Разработка методики нагрева плазмы нейтральным пучком для достижения предельных параметров на сферическом токамаке Глобус-М тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

Учреждение Российской академии наук Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН

УДК 533.9 На правах рукописи

Минаев Владимир Борисович ^

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ НАГРЕВА ПЛАЗМЫ НЕЙТРАЛЬНЫМ ПУЧКОМ ДЛЯ ДОСТИЖЕНИЯ ПРЕДЕЛЬНЫХ ПАРАМЕТРОВ НА СФЕРИЧЕСКОМ ТОКАМАКЕ ГЛОБУС-М

Специальность 01.04.08 - физика плазмы

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата физико-математических наук

иио^ьа174

Санкт-Петербург 2008

003458174

Работа выполнена в Учреждении Российской академии наук Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН

Научный руководитель: доктор физико-математических наук,

старший научный сотрудник Гусев В.К.

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук,

старший научный сотрудник Кисляков А.И. ФТИ им. А.Ф.Иоффе

кандидат физико-математических наук, старший научный сотрудник Мещеряков А.И. ИОФ РАН

Ведущая организация: Институт ядерного синтеза

РНЦ "Курчатовский институт"

Защита состоится 25 декабря 2008 г. в 14 часов 30 минут на заседании Диссертационного совета Д 002.205.03 при Учреждении Российской академии наук Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН по адресу: 194021, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, 26.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Учреждения Российской академии наук Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН

Автореферат разослан 24 ноября 2008 г.

Ученый секретарь Диссертационного совета кандидат физико-математических наук

Красильщиков А.М.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы диссертации

Установки с магнитным удержанием плазмы типа токамак наиболее близко подошли к реализации идеи управляемого термоядерного синтеза (УТС). Одним из основных методов нагрева плазмы в токамаке для достижения температуры зажигания термоядерной реакции (-10 кэВ) является инжекция мощных пучков атомов изотопов водорода высокой энергии или нейтральная инжекция (НИ). Метод основан на передаче плазме энергии и импульса от пучка атомов, свободно проходящего сквозь удерживающее плазменный шнур магнитное поле. Начиная с 70-х годов прошлого века НИ многократно успешно применялась на токамаках во всем мире. Метод достаточно подробно исследован применительно к плазме с большим аспектным отношением A=R/ а (отношение большого радиуса плазмы к малому в тороидальной конфигурации), где гарантированно позволяет достигать высоких параметров разряда. К сожалению, в России такой опыт ограничен работами, проводившимися на установках Т-11 [1] в начале 80-х и Т-15 [2] в начале 90-х в ИЯС РНЦ "Курчатовский институт".

Во второй половине 80-х был предсказан ряд преимуществ тороидальной магнитной конфигурации плазмы с малым аспектным отношением (А < 1.5) и предложена идея создания сферического токамака (СТ). Первые экспериментальные подтверждения преимуществ конфигурации были продемонстрированы на установке START (Великобритания) [3]. В экспериментах были получены высокие значения относительного газокинетического давления плазмы /?т = 2ц0<р>/Вт2 до 38%. При этом время удержания энергии в плазме сферического токамака незначительно отличалось от скейлинга ITER. К существенным недостаткам экспериментов следует отнести малую длительность разряда и относительно низкие параметры плазмы.

В токамаке Глобус-М [4], введенном в действие в конце 90-х годов, длительность разряда значительно превышает времена удержания частиц и энергии в плазме. Для получения горячей бесстолкновительной плазмы в качестве одного из методов дополнительного нагрева была выбрана нейтральная инжекция. Такое решение на завершающей стадии строительства токамака (НИ на токамаках в ФТИ им.А.Ф.Иоффе до этого не применялась) и потребовало дополнительной инженерной и научной проработки.

Цели работы

Основной целью данной работы было продемонстрировать в эксперименте возможность эффективного нагрева плазмы небольшого размера, тесно вписанной в камеру токамака с малым аспектным отношением, пучком атомов (водород, дейтерий) с мощностью, существенно превышающей мощность омического нагрева плазмы. В ходе работы необходимо было решить следующие задачи:

1. Разработать схему эксперимента по вводу в разряд сферического токамака Глобус-М мощного пучка атомов водорода или дейтерия высокой энергии для нагрева плазмы.

2. Подготовить комплекс инжекционного нагрева плазмы к экспериментам на токамаке Глобус-М. Произвести измерения и оптимизировать параметры инжектируемого пучка в составе установки Глобус-М. Обеспечить вывод инжектора на проектные параметры (мощность до 1.0 МВт, энергия частиц доЗОкэВ).

3. Провести экспериментальное исследование процессов, влияющих на нагрев ионов и электронов плазмы в токамаке Глобус-М, при различных параметрах мишени и инжектируемого пучка.

4. Получить режимы с максимальными параметрами плазмы (ионная температура, плотность и относительное давление) при инжекции нейтрального пучка большой мощности в сферический токамак Глобус-М.

Новизна работы

На сферическом токамаке Глобус-М, в условиях малого зазора между границей плазменного шнура и стенкой разрядной камеры, разработан и применен метод дополнительного нагрева плазмы, основанный на инжекции пучков атомов изотопов водорода с мощностью, существенно превышающей мощность омического нагрева. При этом в экспериментах достигнуты рекордные для сферических токамаков значения удельной мощности дополнительного нагрева, вводимой в плазму.

На токамаке Глобус-М в режиме с нейтральной инжекцией температура ионов превысила 0.7 кэВ при исходном значении ~ 0.2 кэВ в омической фазе разряда. Эффективный нагрев ионов позволил впервые в отечественной практике получить режимы, в которых ионная температура превысила электронную (Ге ~ 0.5 кэВ).

В режиме с нейтральной инжекцией, при величине тороидального поля на оси 0.4 Тл получены очень высокие значения средней электронной плотности 1.2><1020 м"3. Относительное газокинетическое давление плазмы превысило 13%. Полученные значения являются рекордными для отечественных токамаков.

Достоверность научных результатов

Полученные в ходе работы результаты экспериментально обоснованы. Их достоверность обеспечена многократным повторением измерений, сопоставлением данных измерений, выполненных различными диагностическими средствами, и результатов численного моделирования.

Практическая значимость работы

Главным практическим результатом работы стала демонстрация высокой эффективности нагрева плазмы при применении пучка атомов с высокой энергией и большой мощностью в сферическом токамаке Глобус-М. Это позволило использовать методику НИ для расширения области рабочих

параметров установки. Реализованные в эксперименте сценарии разрядов являются отправной точкой для дальнейшего улучшения параметров плазмы и могут быть использованы при разработке концепции термоядерного реактора на базе токамака с малым аспектным отношением.

В результате проведенного исследования отработаны методики нагрева ионов и электронов плазмы, проведены измерения временной и пространственной эволюции параметров плазмы, сделана оценка запасенной плазмой энергии и времени ее удержания. В ходе экспериментов получены режимы с высокими значениями отношения газокинетического давления к магнитному (параметр Д) и плотностями, близкими к пределу Гринвальда.

