием в экваториальном порту других диагностических систем. Эффективность каждого из вариантов оценивалась по результатам численного моделирования пространственного распределения потока нейтронов и мощности контактной дозы на поверхности элементов конструкций, расположенных вдоль всего диагностического канала от экваториального порта до дверей в портовой ячейке.

Активация материалов рассчитывалась для сценария работы реактора ИТЭР MDGR2 и SA2.

Мощности контактной дозы в портовой ячейке и в межпортовом пространстве анализировались через сутки и на 12-ый день после остановки реактора, соответственно.

На основе анализа полученных данных был создан концептуальный проект защиты и представлены результаты по расчету ожидаемых уровней полного потока нейтронов и мощности контактной дозы в межпортовом пространстве и портовой ячейке. Сделаны выводы о возможности применения разработанного концептуального проекта для защиты вакуумного канала диагностического комплекса на установке ИТЭР.

Литература.

[1]. V.I. Afanasyev, F.V. Chernyshev, A.I. Kislyakov et al, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A-Accel. Spectrom. Dect. Assoc. Equip., 621, 1-3, 456–467, 2010.

[2]. ITER Project Requirements.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОДУКТОВ ЭРОЗИИ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ МАТЕРИАЛОВ ПОТОКАМИ ПЛАЗМЫ С ПАРАМЕТРАМИ, ХАРАКТЕРНЫМИ ДЛЯ ИМПУЛЬСНЫХ ПЕРЕХОДНЫХ ПЛАЗМЕННЫХ ПРОЦЕССОВ В ИТЭР Д.В. Коваленко, Н.С. Климов, *Л.Б. Беграмбеков, А.М. Житлухин, В.Л. Подковыров, В.А. Барсук, А.Д. Ярошевская, А.В. Козловская, *П.А. Шигин, *А.С. Каплевский ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований», Московская область, Троицк, Россия, e-mail: kovalenko@triniti.ru * Национальный исследовательский ядерный университет «Московский инженерно-физический институт», Москва, Россия, e-mail: lbb@plasma.mephi.ru Выбор обращенных к плазме материалов термоядерного реактора является одной из ключевых задач проекта ИТЭР. Эрозия материалов в ИТЭР будет определять количество продуктов эрозии (частиц пыли и пленок), осаждаемых на стенках вакуумной камеры.

Продукты эрозии могут обладать повышенной сорбционной способностью относительно трития. На сегодняшний день, большая часть данных по осаждению продуктов эрозии и захвату изотопов водорода в них получена в условиях стационарного осаждения пленок с относительно малыми скоростями. Однако, ожидается, что основное количество продуктов эрозии будет формироваться в условиях импульсных переходных плазменных процессов, таких как ЭЛМ-события и срывы, и осаждаться непосредственно после импульсного воздействия за относительно короткое время. Таким образом, осаждение продуктов эрозии в ИТЭР будет характеризоваться существенно более высокой скорость по сравнению со стационарными условиями, а также будет сопровождаться периодическим действием интенсивных импульсных потоков плазмы и излучения.

Поскольку плазменно-тепловые нагрузки на материалы дивертора и первой стенки ИТЭР недостижимы на действующих токамаках, для экспериментального исследования их эрозии применяются квазистационарные сильноточные плазменные ускорители. На установке КСПУ-Т в ГНЦ РФ ТРИНИТИ проводятся исследования эрозии макетов защитных покрытий дивертора ИТЭР в условиях интенсивного импульсного воздействия плазмы. В настоящей работе основное внимание уделено изучению характеристик продуктов эрозии материалов (вольфрам, графит, углеродно-волокнистый композит) и захвату изотопов водорода в продуктах эрозии. Специально для этой задачи проведены эксперименты по облучению макетов потоком дейтериевой плазмы, сбору продуктов эрозии на коллекторах и последующему термодесорбционному (ТДС) исследованию образцов на Многофункциональном исследовательском комплексе масс-спектрометрического анализа (МИКМА) в НИЯУ МИФИ, а также с применением различных методов микроанализа.

Показано, что максимальная скорость осаждения продуктов эрозии материалов на основе графита (МПГ-8, CFC NB 31) наблюдается в экспериментах по имитации срывов ИТЭР (плотности энергии 2,3 МДж/м2) на расстояниях 30 – 60 см от облучаемой мишени по потоку плазмы и равняется 2·10-2 мкм за импульс (длительность импульса tpulse = 0,5 мс). Типичная плотность образующихся пленок варьируется от 0,5 г/см3 (пористые пленки) до 2 г/см (сплошные компактные пленки). Согласно ТДС анализу характерная относительная концентрация изотопов водорода (H+D):C равна 0,2 в случае компактных пленок (плотность 1.5 г/см3), что значительно превышает величину, полученную в результате экстраполяции данных, измеренных при низких скоростях осаждения ((0.5 - 2)10-4 мкм/с) ранее [1].

