Бесплатно скачать, заказать диплом, курсовую, диссертацию Моделирование пристеночной плазмы Токамака с учетом самосогласованный электрический полей

У нас уже 176407 рефератов, курсовых и дипломных работ

Сделать закладку на сайт

Заказать диплом, курсовую, диссертацию

Быстрый переход к готовым работам

Мнение посетителей:

Книга жалоб
и предложений

Название	Моделирование пристеночной плазмы Токамака с учетом самосогласованный электрический полей

Количество страниц	157

ВУЗ	МГИУ

Год сдачи	2010

Бесплатно Скачать	23277.doc

Содержание	Содержание Введение 5 1. Обзор литературы 1.1 Электрические поля внутри сепаратрисы и переход в режим улучшенного удержания 17 1.2 Электрические поля и дрейфовые потоки вне сепаратрисы 21 1.3 Эксперименты с заряженным электродом 22 1.4 Численные модели пристеночной области 24 1.5 Магнитные острова. Аналитические модели и экспериментальные данные 2. Система уравнений для моделирования пристеночной плазмы токамака 31 2.1 Радиальная и полоидальная скорости 32 2.2 Уравнение непрерывности для ионов 33 2.3 Уравнение продольного баланса сил 34 2.4 Уравнение продольного баланса сил для электронов 37 2.5 Уравнение непрерывности для тока 37 2.6 Баланс энергии для электронов 41 2.7 Баланс энергии для ионов 42 2.8 Граничные условия 43 Приложение 2.1. Исключение бездивергентной части диамагнитного потока продольного импульса 46 Приложение 2.2. Продольная компонента классической продольной вязкости 49 3. Моделирование плазмы с помощью кода B2SOLPS5.0 3.1 Характеристики численной модели 53 3.2 Анализ электрического поля и токовых систем 55 3.3 Влияние электрического дрейфа на параметры SOL 62 3.4 Результаты моделирования разрядов с нейтральной инжекцией 64 3.5 Рассчет пороговой мощности перехода в режим улучшенного удержания плазмы 66 3.6 Влияние направления тороидального магнитного поля на переход в режим улучшенного удержания плазмы 68 3.7 Одномерная схема вычисления электрического поля и сравнение с двухмерным подходом 71 3.8 Выводы 76 4. Радиальное электрическое поле в экспериментах с заряженным электродом и эффективная радиальная проводимость в токамаке 4.1 Аналитическая модель для радиального тока 102 4.1.1 Промежуточные напряжения на электроде 103 4.1.2 Большие приложенные напряжения 108 4.2 Моделирование 110 4.3 Сопоставление с экспериментальными данными 112 4.4 Выводы 113 Приложение 4.1. Нелинейные эффекты, связанные с перераспределением концентрации 115 5. Полоидальное и тороидальное вращение вблизи магнитного острова и образование внутреннего транспортного барьера 5.1 Модель 129 5.2 Потоки плазмы внутри острова 131 5.3 Потоки плазмы снаружи от острова 135 5.4 Вращающийся остров 138 5.5 Влияние магнитного острова на глобальный профиль вращения плазмы 139 5.6 Сравнение с экспериментальными данными 141 5.7 Выводы 143 Приложение 5.1. Вывод уравнения для дрейфовой скорости в магнитном острове 144 Приложение 5.2. Компоненты тороидального баланса сил присутствии возмущения магнитного поля 146 6. Заключение 152 Список литературы 157 ВВЕДЕНИЕ Диссертация посвящена теоретическому изучению и численному моделированию пристеночной плазмы установок для термоядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы — токамаков. Особое внимание уделено формированию электрического поля и потоков частиц вблизи границы плазмы, в областях с изменяющейся магнитной топологией. В настоящее время управляемый термоядерный синтез является одним из самых перспективных способов получения большого количества энергии. По потенциальным возможностям по выработке энергии с ним может конкурировать только деление ядер. Однако ядерные реакторы создают серьезные экологические проблемы, связанные с утилизацией радиоактивных отходов, и при неисправности представляют большую опасность. В процессе управляемого термоядерного синтеза не создаются долгоживущие радиоактивные вещества, а неконтролируемый взрыв большой мощности практически невозможен. Поэтому, несмотря на сложность систем, необходимых для поддержания управляемого синтеза, построение энергетического термоядерного реактора является важнейшей целью современных термоядерных исследований. С точки зрения построения реактора перспективными считаются тороидальные установки с магнитным удержанием плазмы типа "токамак" и "стелларатор". Уже