Еще одним важным направлением, где могут быть использованы полученные результаты, является разработка объемного источника нейтронов СУТ^Б) на основе сферического токамака. В предлагаемых в настоящее время проектах, также как и в токамаке Глобус-М, геометрические размеры пучка сопоставимы с размерами поперечного сечения плазмы. При этом в плазму относительно небольшого размера, тесно вписанную в разрядную камеру, с помощью нейтральной инжекции вводится большая мощность для обеспечения эффективного нейтронного выхода.

В целом, научная ценность работы состоит в том, что впервые в России для сферического токамака разработан и применен на практике метод дополнительного нагрева плазмы с помощью пучка атомов изотопов водорода большой мощности.

Личное участие автора

Все представленные в диссертации результаты получены непосредственно автором или при его активном участии. Автором предложена и разработана схема эксперимента по НИ на сферическом токамаке Глобус-М, сформулированы основные требования к аппаратуре для дополнительного нагрева. При определяющем участии автора произведена разработка, изготовление и наладка систем и устройств комплекса нейтральной инжекции, выполнены работы по наладке и тренировке ионных источников, проведены измерения параметров "нагревных" пучков. Автором были сформулированы условия задачи для моделирования нагрева плазмы пучком атомов и проведен анализ полученных результатов. На основе результатов моделирования по коду АСТРА [5], выбран начальный диапазон параметров эксперимента.

При непосредственном участии автора были проведены эксперименты по исследованию торможения частиц пучка в плазме, оптимизации прицельного параметра инжекции, изучено влияние параметров пучка и плазменной мишени на эффективность нагрева ионного и электронного компонентов, получены режимы с предельными параметрами разряда.

Основные положения, выносимые на защиту

¡.Разработка схемы эксперимента по инжекции пучков атомов в плазму сферического токамака Глобус-М. Выбор начального диапазона плазменных

параметров на основе анализа результатов предварительного моделирования с помощью транспортного кода АСТРА.

2. Экспериментальная проверка правильности выбора прицельного параметра инжекции и сравнение эффективности нагрева ионов плазмы пучками атомов водорода и дейтерия.

3. Определение оптимальной энергии нейтрального пучка и плотности плазмы-мишени для достижения максимальной температуры ионов при нейтральной инжекции.

4. Разработка методики получения режима с рекордной средней плотностью плазмы на токамаке в конфигурации с малым аспектным отношением в условиях превышения мощности инжекции над мощностью омического нагрева (/ив^Лш) и тесно вписанной в камеру плазмы.

5. Разработка и применение методики получения на токамаке Глобус-М режимов с высокими значениями относительного газокинетического давления и запасенной плазмой энергией.

Апробация работы и публикации

Результаты, вошедшие в диссертацию, были получены в период 1995 -2008 г.г., представлены в 46 докладах на российских и международных конференциях и совещаниях и опубликованы в 19 статьях и научных отчетах. Результаты диссертации неоднократно представлялись автором на Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, Конференции Европейского физического общества по физике плазмы, на семинарах лаборатории Физики высокотемпературной плазмы ФТИ им. А.Ф.Иоффе (Санкт-Петербург), на Международных совещаниях по сферическим токамакам, на совместных симпозиумах, проводимых Калэмским научным центром (Великобритания) и ФТИ им. А.Ф. Иоффе и Технологическим университетом г. Хельсинки (Финляндия) и ФТИ им. А.Ф. Иоффе.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Общий объем работы составляет 167 страниц печатного текста, в том числе: 50 рисунков, 2 таблицы и список литературы, состоящий из 132 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении сделан краткий обзор экспериментальных результатов, полученных на традиционных токамаках с инжекцией, изложены основные особенности и преимущества концепции сферических токамаков, приведены первые результаты применения нейтральной инжекции на установках с малым аспектным отношением. Отмечается, что концепция сферического токамака рассматривается как перспективное направление для снижения стоимости и повышения КПД будущего термоядерного реактора. Обосновывается актуальность темы диссертационной работы.

В начале первой главы (параграф 1.1) приводится описание сферического токамака Глобус-М, анализируются особенности его конструкции и условия проведения плазменных экспериментов. В омическом режиме разряда токамак позволяет создавать и удерживать плазму с током /Р до 0.36 МА при относительно низком тороидальном магнитном поле Ят до 0.55 Тл. Большой радиус установки Я равен 0.36 м, малый а - 0.24 м, что соответствует аспектному отношению 1.5. При этом вертикальная вытянутость шнура к может достигать 2.2, а треугольность д - 0.4. Магнитная система токамака позволяет создавать магнитные конфигурации лимитерного и диверторного типов. Обращает на себя внимание очень малое расстояние (обычно 3-4 см) между внешней магнитной поверхностью плазменного шнура и стенкой разрядной камеры, что отличает токамак Глобус-М от других сферических токамаков. Приведено описание диагностического комплекса, используемого в экспериментах по дополнительному нагреву плазмы. Он состоит из большого числа мониторных диагностик, работающих постоянно: датчики токов и напряжений в обмотках магнитной системы токамака, набор петель и зондов магнитной диагностики, СВЧ-интерферометр, детекторы оптического и рентгеновского излучения, болометры, зонды Ленгмюра и др. В зависимости от задач, стоящих перед экспериментом, могут подключаться сложные диагностические системы, такие как диагностика томсоновского рассеяния, диагностика потоков атомов перезарядки, рентгеновская камера-обскура, быстрая видеокамера оптического диапазона, массив датчиков МГД-колебаний. На основе данных магнитной диагностики, с помощью кода ЕИИ [6] производится реконструкция магнитной конфигурации и вычисляются такие параметры плазменного шнура, как запасенная энергия, бета и др.

В параграфе 1.2 изложены принципы работы инжектора атомов на основе источника с положительными ионами, приведено детальное описание отдельных устройств и систем, разработанных и подготовленных для проведения экспериментов в составе комплекса нейтральной инжекции на токамаке Глобус-М. Отмечается, что за основу были взяты отдельные узлы инжектора установки Т-11, произведена их реконструкция в соответствии с требованиями планируемого эксперимента. Приведены проектные параметры источников ионов, предполагаемых к использованию в составе комплекса.