Литература.

[1]. L.B. Begrambekov, et al., J. Nucl. Mater. 390-391 (2009). 685.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

БАЛЛИСТИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ ДЛЯ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ НЕЙТРАЛОВ ВОДОРОДА В ПРИСТЕНОЧНОЙ ПЛАЗМЕ ИТЭР М.Б. Кадомцев, *В. Котов, В.С. Лисица, В.А. Шурыгин ИФТ НИЦ «Курчатовский Институт», Москва, Россия, mkadomtsev@mtu-net.ru * Forschungszentrum Jlich GmbH, IEK-4-Plasma Physics, Jlich, Germany, v.kotov@fz-juelich.de Предложена простая баллистическая модель формирования нейтралов водорода в пристеночной области, позволяющая находить плотность распределения нейтралов и светимость бальмеровских линий при заданных профилях ионной и электронной температур и электронной плотности. Исходным объектом теории является баллистический поток нейтральных молекул изотопов водорода, возникающий на стенке и проникающий в плазму со скоростями, определяемыми температурой стенки. Столкновения с электронами приводят к диссоциации и ионизации молекул, а молекулярные ионы, в свою очередь, диссоциируют на нейтральные атомы и ионы посредством прямой и диссоциативной рекомбинации. В результате на некотором расстоянии от стенки формируется трехкомпонентный баллистический поток нейтралов, двигающихся как по направлению к стенке, так и внутрь плазмы с характерными энергиями 0.5, 3.0 и 4.3 эВ, соответственно. При свой дальнейшей эволюции часть потока нейтралов, вследствие ионизации и гибели на стенке, необратимо исчезает, другая часть, за счет перезарядки на ионах плазмы, приводит к появлению нового потока с температурой, отвечающей локальной ионной в точке перезарядки. Вторичный поток быстрых нейтралов также частью необратимо исчезает, а частью - за счет перезарядки - порождает новый и т.д. Таким образом, полная плотность нейтралов складывается из полной суммы всех поколений нейтралов. За счет последовательного уменьшения потока нейтралов на каждом шаге, вычисления имеют быструю сходимость и уже две итерации дают хорошее согласие с монте-карловскими расчетами кодом EIRENE [1] для нейтральных атомов дейтерия с использованием данных для плазменной компоненты, рассчитанных кодом SOLPS4.3 (B2-EIRENE) [1 -3].

Разработанная нами баллистическая модель позволяет быстро и эффективно связать наблюдаемую светимость оптических линий бальмеровских переходов с потоками нейтралов со стенки. Данная модель физически оправдана в тех областях, где двумерный перенос достаточно мал, а характерный размер распределения плотности нейтралов намного меньше малого радиуса плазмы, т.е. во всех областях установки ИТЭР за исключением области, непосредственно примыкающей к дивертору, где важен двумерный перенос.

Литература [1]. Reiter D., Baelmans M., Boerner P. Fusion Sci. Tech., 2005, 47, 172 (www.eirene.de).

[2]. Kukushkin A.S., Pacher H.D., Loarte A., Kotov V., et al. Nucl. Fusion, 2009, 49, 075008.

[3]. Braams B.J. PhD thesis. Utrecht: Rijksuniversitet, 1986.

XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 6 – 10 февраля 2012 г.

ВРЕМЯПРОЛЁТНАЯ РЕФРАКТОМЕТРИЯ ДЛЯ ИТЭР – ВОЗМОЖНЫЙ СТАТУС ДИАГНОСТИКИ А.А. Петров, В.Г. Петров, А.Ю. Малышев ФГУП «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», г. Троицк, Россия, petroff@triniti.ru В настоящее время работы по диагностике ИТЭР (в том числе и в России) идут по нарастающей – многие команды уже прошли или готовят CDR (Conceptual Design Report).

Тем не менее, некоторые темы до сих пор ждут своего принципиального одобрения или нового рассмотрения центральной командой с тем, чтобы возможно быть включёнными в полный список диагностик ИТЭР. Времяпролётная рефрактометрия (ВПР) на Х-волне для надёжных измерений средней по хорде плотности электронов и управления в ИТЭР относится именно к таким диагностикам [1].



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 11 |
 



Похожие работы:





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.