проводились эксперименты с зажиганием термоядерной реакции с большим энергетическим выходом на токамаке JET. В настоящее время завершен этап инженерного проектирования диверторного токамака ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) — первой экспериментальной установки с самоподдерживающейся термоядерной реакцией. Многие явления, определяющие поведение плазмы в токамаке или стеллараторе, критическим образом зависят от краевых эффектов. Поэтому понимание процессов, происходящих в пристеночной плазме, необходимо для создания эффективного термоядерного реактора. Вблизи стенки плазма делится последней замкнутой магнитной поверхностью (сепаратрисой) на две принципиально разные зоны. Внутри сепаратрисы магнитные поверхности замкнуты, частицы удерживаются на них и двигаются поперек магнитного поля за счет столкновений и аномального переноса. Во внешней зоне (Scrape Off Layer, SOL) магнитные поверхности пересекают материальную границу: пластины лимитера или дивертора. В этой области основную роль играют потоки частиц и тепла вдоль силовых линий на пластины, поскольку потоки частиц и теплопроводность вдоль силовых линий намного больше, чем в . радиальном направлении. В диверторном токамаке основную нагрузку несут пластины дивертора. Огромные потоки энергии, приходящие в очень узкую область пластин вблизи их пересечения с сепаратрисой, создают одну из сложнейших инженерных проблем при проектировании реактора. Характеристики пристеночной области определяют потоки энергии и частиц на материальные поверхности, а значит, и возможный срок их эксплуатации. Область вблизи сепаратрисы критическим образом влияет на время удержания энергии и частиц, а следовательно, на температуру и плотность вещества в основном объеме токамака. Внутри сепаратрисы непосредственно за ней может возникать слой плазмы с маленькими коэффициентами диффузии и теплопроводности, так называемый транспортный барьер. При этом концентрация и температура плазмы в центральной области резко повышаются. Это явление носит название перехода в режим улучшенного удержания (L-H перехода). Режим улучшенного удержания рассматривается как основной операционный режим экспериментального реактора ITER. В настоящее время считается, что переход в режим улучшенного удержания (Н-режим) <. связан с вращением плазмы в радиальном электрическом поле. Если радиальная производная скорости дрейфового вращения плазмы в электрическом поле (шир) оказывается достаточно большой, турбулентные процессы, приводящие к аномальному переносу частиц и тепла, могут подавляться, и коэффициенты переноса уменьшаются. Существует неоклассическая теория, описывающая электрическое поле в основном объеме плазмы. Тем не менее, до сих пор не было полной картины формирования электрического поля в пристеночной плазме, в области с меняющейся магнитной топологией. Существовали различные упрощенные модели, не учитывавшие целый ряд существенных факторов. Не было ясно как влияют электрический и тороидальный дрейф и нейтральная инжекция (инжекция быстрых нейтральных атомов) на параметры SOL и на распределение потоков тепла и частиц между пластинами дивертора. В связи со сложностью магнитной топологии при переходе от замкнутых магнитных поверхностей к открытым для анализа явлений в пристеночной плазме необходимо численное моделирование. Однако существовавшие до сих пор численные коды решали совместно уравнения для температур плазмы, концентрации плазмы и нейтралей, но не было полной модели, которая учитывала бы самосогласованно электрическое поле, токи и дрейфовые потоки. Те же из кодов, в которые включалось уравнение для потенциала плазмы, не учитывали всех токов, оказывающих на него влияние, и поэтому не подходили для анализа. С помощью численного кода B2SOLPS5.0, разработанного в диссертации на базе известного кода В2, впервые промоделированы электрические поля и дрейфовые потоки в плазме как снаружи, так и внутри сепаратрисы. Стал возможен анализ механизмов, влияющих на электрическое поле в плазме и на его шир. Транспортные барьеры, заметно увеличивающие запас энергии и среднюю концентрацию плазмы, наблюдаются не только вблизи сепаратрисы, но и во внутренних областях токамака. Так называемые внутренние транспортные барьеры возникают вблизи рациональных магнитных