В конце главы (параграф 1.3) представлены результаты экспериментального исследования параметров пучка с использованием ионных источников ИПМ-1 и ИПМ-2 [7]. Приводятся основные характеристики ионных и атомных пучков и описываются способы их определения в эксперименте. Для обоих источников в составе инжектора токамака Глобус-М измерена зависимость оптимального тока пучка от величины ускоряющего напряжения при работе, как на водороде, так и на дейтерии и определен диапазон рабочих энергий и выходная мощность пучка. Для источника ИПМ-2 максимальная мощность атомного пучка при работе на водороде составила 0.70 МВт, на дейтерии - 0.55 МВт, для источника ИПМ-1 - соответственно

1.0 МВт и 0.9 МВт. Диапазон изменения энергии частиц основного компонента пучка для источника ИПМ-2 составил 18-30 кэВ, для источника ИПМ-1 - 1727 кэВ. Важно, что применение на инжекторе двух типов источников позволяет проводить плазменные эксперименты с приблизительно вдвое отличающимся уровнем мощности нейтрального пучка при одинаковой энергии частиц. Отдельный раздел посвящен определению энергетического спектра генерируемого инжектором пучка с помощью спектрометрической методики. Показано, что 2/3 мощности содержится в основном компоненте с энергией Е0, соответствующей ускоряющему напряжению.

Вторая глава посвящена разработке схемы эксперимента по инжекции пучков атомов в плазму сферического токамака Глобус-М. В начале параграфа

2.1 проводится анализ процессов взаимодействия частиц пучка с плазмой, определяются возможные источники потерь, делаются оценки времени, необходимого для торможения быстрых частиц в плазме. Утверждается, что для рабочего диапазона энергий частиц пучка, создаваемого инжектором, основным процессом, приводящим к ионизации "быстрых" атомов в плазме токамака Глобус-М является перезарядка. Неионизовавшаяся в плазме часть пучка определяет так называемые потери "напролет". Вторым важным источником потерь мощности пучка (особенно в условиях низкого тороидального поля и малого зазора между внешней магнитной поверхностью плазменного шнура и стенкой разрядной камеры) является попадание образовавшихся быстрых ионов на так называемые "неудерживаемые" орбиты. В этом случае частицы, не успев затормозиться, покидают плазменный шнур вследствие ухода на стенку разрядной камеры токамака. Еще одним источником потерь является перезарядка быстрых ионов на атомах, особенно, в периферийной области шнура. Уровень таких потерь определяется геометрией разрядной камеры, условиями в приграничной области шнура, а также, величиной плазменного тока, оказывающей влияние на траектории движения быстрых ионов. Все перечисленные механизмы относятся к прямым потерям мощности и не связаны с изменением удержания частиц и энергии в плазме. Оценка времени торможения быстрых ионов в плазме для типичных условий разряда в токамаке Глобус-М дала величину в 2-4 раза превышающую энергетическое время. Следует также отметить, что вначале "быстрые" ионы тормозятся преимущественно на электронах плазмы, а по мере замедления начинаю передавать энергию ионам плазмы. Энергия Ес, при которой доли мощности, передаваемые ионам и электронам, сравниваются, называется критической.

Вторая часть параграфа посвящена анализу "прямых" потерь мощности пучка в токамаке Глобус-М. Для этого был использован компьютерный код, производящий расчет траекторий образующихся при прохождении пучка атомов через плазму ионов в магнитном. Показано, что при коинжекции максимальная энергия удерживаемых ионов в основном выше, чем при контринжекции. Кроме этого, при инжекции против тока удерживаются только

частицы, родившиеся на внутренней стороне плазменного шнура. Напротив, при коинжекции лучшее удержание наблюдается при рождении ионов на внешней стороне плазменного шнура. В последнем случае, сдвиг пучка наружу (увеличение прицельного параметра) должен приводить к некоторому снижению доли "прямых" потерь быстрых ионов. Также показано, что при одинаковой энергии переход с дейтериевого пучка на водородный должен приводить к заметному снижению потерь компонента пучка с полной энергией Е0. В обоих случаях доля компонентов с энергией Е<^2 и Е0!3 в общей величине потерь мощности незначительна.

В заключительной части параграфа анализируются результаты априорного моделирования процесса поглощения мощности пучка на токамаке Глобус-М, произведенного с помощью численного кода АСТРА в РНЦ "Курчатовский институт". Для расчетов были заданы следующие параметры плазменного шнура: Я = 0.36 м, а = 0.24 м, Вт(0) = 0.45 Тл, /р = 0.25 МА, к = 1.7, 5= 0.3. Пучок с гауссообразным профилем мощности был нацелен на середину малого радиуса с внутренней стороны шнура и инжектировался в направлении тока. Полная мощность пучка атомов РКв\ бралась равной 0.6 МВт и распределялась между компонентами Е0, Е</1 и £</3. В расчете определялась доля мощности пучка, переданная ионам и электронам плазмы, а также, величина потерь "напролет", с "неудерживаемых" орбит и вследствие перезарядки в зависимости от плотности плазменной мишени, сорта и энергии инжектируемых атомов. Также в расчетах варьировались величина плазменного тока, прицельный параметр и изотопный состав плазмы. Показано, что снижением энергии частиц дейтериевого пучка до 20 кэВ, можно добиться уменьшения доли потерь "напролет" меньше 10% начиная с плотностей плазмы-мишени 1.5><1019м'3. С ростом плотности относительная величина прямых потерь уменьшается, и все большая доля мощности пучка поглощается плазмой. Начиная с плотностей 4* 1019 м~3, более половины ее передается ионам и электронам. Переход от водородного пучка к дейтериевому, в основном, приводит к перераспределению мощности, передаваемой плазме, в пользу ионов вследствие возрастания критической энергии. Снижение плазменного тока ведет к возрастанию потерь частиц с "неудерживаемых" орбит, а изотопный состав плазмы почти не влияет на поглощение мощности пучка. Уменьшение прицельного параметра инжекции меньше 0.25 м должно приводить к росту потерь частиц с "неудерживаемых" орбит, напротив, увеличение почти не сказывается на величине потерь.

С учетом сделанных оценок и результатов моделирования, в параграфе 2.2 обосновывается выбор параметров разряда и анализируются возможные схемы ввода пучка в плазму для проведения экспериментов по НИ. С учетом возможностей токамака и аппаратуры инжектора были выбраны следующие реально достижимые параметры плазмы-мишени и инжектируемого пучка: ток плазмы 150-250 кА, тороидальное поле около 0.4 Тл, диапазон концентраций плазмы 1.5-7.0 х 1019м"3, энергия частиц пучка от 18 до 30 кэВ, мощность

инжекции 0.3 - 0.8 МВт. Для ввода пучка в камеру был выбран патрубок круглого сечения диаметром 0.4 м, обеспечивавший необходимое проходное отверстие. При проектировании стыковочного устройства инжектора с токамаком был задан прицельный параметр 0.3 м. В выбранной геометрии эксперимента пучок проходит всю камеру токамака и достигает противоположной стенки в месте нахождения прямоугольного патрубка, в котором была размещена "ловушка" из графита, предотвращающая случайные повреждения камеры и снижающая поступление примесей в плазменный шнур.

В третьей главе приводятся результаты экспериментальных исследований взаимодействия пучков атомов водорода и дейтерия различной энергии с плазмой, анализируется эффективность нагрева ионов и электронов от параметров пучка и плазменной мишени.