поверхностей или вблизи минимума запаса устойчивости. В окрестности рациональных поверхностей образуются магнитные острова, поэтому весьма вероятно, что формирование барьера связано с изменением радиального электрического поля вблизи острова и подавлением турбулентности его широм. Потоки и электрическое поле вблизи острова рассматривались до сих пор либо в цилиндрическом приближении, либо без учета аномальной вязкости и тороидального вращения, в то время как эти факторы играют определяющую роль в формировании поля и потоков во всем токамаке. В данной работе вычислены радиальное электрическое поле и профиль тороидального вращения плазмы вблизи магнитного острова с учетом тороидальности (в геометрии токамака) и аномального переноса, и показано, что шир электрического поля может быть достаточным для подавления турбулентности. Актуальность темы В настоящее время общепризнанно, что электрические поля и дрейфовые потоки в пристеночной плазме играют определяющую роль в глобальном удержании плазмы в установках для термоядерного синтеза и определяют переход в режим улучшенного удержания плазмы. Известно, что дрейфы в областях, где плазма контактирует со стенкой, приводят к перераспределению потоков плазмы и примесей, влияют на тороидальное вращение плазмы и могут менять тепловую нагрузку на элементы конструкции установки. В силу сложности и разнообразия физических процессов, определяющих самосогласованное электрическое поле и скорости дрейфовых потоков в пристеночной плазме, их описание невозможно без численного моделирования. Ранее существовавшие численные модели не описывали последовательно электрические поля в пристеночной плазме. Поэтому разработка численного кода, включающего в себя полное согласованное описание электрического поля, тороидальных и дрейфовых потоков плазмы, и их исследование на основе моделирования является актуальной задачей. С задачей расчета поля и потоков в пристеночной плазме тесно связана проблема .. обтекания плазмой магнитного острова и формирования электрического поля вблизи него во внутренней области токамака, в зоне возможного формирования внутреннего барьера, поскольку в острове, как и в пристеночной области, меняется топология магнитных поверхностей. Потоки и электрическое поле вблизи острова рассматривались до сих пор либо в цилиндрическом приближении, либо без учета аномальной вязкости и тороидального вращения плазмы. Поэтому построение модели, описывающей физическую картину вблизи острова, с учетом самосогласованных электрических полей является весьма актуальным. Цель данной работы Разработка системы модифицированных гидродинамических уравнений с учетом самосогласованного электрического поля. Создание кода для решения этой системы уравнений и расчет параметров пристеночной плазмы для реальной геометрии современного токамака. Выяснение физических механизмов формирования электрических полей в пристеночной плазме и вблизи магнитных островов. Научная новизна результатов работы /. 1. Впервые получена модифицированная система гидродинамических уравнений, включающая все основные факторы, определяющие электрическое поле в пристеночной плазме. 2. С помощью кода B2SOLPS5.0, созданного на базе полученных уравнений, впервые проведено последовательное моделирование пристеночной плазмы диверторного токамака с учетом самосогласованных электрических полей. 3. Предложен механизм формирования электрического поля в пристеночной плазме. В частности, показано, что электрическое поле на расстоянии нескольких сантиметров от сепаратрисы (последней замкнутой магнитной поверхности) внутри нее переходит в неоклассическое поле, в то время как вблизи сепаратрисы на поле оказывают влияние течения плазмы в SOL (область снаружи от сепаратрисы, Scrape Off Layer), и возникает переходная область. Снаружи от сепаратрисы поле определяется продольным балансом сил для электронов. Продемонстрирована существенная роль дрейфов в формировании тороидальных потоков в SOL. 4. На основе моделирования впервые проведено систематическое исследование зависимости электрического поля вблизи сепаратрисы от параметров плазмы. Показано, что в широком диапазоне параметров электрическое поле близко к неоклассическому. Впервые предложен скейлинг зависимости шира электрического поля от локальных параметров плазмы. Продемонстрировано, что предложенный скейлинг соответствует экспериментальным зависимостям мощности нагрева, необходимой для L-H перехода. 5. Предложено объяснение механизма переноса потока импульса, генерируемого при нейтральной инжекции, через сепаратрису и далее в SOL. 6. Впервые проведено моделирование Вольт-Амперной характеристики для эксперимента с заряженным электродом. Обнаружено два новых режима радиальной проводимости. Построена полная модель эффективной радиальной проводимости плазмы для различных глобальных параметров токамака. 7. Впервые предложена гидродинамическая модель потоков и токов вблизи магнитного острова, учитывающая тороидальные эффекты, вращение плазмы и аномальную вязкость. Показано, что шир электрического поля вблизи острова может возрастать и приводить к подавлению турбулентности и формированию внутреннего транспортного барьера. Достоверность научных результатов Достоверность научных выводов обусловлена применением адекватных математических методов и системы уравнений, и сопоставлением результатов моделирования с упрощенными аналитическими моделями. Там, где это было возможно, проводилось сравнение результатов моделирования с экспериментальными данными, с результатами гидродинамического моделирования других авторов и с результатами моделирования методом Монте-Карло. Научно-практическое значение результатов работы 1. Разработана система модифицированных гидродинамических уравнений для моделирования пристеночной плазмы токамака с учетом самосогласованных электрических полей. 2. На базе этих уравнений создан код B2SOLPS5.0, с помощью которого в настоящее время проводится моделирование пристеночной плазмы на основных современных токамаках: ASDEX-Upgrade, MAST, JET, ALCATOR-CMod. 3. На основе моделирования предложено объяснение механизмов формирования электрического поля в пристеночной плазме. Предложено аналитическое выражение для зависимости порога перехода в режим улучшенного удержания от локальных и глобальных параметров плазмы, соответствующее известному скейлингу ITER. 4. Построена модель электрических полей вблизи магнитных островов. 10 Содержание работы Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения, и изложена на 163 страницах, включая 61 рисунок. Краткое изложение диссертации по главам Во Введении определяется положение рассматриваемой проблемы в рамках задач управляемого термоядерного синтеза и физики плазмы. Дается краткий обзор экспериментальных наблюдений и общий обзор данной теоретической работы. Глава 1 представляет собой обзор литературы. Перечислены экспериментальные данные, связанные с L-H переходом, измерением потоков и электрических полей в пристеночной плазме. Рассмотрены существующие численные модели пристеночной плазмы токамаков и основные результаты, полученные с их помощью. Перечислены основные аналитические подходы к проблеме описания пристеночной плазмы, формирования электрических полей в ней, и перехода в режим улучшенного удержания. Рассмотрены существующие модели эффективной радиальной проводимости. Описаны аналитические модели формирования потоков и профиля электрического потенциала вблизи магнитного острова. В Главе 2 приводится вывод системы уравнений для расчетов пристеночной плазы с учетом самосогласованных электрических полей. За основу взяты гидродинамические уравнения Брагинского. Бездивергентная часть диамагнитных потоков частиц, тепла и импульса исключена из уравнений, что обеспечивает возможность численного решения уравнений. Их дивергентная часть, совпадающая с вкладом в дивергенцию потоков, соответствующих тороидальному дрейфу ведущих центров, учтена. Для этого, в частности, были скомбинированы дивергенция конвективного потока импульса, связанного с тороидальным дрейфом, и слагаемые в уравнении баланса сил, связанные с косой вязкостью. Поперечные коэффициенты диффузии, вязкости и теплопроводности заменены аномальными значениями. Это необходимо для адекватного описания радиальных потоков в плазме токамака, которые определяются аномальным переносом. Уравнения преобразованы для использования в двухмерном коде (предполагается симметрия вдоль тороидальной координаты), в котором за основу координатной сетки взяты магнитные поверхности. Согласованно решаются уравнение неразрывности для ионов и для тока, суммарный