Параграф 3.1 посвящен изучению энергетических спектров потоков атомов перезарядки во время инжекции. Измерения проводились с помощью анализатора, линия наблюдения которого направлена вдоль большого радиуса токамака, т.е. перпендикулярно направлению инжекции. Тепловая часть спектров (Е < 3-5 к Г,) имеет максвелловский характер, как в омическом режиме, так и в режиме с инжекцией. В диапазоне более высоких энергий потоки частиц регистрируются только в режиме с инжекцией пучка, и наблюдается значительный спад потока атомов для энергий выше критической. При таких энергиях торможение частиц пучка происходит преимущественно на электронах плазмы, и углы рассеяния ионов малы из-за малого изменения импульса при рассеянии на электронах. По мере снижения энергии, частицы пучка начинают взаимодействовать с ионами плазмы, передавая им свою энергию, отклоняются на более значительные углы и могут быть зарегистрированы анализатором. Отмечается, что в диапазоне энергий ниже критической спектр соответствует случаю классического кулоновского торможения быстрых ионов в предположении, что потери частиц несущественны. Производится сравнение времени распада потоков атомов перезарядки после выключения пучка с расчетным временем торможения "быстрых" ионов в плазме. Делается заключение о хорошем их соответствии и отсутствии аномально высоких потерь быстрых ионов.

В параграфе 3.2 описан эксперимент по проверке правильности выбора прицельного параметра инжекции, выполненный в течение одной экспериментальной сессии. С этой целью было произведено механическое перемещение инжектора в горизонтальной плоскости, обеспечившее изменение прицельного параметра с 30 до 33 см, без разгерметизации стыковочного узла (за счет деформации сильфонного компенсатора). При прочих одинаковых условиях эксперимента показано, что временной ход и абсолютные значения ионной температуры для обоих случаев практически одинаковы. Делается заключение, что геометрия эксперимента выбрана правильно, и прицельный параметр = 0.3 м в последующем не менялся.

и

В параграфе 3.3 описывается сравнительный эксперимент эффективности нагрева ионов плазмы пучками атомов водорода и дейтерия. Для исключения трудностей с интерпретацией результатов из-за различий в параметрах плазменной мишени опыты были выполнены в течение одной экспериментальной сессии. Показано, что в диапазоне умеренных плотностей нагрев ионов плазмы пучком атомов дейтерия эффективнее, чем пучком атомов водорода, хотя и незначительно. При инжекции атомов дейтерия при прочих равных условиях наблюдается больший прирост температура ионов, однако скорость роста несколько ниже. Полученный результат качественно согласуется с результатами численного моделирования по коду АСТРА.

Анализ эффективности поглощения мощности пучка ионами плазмы при различных энергиях атомов (параграф 3.4) был сделан на основе результатов, полученных в лимитерных разрядах с умеренной плотностью 1-3><1019м"3 и током плазмы около 200 кА. В экспериментах использовался пучок атомов дейтерия с энергией от 20 до 29 кэВ. Оценка доли мощности, передаваемой ионам, производилась по производной роста ионной температуры в момент начала инжекции. Полагалось, что вся энергия, передаваемая ионам, идет на их нагрев, а характер ион-электронного обмена не меняется. Эффективность поглощения мощности пучка ионами в диапазоне энергий до 25 кэВ слабо зависит от энергии атомов и увеличивается с ростом плотности плазмы. Увеличение энергии частиц до 28-30 кэВ приводит к некоторому снижению эффективности нагрева, а возрастающая зависимость от плотности сохраняется. Такой результат, скорей всего, связан с ухудшением удержания ионов с большой энергией.

Наиболее сложную и трудоемкую задачу представляли эксперименты по изучению влияния плотности на нагрев плазмы (параграф 3.5). Эксперименты проводились в условиях с одинаковыми параметрами разряда, но различной плотностью плазмы-мишени перед включением импульса инжекции. Диапазон изменений средней плотности составил (1-6)х1019м"3. Ток плазмы поддерживался на уровне около 0.2 МА. В плазму инжектировался дейтериевый пучок с оптимальной для нагрева ионов энергией 25 кэВ и мощностью около 0.5 МВт. В эксперименте рост ионной температуры (если он имел место) начинался с уровня 200-250 эВ, соответствующего значению параметра в омическом режиме, после включения импульса инжекции и прекращался по достижении нового стационарного уровня через 8-15 мс. Своих наибольших значений ионная температура достигала в разрядах с плотностью около 2хЮ19м"3. С ростом концентрации электронов прирост ионной температуры снижался и совсем исчезал при плотностях выше 5><10|9м"3. При этом, согласно измерениям диагностики томсоновского рассеяния, электронная температура в указанном диапазоне плотностей во время инжекции менялась незначительно, проявляя тенденцию к снижению с ростом плотности мишени. Начиная с плотностей порядка 5-6* 1019 м"3, во время инжекции наблюдалось увеличение запасенной в электронном компоненте энергии. Такое поведение

электронов объясняется тем, что поглощаемая ими мощность пучка относительно невелика и становится сравнимой с мощностью омического нагрева только при плотностях выше 6х1019м"3, и только в этом случае наблюдается заметное увеличения энергии, запасенной в электронном компоненте. Отмеченное в эксперименте поведение плазмы удовлетворительно согласуется с результатами моделирования по коду АСТРА. Следует отметить, что во всех проведенных экспериментах с энергией частиц пучка 25 кэВ и мощностью 0.5 МВт ионная температура не превышала значений электронной. По всей видимости, для более значительного роста температуры ионов и получения режима с так называемыми "перегретыми" ионами требуется увеличение мощности дополнительного нагрева. При этом инжекцию пучка лучше всего проводить при плотностях мишени 2-Зх1019м"3, где доля мощности, передаваемой ионному компоненту плазмы, велика и прирост ионной температуры наиболее значительный. Данное предположение было экспериментально подтверждено в последующих экспериментах.

Четвертая глава посвящена получению в токамаке Глобус-М режимов с максимальной температурой ионов, предельной плотностью и высокими значениями относительного газокинетического давления, приводится подробное описание методики подготовки токамака и сценариев разряда.

Как было отмечено выше, наибольший прирост ионной температуры при инжекции пучка атомов в плазму токамака Глобус-М следует ожидать в режимах с умеренной плотностью 2-3><1019м"3. Для достижения максимальной ионной температуры на инжектор был установлен источник ионов ИПМ-1, позволявший почти в два раза увеличить мощность атомного пучка при той же энергии частиц по сравнению с источником ИПМ-2. В эксперименте (параграф 4.1) был применен дейтериевый пучок атомов, при прочих равных условиях, увеличивающий долю мощности, передаваемой ионам при нейтральной инжекции, по сравнению с водородным. При энергии частиц пучка 25 кэВ в токамак в стационарной фазе дейтериевого разряда с током около 180 кА вводилась мощность около 0.8 МВт. Анализатором потоков атомов перезарядки была зафиксирована рекордная температура ионов 650 эВ (см. рис.1). Следует отметить, что применяемая для определения температуры методика, когда потоки атомов регистрируется вдоль всей линии наблюдения прибора, дает заниженное значение из-за ослабления потоков атомов, выходящих из центральной области шнура. Для расчета поправки Рисунок 1. Температура ионов в разряде: при определении центральной • - с инжекцией (# 15315), Д - базовом омическом.