продольный баланс сил для ионов и электронов, уравнения теплового баланса для ионов и для электронов. Поперечные составляющие баланса сил используются для определения в явном виде дрейфовых и диффузионных потоков частиц и токов. Выведены выражения для поперечных токов в пристеночной плазме, включая токи связанные с продольной и поперечной , вязкостью, инерцией, столкновениями с нейтралями. Слагаемые уравнений записываются в криволинейных ортогональных координатах, метрические коэффициенты которых предполагаются заданными. В тензоре вязкости, в частности, в продольной вязкости Брагинского, учтены члены второго порядка малости по обратному аспектному отношению, которые необходимы для описания неоклассических эффектов. В конце главы описаны граничные условия. В Главе 3 описываются результаты моделирования пристеночной плазмы кодом B2SOLPS5.0 на основе полученных уравнений для геометрии токамака ASDEX-Upgrade. В разделе 3.1 описывается численная модель. В частности, приведена структура сетки и области моделирования, диапазон параметров моделирования, типы используемых граничных условий. Приведены значения турбулентных коэффициентов переноса. В разделе 3.2 приведены результаты расчетов. Проведен анализ токовых систем и выяснен механизм формирования электрического поля. Показано, что внутри сепаратрисы после усреднения по магнитной поверхности наибольшими оказываются радиальные токи, связанные ., с тороидальным дрейфом и продольной вязкостью. Ток, связанный с поперечной вязкостью, не играет существенной роли. Особое внимание уделяется влиянию электрического дрейфа на баланс токов.' Показано, что при включении в расчет полоидального электрического дрейфа, который сам по себе не создает тока, меняется возмущение давления на магнитной поверхности, и поэтому меняется ток, связанный с тороидальным дрейфом. Радиальное электрическое поле подбирается при этом так, чтобы ток, связанный с тороидальным дрейфом, мог быть скомпенсирован вязкими токами. Вдали от сепаратрисы электрическое поле приближается к неоклассическому значению. Показано, что внутри сепаратрисы продольный ток близок к Пфирш-Шлютеровскому. Показано, что снаружи от сепаратрисы продольный ток определяется суммой Пфирш-Шлютеровского тока и термоэлектрического тока, который возникает из-за разности температур у пластин дивертора. Показано, что в основной части SOL электрическое поле определяется продольным балансом сил для электронов и перепадом потенциала вблизи пластин дивертора. Приводится сравнение результатов расчета с имеющимися экспериментами. Отдельно приводится сопоставление расчетов с результатами моделирования методом Монте-Карло. В разделе 3.3 описывается влияние электрического дрейфа на параметры SOL. Показано, что электрический дрейф не вызывает значительного изменения концентрации и температур у пластин дивертора. В то же время электрический дрейф играет важную роль в формировании , тороидальных потоков плазмы. В частности он приводит к продольным потокам плазмы с внешней пластины дивертора на внутеннюю, которые были зарегистрированы экспериментально на ряде токамаков JET, JT60, ALCATOR C-Mod. Результаты моделирования нейтральной инжекции приведены в разделе 3.4. Показано, что профили тороидальной скорости внутри сепаратрисы определяются аномальным переносом тороидального импульса в радиальном направлении. Продемонстрировано, что электрическое поле при изменении направления нейтральной инжекции меняется в соответствии с неоклассическим законом. Выяснен механизм переноса тороидального импульса через сепаратрису и далее к пластинам дивертора. Показано, что нейтральная инжекция слабо меняет картину тороидальных течений в SOL, но меняет давление плазмы у пластин дивертора. Для типичных условий нейтральной инжекции это изменение невелико. Разработана простая аналитическая модель переноса импульса при нейтральной инжекции в пристеночной плазме, согласующаяся с результатами расчетов. В разделе 3.5 на основе моделирования получен скейлинг зависимости шира ,, электрического поля от локальных параметров плазмы. Показано, что ключевыми параметрами, от которых зависит электрическое поле являются ионная температура и скорость тороидального вращения вблизи сепаратрисы и характерные масштабы изменения концентрации и температуры. В