♦ - реконструкция по коду DOUBLE.

t, мс

ионной температуры было проведено моделирование с помощью кода DOUBLE [8], рассчитывающего распределение атомов вдоль сечения плазменного шнура, а также, интенсивности потоков атомов перезарядки, выходящих из плазмы. Процедура моделирования заключалась в подборе расчетного спектра, наиболее точно соответствующего экспериментальному. С учетом предположения о возможной форме профилей ионной температуры ее значение в центральной области шнура превышает 750 эВ. В любом случае, даже с учетом погрешностей измерений при подобранных параметрах эксперимента температура ионов существенно превысила температуру электронов, которая была около 500 эВ.

Получению режимов с предельной плотностью, описанных в параграфе 4.2, предшествовал ряд технологических усовершенствований подготовки вакуумной камеры (длительный прогрев при температуре 200°С, чистка тлеющим разрядом в гелии и боронизация) и улучшение точности управления положением плазменного шнура в условиях тесно вписанной в камеру плазмы (зазор между плазмой и стенкой не превышает 4 см), что позволило сократить поступление примесей в разряд. Точность поддержания равновесия по большому радиусу была не хуже ±0.5 см. Применение специального сценария, чередующего разряды с низкой и высокой плотностью, существенно снизило рециклинг и уменьшило неконтролируемое поступление рабочего газа в плазменный шнур. В результате уже в омических разрядах была достигнута объёмно усреднённая плотность 0.9><1020м"3. Применение дейтериевого пучка с энергией 29 кэВ и мощностью около 0.6 МВт было направлено на получение режима с еще более высокой плотностью. Инжекция начиналась на стадии формирования профиля тока (так называемая "ранняя инжекция") и сопровождалась непрерывным напуском рабочего газа. В условиях интенсивного газонапуска приток дополнительной мощности от пучка к электронам не приводил к росту их температуры, а шел на "переваривание" разрядом (ионизация и нагрев) дополнительного количества частиц и отодвигал границу возникновения радиационного коллапса. В результате на установке Глобус-М была достигнута предельно высокая для сферических токамаков средняя плотность плазмы ~ 1.2x1020 м"3 при величине магнитного поля всего 0.4 Тл и низком значении запаса устойчивости на границе (q95 ~ 3.5). При этом, по данным диагностики томсоновского рассеяния, локальные значения плотности в центральной области шнура превысили

1/qcyi

■ +

W -/v? V и ^ Д % «

0,0 0,2 0,4 0,6 0,8 1,0 п.И/Вт, х1020м"2"Г1

- предел Разумовой — — предел Гринвальда

• ОН " НИ

Рисунок 2. Диаграмма Хьюгилла для разрядов с предельной плотностью на токамаке Глобус-М.

1.6хЮ20м"3. Следует заметить, что полученные значения плотности вплотную приблизились к пределу Гринвальда, а параметр Мураками превысил 1. Результаты описанных экспериментов отмечены на диаграмме Хьюгилла, представленной на рис. 2.

Другим важным результатом применения пучка атомов высокой энергии стало достижение высоких значений бета и запасенной в плазменном шнуре энергии (параграф 4.3). Улучшению параметров плазмы в токамаке также способствовало увеличение площади защитного графитового покрытия разрядной камеры. Другим важным фактором явилось увеличение длительности импульса инжекции пучка до 40 мс. В разряде со стабилизацией тока по плазме на уровне 0.2 МА (£/93~4.5) производился непрерывный напуск рабочего газа, который обеспечивал рост средней плотности до уровня 1хЮ20м"3. Инжекция дейтериевого пучка с энергией частиц 28 кэВ и мощностью около 0.6 МВт включалась на конечной стадии подъема тока плазмы и продолжалась почти до конца разряда. Как видно из рисунка 3, к концу импульса значение ßj достигает 13%, а ß^ превышает 5.8. Запасенная плазмой энергия в конце разряда составляет 3.6 кДж или около 8 кДж/м3. Следует отметить, что все параметры получены в одном разряде одновременно и при достаточно большой для сферических токамаков величине тороидального поля около 0.4 Тл. Также существенно, что экспериментально достигнутые величины превышают значения, предсказанные в результате априорного численного Рисунок 3. Временная эволюция параметров

моделирования по коду АСТРА, за плазмы в режиме с рекордными значениями счет тщательной оптимизации запасенной энергии и ßT,ßN в разряде #18674 с условий инжекции в токамаке инжекцией дейтериевого пучка. Глобус-М.

В заключении изложены основные выводы и результаты работы:

1. В ходе подготовки к экспериментам инжектор выведен на режим генерации пучков атомов водорода или дейтерия с энергией частиц до 30 кэВ и максимальной мощностью до 1 МВт. Достигнутая мощность инжекции в 1.5-2.5 раза превышает мощность омического нагрева в токамаке Глобус-М. Длительность импульса инжекции увеличена до 40 мс.

2. Анализ результатов расчетов траекторий быстрых ионов, образующихся в плазме при инжекции атомного пучка, и априорных транспортных расчетов с помощью кода АСТРА позволил выбрать начальный диапазон параметров плазмы-мишени и определить режимы работы инжектора, которые были в дальнейшем оптимизированы в эксперименте.

3. Экспериментальное исследование торможения частиц пучка в плазме подтвердило, что в диапазоне энергий ниже критической энергии £с механизм замедления удовлетворительно описывается классической теорией кулоновского рассеяния, а потери быстрых ионов незначительны. Для изучения диапазона более высоких энергий необходимо исследовать потоки атомов перезарядки, покидающих плазму в направлении вдоль тороидального поля, что в рамках данной работы не проводилось.

4. Проведена экспериментальная оптимизация условий нагрева ионов на сферическом токамаке Глобус-М (/?=0.36 м, а=0.24 м) пучком атомов высокой энергии. Определены плотность плазмы-мишени (2-3><1019 м'3) и энергия частиц пучка (25 кэВ). В результате, впервые на сферическом токамаке небольшого размера, в разряде с нейтральной инжекцией был получен режим с "перегретыми" ионами, в котором температура ионов превысила температуру электронов и достигла величины 750 эВ.