предположении, что переход происходит при определенной величине шира электрического поля получено аналитическое выражение для зависимости порога перехода в режим улучшенного удержания от локальных и глобальных параметров плазмы. Найденное выражение соответствует известному скейлингу ITER и экспериментальным зависимостям, полученным на токамаке ASDEX-Upgrade. Таким образом продемонстрировано, что скейлинг ITER для перехода в режим улучшенного удержания объясняется неоклассическим характером электрического поля и его шира. Влияние направления тороидального магнитного поля на радиальное электрическое поле и на переход в режим улучшенного удержания плазмы проанализировано в разделе 3.6. Определены факторы, которые вызывают отклонение электрического поля от неоклассического вблизи сепаратрисы. Установлен характерный радиальный масштаб, на котором поле отличается от неоклассического, и найдена его зависимость от параметров плазмы. Показано, что основной фактор - тороидальное вращение в SOL, вызывающее вязкие силы за счет аномальной поперечной вязкости в слое плазмы за сепаратрисой. Этот фактор уменьшает электрическое поле в случае перевернутого магнитного поля, при котором тороидальный дрейф i ионов направлен вверх. Продемонстрировано, что выполненные расчеты соответствуют аналитическим оценкам. В разделе 3.7 предложен альтернативный метод расчета электрического поля и токов в пристеночной плазме на основе баланса интегральных радиальных токов в пренебрежении полоидальной вариацией потенциала на магнитных поверхностях. Для расчета полоидальных токов использовались аналитические выражения. Выведены одномерные уравнения для расчета потенциала и интегральных радиальных токов. Сделанные допущения находятся в соответствии с результатами полного двухмерного моделирования: Проведено сравнение результатов одномерного и двухмерного моделирования. Показано, что одномерная и двухмерная схема расчета дает весьма близкие результаты. Реализация одномерной схемы расчетов позволяет существенно ускорить сходимость численной схемы. Соответствие результатов одномерного и двухмерного моделирования дает подтверждение физической картины токов и электрических полей, лежащей в основе одномерной модели, и служит дополнительной независимой проверкой двухмерных расчетов, ,.( В разделе 3.8 суммируются результаты главы 3 и приводятся выводы. В Главе 4 описывается моделирование экспериментов с заряженным электродом, помещенным на внутренней магнитной поверхности (т.е. внутри сепаратрисы). Аналитически и численно получены профили электрического поля и тороидального вращения плазмы в зависимости от приложенного к электроду потенциала. Выяснен механизм поперечной проводимости в плазме токамака. Вольт-амперные характеристики заряженного электрода в зависимости от исходных параметров плазмы, полученные аналитически в главе 4, удовлетворительно согласуются с экспериментальными результатами и с результатами моделирования. В разделе 4.1 сформулирована аналитическая модель для радиального тока. Продемонстрировано, что существуют три режима, соответствующих разным типам эффективной проводимости плазмы и разным профилям радиального электрического поля. Из этих трех режимов два не были известны ранее. Показано, что тип режима определяется параметром к, который зависит от продольной и поперечной вязкости плазмы, большого и малого радиуса токамака и расстоянием между электродом и сепаратрисой. Показано, что только для средних значений к и для небольших потенциалов электрода радиальный ток линейно зависит от радиального электрического поля. Как для больших, так и для малых значений к радиальное поле определяется турбулентным переносом в плазме. Показано, что в , зависимости от параметров плазмы поле может быть как порядка неоклассического, так и существенно отличаться от него. Тороидальное вращение плазмы во всех режимах пропорционально радиальному току и обратно пропорционально коэффициенту аномальной поперечной вязкости. В случае больших приложенных напряжений возмущение давления плазмы на магнитной поверхности начинает играть важную роль. Аналитически и численно показано, что скорость полоидалыюго вращения плазмы при большой продольной вязкости не превосходит полоидальной скорости звука, что объясняется вкладом продольной скорости в полоидальное вращение плазмы. Другими словами, эффект уменьшения продольной вязкости при больших полоидальных скоростях не проявляется. В разделе 4.2 приведены результаты расчетов эксперимента с заряженным электродом в геометрии токамака ASDEX-Upgrade с помощью кода B2SOLPS5.0 и их сравнение с аналитической моделью. Сопоставление с экспериментальными данными проведено в разделе 4.3. г4 Раздел 4.4 суммирует результаты, полученные в главе 4. В приложении 4.1 приведен детальный вывод формулы для Вольт-Амперной характеристики с учетом нелинейных эффектов. В Главе 5 вычислены радиальное электрическое поле и профиль тороидального вращения плазмы вблизи магнитного острова. Аналитическая модель основана на гидродинамическом подходе. В ней учтены как классические, так и аномальные составляющие вязкой силы, все основные компоненты токов и эффекты, связанные с тороидальностью и вращением плазмы. Показано, что электрическое поле внутри неподвижного магнитного острова равно нулю, в то время как средняя тороидальная скорость убывает от своего значения на сепаратрисе до нуля на масштабе 5/s, где е - обратное аспектное отношение. Параметр 5 зависит от величины аномальной поперечной вязкости и частоты столкновений в плазме. Снаружи от сепаратрисы острова радиальное электрическое поле меняется от нуля до неоклассического значения на масштабе 5, а тороидальная скорость остается почти такой же, как в отсутствие острова. При вращении острова возникает добавочное радиальное электрическое поле, которое вызывает вращение плазмы в полоидальном направлении вместе с островом. Профиль электрического поля вблизи острова аналогичен профилю поля вблизи внешней сепаратрисы токамака, и его производная может оказаться достаточной для формирования внутреннего транспортного г барьера около рациональной магнитной поверхности. Рассмотрено влияние магнитных островов на профиль тороидальной скорости во всем токамаке. Показано, что если остров достаточно большой, то он уменьшает скорость вращения плазмы во всем ее объеме. Приводится оценка ширины острова, при которой он влияет на глобальный профиль тороидальной скорости плазмы. В разделе 5.1 приведены уравнения модели, определены геометрия и ограничения, необходимые для аналитического решения задачи. В разделе 5.2 рассчитываются потоки плазмы внутри острова, а в разделе 5.3 - снаружи от острова. В разделе 5.4 рассматривается вращающийся остров. Влияние магнитного острова на глобальный профиль вращения плазмы оценивается в разделе 5.5. Сравнение с экспериментальными данными приведено в разделе 5.6. Выводы из главы 5 даны в разделе 5.7. В Заключении приведены основные результаты диссертации. На защиту выносятся следующие научные положения 1. Модифицированная система гидродинамических уравнений для расчета пристеночной ., плазмы токамака с учетом самосогласованных электрических полей и токов. 2 Результаты расчета пристеночной плазмы диверторного токамака с учетом самосоглаованных электрических полей и токов в широком диапазоне параметров. 3 Механизм формирования электрического поля в пристеночной плазме. Неоклассический характер электрического поля внутри сепаратрисы. Анализ переходного вязкого слоя вблизи сепаратрисы. Демонстрация существенной роли электрических дрейфов в формировании тороидальных потоков в SOL. Механизм переноса потока импульса, генерируемого при нейтральной инжекции, через сепаратрису и далее в SOL. 4 Систематическое исследование зависимости электрического поля вблизи сепаратрисы от локальных и глобальных параметров плазмы. Скейлинг зависимости шира электрического поля от локальных параметров плазмы. Объяснение зависимости наблюдаемой пороговой мощности перехода в режим улучшенного удержания от параметров плазмы. 5 Моделирование экспериментов с заряженным электродом. Аналитическая модель эффективной радиальной проводимости плазмы для различных параметров токамака. Расчет Вольт-Амперной характеристики. 