5. Разработан сценарий увеличения плотности плазмы в сферическом токамаке с применением мощного пучка атомов в качестве источника дополнительного нагрева, что позволило увеличить максимальные значения средней плотности плазмы на 20% по сравнению с омическим разрядом. В целом, плазма во время нейтральной инжекции проявляла низкую МГД активность, а наличие пучка приводило к увеличению длительности разряда по сравнению с аналогичным омическим. Полученное на токамаке в конфигурации с малым аспектным отношением значение средней плотности 1.2хЮ20м"3 является рекордным. Достигнутые значения вплотную приближаются к пределу Гринвальда.

6. Впервые в России на установке Глобус-М достигнуты максимальные значения тороидального бета 13% и нормализованного бета 5.8. Следует отметить, что все перечисленные значения были получены одновременно в одном разряде. При этом величина нормализованного бета близка к рекордному значению, полученному на существенно большей по размеру установке NSTX со значительно большей (до 6 МВт) мощностью дополнительного нагрева.

Литература:

[1] Mukhovatov V.S., Beam-heating research at the I.V.Kurchatov Institute // Heating in toroidal plasmas / Proc. of 2nd Joint Grenoble-Varenna international symposium, 1980, 761-774.

[2] Tilinin G.N., Barsnkov A.G., VodoA.N., et al., Neutral beam heating system (NBHS). // Plasma Devices and Operations, 1992, vol. 1, No. 3-4, 277-288.

[3] Gryaznevich M., Akers R., Carolan P.G. et al., Achievement of record ß in the START spherical tokamak 11 Phys. Rev. Lett., 1998, Vol. 80, No. 18, 39723975.

[4] Гусев B.K., Голант B.E., Гусаков Е.З. и др., Сферический токамак Глобус-М. // ЖТФ, 1999, т. 69, № 9, 58-62.

[5] Pereverzev G. V., Yushmanov P.N., ASTRA Automated System for TRansport Analysis. / Preprint IPP 5/98, Garching: IPP, 2002.

[6] Lao L.L., John H.St., Stambaugh R.D., Pfeiffer W., Separation ofß? and /, in tokamaks of non-circular cross-section. //Nucl. Fusion, 1985, Vol. 25, No. 10, 1421-1435.

[7] Панасенков A.A., Равичев C.A., Рогов A.B., Источник ионов водорода с периферийным магнитным полем. // Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 1984, т. 15, № 2, 56-63.

[8] Afanasyev V.l., Gondhalekar A., Kislyakov A.I., On the Possibility of Determining the Radial Profile of Hydrogen Isotope Composition of JET Plasmas, and of Deducing Radial Transport of the Isotope Ion // JET-R-(00)04, 2000.

Результаты диссертации представлены в следующих публикациях:

1. Гусев В.К., Голант В.Е., Гусаков Е.З., ..., Минаев В.Б. и др., Сферический токамак Глобус-М. // ЖТФ, 1999, т. 69, № 9, 58-62.

2. Dvorkin N.Ya., Kuzmin E.G., Leikin I.N., ..., Minaev V.B., et al., Fabrication and assembly of vacuum vessel of spherical tokamak Globus-M. // Plasma Devices and Operations, 2001, vol. 9, No. 1-2, 83-94.

3. Bulanin V.V., Chugunov I.N., Vildzunas M.I., ..., Minaev V.B., et al., The Globus-M diagnostics design. // Ibid., 129-142.

4. Gusev V.K., Burtseva T.A., Dech A.V., ..., Minaev V.B., et al., Plasma formation and first OH experiments in the Globus-M tokamak. // Nucl. Fusion, 2001, vol. 41, No. 7,919-925.

5. Askinazi L.G., Barsukov A.G., Golant V.E...... Minaev V.B., et al., Preparation

of neutral beam injection experiments on Globus-M and TUMAN-3M tokamaks. // Plasma Devices and Operations, 2003, Vol. 11, No. 3, 211-218.

6. Аскинази JI.Г., Барсуков А.Г., Голант В.Е., ..., Минаев В.Б. и др., Подготовка эксперимента по нагреву плазмы в токамаке Туман-3 путем инжекции пучка нейтральных атомов // С.Петербург: Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе, Препринт ФТИ-1763,2003.

7. Kapralov V.G., Smirnov A.S., Kuteev B.V., ..., Minaev V.B., et al., Radiation losses studies with pyroelectric bolometer. // Fusion Science and Technology, 2005, vol. 47, No. 1,218-220.

8. Барсуков А.Г, Гусев B.K., Есипов JI.A., ..., Минаев В.Б. и др., Система инжекционного нагрева плазмы сферического токамака Глобус-М. / М.: ИАЭ, 2005, Препринт ИАЭ - 6353/7.

9. Гусев В.К., Дьяченко В.В., Жилин Е.Г.,..., Минаев В.Б. и др., Отчет о НИР по государственному контракту № 6.05.19.19.05.999 от 25.03.2005 г. с Росатомом (итоговый) "Получение и изучение режимов с предельными давлениями плазмы в токамаке Глобус-М при комбинированном дополнительном нагреве" / ВНТИЦ Per. № 01200510453 Инв. № 0220.0 600939,21 с.

10. Гусев В.К., Сахаров Н.В., Петров Ю.В., ..., Минаев В.Б. и др., Отчет по НИР по гос. контракту с Федеральным агентством по науке и инновациям «Генерация плазмы в сферическом токамаке и развитие методов дополнительного нагрева в геометрии малого аспектного отношения на установке «Сферический токамак Глобус-М (ГЛОБУС-М)» / ВНТИЦ per. № 01200508560, инв. № 0220.0 601060, (2005) 71 с.

11. Gusev V.K., Chernyshev F.V., Golant V.E., ..., Minaev V.B., et al., Density limits and control in the Globus-M spherical tokamak. // Nucl. Fusion, 2006, Vol. 46, No. 8, S584-S591.

12. Гусев B.K., Сахаров H.B., Петров Ю.В., ..., Минаев В.Б. и др., Отчет по НИР по гос. контракту с Федеральным агентством по науке и инновациям №02.452.11.7082 от 12.04.2006 г. «Научно-методическое и материально-

техническое обеспечение функционирования уникальных стендов и установок «Сферический токамак Глобус-М (ГЛОБУС-М) (регистрационный номер 01-99)» для проведения научно-исследовательских, опытно-конструкторских и технологических работ по приоритетным направлениям Программы (заключительный)» / ВНТИЦ per. № 01200606990, инв. № 0220.0 801822, (2006) 70 с.

13. Гусев В.К., Аюшин Б.Б., Дьяченко В.В., ..., Минаев В.Б. и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 6.05.19.19.06.999 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Получение и изучение режимов с предельными давлениями плазмы в токамаке Глобус-М при комбинированном дополнительном нагреве» / ВНТИЦ per. № 01200605100, инв. № 02.2.007 00800, (2006) 28 с.

14. Ананьев A.C., Варфоломеев В.И., Деч A.B., ..., Минаев В.Б. и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 6.05.19.19.06.843 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Разработка сценариев диверторной конфигурации плазмы в сферическом токамаке Глобус-М для получения режимов с увеличенным энергосодержанием» / ВНТИЦ per. № 01200605448, инв. № 02.2.007 00686, (2006) 36 с.

15. Минаев В.Б., Новохацкий А.Н., Петров Ю.В.и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 1.05.19.19.06.531 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Разработка способов защиты первой стенки в сферическом токамаке Глобус-М при мощном дополнительном нагреве» / ВНТИЦ per. № 01200605449, инв. № 02.2.007 00687, (2006) 16 с.

16. Аюшин Б.Б., Барсуков А.Г., Деч A.B., ..., Минаев В.Б. и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 6.05.19.19.06.844 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Исследование процессов трансформации энергии электромагнитных волн и пучков нейтральных атомов в сферическом токамаке Глобус-М» / ВНТИЦ per. № 01200605450, инв. № 02.2.007 00688, (2006) 39 с.

17. Гусев В К, Деч A.B., Есипов Л.А., ..., Минаев В.Б. и др., Комплекс нейтральной инжекции сферического токамака Глобус-М. // ЖТФ, 2007. т. 77, № 9,28-43

18. Гусев В.К., Толстяков С.Ю., Варфоломеев В.И., ..., Минаев В.Б. и др., Исследование электронного компонента плазмы на сферическом токамаке глобус-м в условиях предельных плотностей с помощью диагностики томсоновского рассеяния. // ВАНТ Сер. Термоядерный синтез, 2007, № 1, 39-56.

19. Аюшин Б.Б., Барсуков А.Г., Гусев В.К., ..., Минаев В.Б. и др., Исследование нагрева плазмы в разрядах с нейтральной инжекцией на сферическом токамаке Глобус-М // Физика плазмы, 2008, т. 34, № 2, 99113.

Лицензия ЛР № 020593 от 07.08.97

Подписано в печать 18.11.2008. Формат 60x84/16. Усл. печ. л. 1,25. Уч.-изд. л. 1,25. Тираж 100. Заказ 3745.

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в типографии Издательства Политехнического университета. 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.

Введение.

Постановка задачи.

Научная новизна работы.

Личное участие автора.

Глава 1. Анализ условий реализации эксперимента по инжекционному нагреву на сферическом токамаке Глобус-М.

1.1. Особенности сферического токамака Глобус-М.

1.2. Разработка комплекса нейтральной инжекции на основе источника с положительными ионами для токамака Глобус-М.

1.3. Параметры атомного пучка для эксперимента по нейтральной инжекции.

1.3.1. Характеристики пучка с источником ИПМ-2.

1.3.2. Характеристики пучка с источником ИПМ

1.3.3. Энергетический спектр пучка.

Выводы к Главе 1.

Глава 2. Постановка эксперимента по нейтральной инжекции на сферическом токамаке Глобус-М.

2.1. Моделирование процесса взаимодействия атомного пучка с плазмой

2.1.1. Процессы, определяющие передачу мощности от пучка плазме

2.1.2. Моделирование "прямых" потерь пучка.

2.1.3. Моделирование эффективности поглощения мощности пучка

2.1.4. Оценка влияния параметров плазменной мишени на максимально достижимые значения температуры и относительного газокинетического давления при нейтральной инжекции.

2.2. Выбор схемы эксперимента.

2.2.1. Диапазон рабочих параметров.

2.2.2. Геометрия инжекции.

Выводы к Главе 2.

Глава 3. Исследование процессов, влияющих на нагрев плазмы, и оптимизация параметров инжекции пучка.

3.1. Торможение частиц пучка в плазме.

3.2. Оптимизация прицельного параметра инжекции.

3.3. Влияние изотопного состава пучка на нагрев ионов.

3.4. Влияние энергии частиц пучка на нагрев ионов.

3.5. Влияние концентрации мишени на нагрев плазмы.

Выводы к Главе 3.

Глава 4. Получение режимов с предельными параметрами плазмы с помощью инжекции.

4.1. Достижение максимальной температуры ионов.

4.2. Получение режимов с предельной плотностью и достижение предела Гринвальда.

4.3. Получение режимов с высокими значениями относительного газокинетического давления и увеличение энергозапаса плазмы при инжекции.

Выводы к Главе 4.

Установки с магнитным удержанием плазмы типа токамак к настоящему моменту наиболее близко подошли к реализации идеи управляемого термоядерного синтеза (УТС). Не вызывает сомнения факт, что в токамаках следующего поколения будет продемонстрировано "горение" термоядерной реакции. Существенным шагом в данном направлении явилось завершение инженерного проекта и начало строительства международного термоядерного реактора ITER [1-3]. В проекте в качестве основного метода дополнительного нагрева плазмы предусматривается применение мощных пучков атомов изотопов водорода высокой энергии - нейтральная инжекция (НИ) [4]. Однако, для создания коммерческого термоядерного реактора необходимо решить ряд задач, и прежде всего, уменьшить затраты на сооружение и эксплуатацию установки. Одним из возможных путей достижения цели является снижение величины и объема удерживающего плазму магнитного поля В. л

Критерии Лоусона [5] можно представить в виде /?-тЕ > 2.5/В (с, Тл), где л = 2//о<р >/В , <р> — усредненное по объему газокинетическое давление плазмы и те — энергетическое время, и потери в основном определяются теплопроводностью [6]. Видно, что при снижении магнитного поля требуется обеспечивать более высокое значение величины произведения /?-те . Таким образом, интерес представляют установки, позволяющие получать плазму с более высокими значениями параметра бета при сохранении времени удержания энергии в плазме на прежнем уровне. Одним из представителей таких систем с тороидальной конфигурацией является сферический токамак (СТ).

В токамаках естественный нагрев плазмы (омический) осуществляется за счет выделения джоулева тепла при протекании по плазменному шнуру тока, создаваемого вихревым электрическим полем. Однако существует ряд причин, препятствующих достижению в токамаке термоядерных параметров плазмы без применения дополнительных методов нагрева. Во-первых, с ростом электронной температуры Ге электропроводность плазмы увеличивается {а ~ Ге 3/2) [7] и, соответственно, падает эффективность омического нагрева, что вызывает необходимость наращивать плазменный ток.

Во-вторых, обеспечение устойчивости плазменного шнура по отношению к винтовым модам накладывает ограничение на предельно достижимый плазменный ток /Р при фиксированном значении тороидального магнитного поля Bj и, таким, образом на нормализованный ток 1^=1р/аВт. В соответствии с теорией (предел Крускала-Шафранова) [8,9], в обычном токамаке с круглым сечением (в приближении R » а), для стабилизации самых опасных длинноволновых винтовых мод, запас устойчивости на границе должен быть qa = m/n ~ qcy\ = 2жa Bj/juqRIp > 1. Здесь q^ - так называемый "цилиндрический" запас устойчивости, m и п -полоидальное и тороидальное волновые числа моды, a, R — малый и большой радиусы тора, соответственно. Известно, что токамак не достигает предела Крускала-Шафранова по току из-за развития внешней винтовой неустойчивости, условие возбуждения которой m — 1 < n-q < m

10] накладывает ограничение на ток qa > 2. Более точное выражение предела для нормализованного тока /N в условиях сильной тороидальности

11] выглядит следующим образом /Nmax~ 5(1 + /с2) / 2qa(A — 1). Здесь к = b/а - вертикальная вытянутость плазмы, A=RJa - аспектное отношение.