6 Гидродинамическая модель электрических полей и токов вблизи магнитного острова. Апробация работы и публикации *¦ По материалам диссертации опубликовано ... печатных работ. Полный список опубликованных работ приводится в "Заключении". Результаты диссертационной работы докладывались на международных научных конференциях (26th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, Maastricht, 1999; 28th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, Madeira, 2001; 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, St.Petersburg, 2003; 31th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, London, 2004; 7th International Conference on Plasma Edge Theory in Fusion Devices, Nagoya, 1999; 8th International Conference on Plasma Edge Theory in Fusion Devices, Espoo, 2001; 9th International Conference on Plasma Edge Theory in Fusion Devices, San-Diego, 2003; 14th Plasma Surface Interaction Conference, Rosenheim, 2000; 15lh Plasma Surface Interaction Conference, Gifu, 2002) на всероссийских конференциях (XXIX Звенигородская конференция по физике плазмы и УТС, 2002; XXX Звенигородская конференция по физике плазмы и УТС, 2003), на городских семинарах (Итоговые семинары по физике и астрономии победителей конкурса грантов для молодых ученых Санкт-Петербурга за 2000, 2001, 2002, 2003 годы, Санкт-., Петербург) на семинарах ФТИ им. А. Ф. Иоффе РАН (Санкт-Петербург), СПбГПУ(Санкт- Петербург), на семинарах в Max-Planck Institut fur Plasmaphysik (Greifswald, Germany) и в Culham Science Center(UK). 17 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ Явлениям, происходящим в пристеночной области установок с магнитным удержанием плазмы, посвящено много теоретических и экспериментальных работ, общий обзор можно найти, например, в монографии [1]. Под пристеночной областью диверторного токамака обычно понимают область снаружи от сепаратрисы, в которой еще есть плазма - SOL(Scrape Off Layer) и пространство под Х-точкой (Private Region, PR), а также слой плазмы шириной несколько сантиметров внутри сепаратрисы, в котором сказывается влияние сепаратрисы, и полоидальное распределение параметров плазмы отличается от распределения в основном объеме установки. 1.1. Электрические поля внутри сепаратрисы и переход в режим улучшенного удержания Среди исследований плазмы в пристеночной области токамаков важное место занимают исследования транспортных барьеров, которые позволяют увеличить запас энергии в плазме в несколько раз, и значительно приблизиться к порогу зажигания самоподдерживающейся термоядерной реакции. Впервые Н-режим был открыт на токамаке ASDEX [2] и с тех пор наблюдался на многих токамаках и стеллараторах. Сейчас режим улучшенного удержания плазмы рассматривается как основной режим работы токамака-реактора ITER [3,4]. В настоящее время общепризнанно, что L-H переход вызывается увеличением шира радиального электрического поля. Механизм подавления турбулентности обсуждается во многих теоретических работах, см. первую из них [5]. Аномальная диффузия и теплопроводность вызываются микроскопическими турбулентными потоками в плазме. Если шир оказывается достаточно большим, турбулентные процессы могут подавляться, и коэффициенты диффузии и теплопроводности уменьшаются. Связь перехода в режим улучшенного удержания с градиентом радиального электрического поля была подтверждена многими экспериментами [6,7,8]. В нескольких экспериментах прямо наблюдалось уменьшение уровня турбулентности при увеличении электрического поля. Как правило, переход в Н-режим достигается увеличением мощности дополнительного нагрева плазмы. В экспериментах на токамаке ASDEX-Upgrade и на других токамаках было показано, что необходимая мощность пропорциональна концентрации плазмы и величине тороидального магнитного поля [9,10] и слабо зависит от полоидального магнитного поля. Эта зависимость отражена в скейлинге, подготовленном для токамака ITER на основании сравнения всех доступных

Список литературы

Цена, в рублях: (при оплате в другой валюте, пересчет по курсу центрального банка на день оплаты)	1425

Скачать бесплатно	23277.doc

Найти готовую работу

ЗАКАЗАТЬ

Обратная связь:

Связаться

Вход для партнеров

Регистрация

Восстановить доступ

Материал для курсовых и дипломных работ

15.04.24 Задачи, условия и этапы организации экспериментальной работы

15.04.24 Критерии качества преподавания

15.04.24 Категория нормы в обучающей деятельности

Архив материала для курсовых и дипломных работ

Ссылки:

Счетчики:

© 2006-2022. Все права защищены.
Выполнение уникальных качественных работ - от эссе и реферата до диссертации. Заказ готовых, сдававшихся ранее работ.