В-третьих, использование индуктора ограничивает возможности для создания и поддержания полоидального магнитного потока и налагает ограничение на продолжительность и амплитуду индукционного тока. Последнее обстоятельство становится особенно актуальным при создании квазистационарного реактора на основе СТ.

Принимая во внимание вышесказанное, следует отметить, что омический нагрев плазмы в токамаке становится малоэффективным при температурах выше нескольких кэВ. Для того чтобы нагреть плазму до температуры зажигания термоядерной реакции (-10 кэВ), должны быть использованы дополнительные методы нагрева. В настоящее время получили распространение следующие методики, применение которых возможно в реакторе-токамаке: инжекция в плазму пучков атомов изотопов водорода высокой энергии (десятки и сотни кэВ) и ввод в плазму ВЧ-волн с частотами, расположенными в диапазоне резонансов (электронный циклотронный, ионный циклотронный, нижний гибридный). Мощность таких источников нагрева может достигать десятков мегаватт и значительно превосходит мощность омического нагрева. При этом преимущества метода инжекции пучков высокоэнергичных атомов перед другими методами вытекают из высокой воспроизводимости экспериментальных результатов и относительно прозрачной физики процессов, лежащих в его основе.

Метод нейтральной инжекции основан на передаче плазме энергии и импульса от пучка нейтральных частиц (изотопы водорода) высокой энергии, свободно проходящего сквозь удерживающее плазменный шнур магнитное поле. В зависимости от размеров установки и параметров плазмы в ней применяются пучки с энергией от десятков до сотен килоэлектронвольт и эквивалентным током в несколько десятков ампер. В качестве источников атомного пучка обычно используются электростатические ускорители ионов в комбинации с устройствами нейтрализации, использующими перезарядку на газовой мишени. Следует отметить, что в диапазоне энергий до 120 кэВ (на дейтерии) применяются положительные ионы. При более высоких энергиях из-за резкого снижения сечения перезарядки на газе и, соответственно, эффективности нейтрализации ионного пучка, чаще применяются пучки отрицательных ионов. Ключевыми процессами при нагреве методом НИ являются:

- транспортировка сформированного атомного пучка от инжектора через магнитное поле в разрядную камеру токамака с минимальными потерями мощности;

- захват атомов пучка и образование высокоэнергичных (быстрых) ионов в плазменном шнуре токамака;

- передача энергии и импульса быстрых ионов при их торможении электронам и ионам плазменного шнура (процесс термализации).

Впервые метод НИ был применен на практике в 60-е годы для открытых магнитных ловушек [12-14], где он использовался как для нагрева, так и для накопления частиц плазмы. Анализ возможности применения метода для нагрева плазмы в установках типа токамак был представлен в ряде работ [15-23] в первой половине 70-х годов, а чуть позже были начаты эксперименты на ряде токамаков [24-33]: АТС, ORMAK, ISX-B, PLT (США), CLEO, DITE (Великобритания), TFR (Франция), Т-11 (СССР).

При применении НИ на токамаке PLT впервые была получена "бесстолкновительная" плазма с частотой столкновения частиц существенно меньшей, чем частота циркуляции частиц по замкнутым орбитам [34]. Такой режим характерен для плазмы термоядерного

10 3 реактора. При средней плотности плазмы <п> — 1.6-3.6x10 м" температура ионов в центре шнура 71(0) во время инжекции (тангенциальная инжекция, суммарная мощность четырех пучков PNBi до 2.4 МВт) возрастала от 1.5 до 7.0 кэВ и в 1.5-2 раза превысила температуру электронов Гс(0). Другим важным результатом стало получение на токамаках разрядов с высокими значениями газокинетического давления плазмы и, следовательно, параметра /?т . На установке Т-11 при мощности пучка Pnbi = 0.6 МВт и средней плотности п— 3x1019м"3 зарегистрирован рост ионной 71(0) и электронной 7е(0) температур от 0.25 до 0.6 кэВ и от 0.4 до 0.6 кэВ соответственно. При этом /?т достигала 2.5% [35-38].

Похожий результат (J3T -3%) был продемонстрирован на токамаке ISX-B [39-41]. Во всех случаях мощность инжекции в несколько раз превосходила мощность омического нагрева.

С учетом полученных ранее результатов токамаки следующего поколения, введенные в действие в 80-х годах, были спроектированы для использования мощных систем дополнительного нагрева. В частности, на всех установках использовались инжекционные комплексы большой мощности: TFTR [42] и DIII-D [43] (США), JET [44] (Великобритания), JT-60 [45] (Япония). На этом этапе были превзойдены все прежние результаты благодаря лучшим условиям удержания и большему уровню вводимой мощности инжекции. На TFTR PNBi достигала 40 МВт и была получена ионная температура 30 кэВ при плотности плазмы около

19 3

3*10 м" [46]. При большом уровне мощности инжекции обнаружено насыщение энергосодержания плазмы с ростом мощности инжекции. Такая зависимость обычно интерпретируется как уменьшение времени удержания энергии. На установке DIII-D было достигнуто рекордное значение /?т=12.5 % [47,48]. Применение инжекции позволило впервые обнаружить так называемые режимы улучшенного удержания плазмы: "Н-мода" на установке ASDEX [49] (Германия) и "Super-shot" на TFTR [46]. Еще один важный результат был получен на установке JET [50-52] -значение термоядерного выхода 0DT в дейтериево-тритиевой плазме (nD:nT ~1) при мощности нейтральной инжекции PNm около 17 МВт достигло 0.8, а значение "тройного произведения" пТтЕ составило 9x1020 м"3-кэВсек. На JT-60U [53,54] при применении инжекторов на отрицательных (360 кэВ, 4 МВт) и положительных (80-85 кэВ, 20 МВт) ионах, а также ВЧ волн нижнее-гибридного диапазона (1.5 МВт), было получено рекордное значение неиндукционного тока плазмы /сd ~ 1.7 МА, а эффективность его генерации составила t] cd = 1.55хЮ19А •м (£т~3.7 Тл,/Р=1.5 МА, Гс(0)=13 кэВ, 71(0)= 15 кэВ, <п> = ЗхЮ19м"3).

Выполненные на традиционных токамаках исследования с использованием НИ показали в целом одинаковый характер наблюдаемых

1Q 7 процессов. В режимах с невысокой плотностью ие=(1-4)х10 м" происходит существенное увеличение температуры ионов Т\ на фоне значительно меньшего изменения температуры электронов Тс, что объясняется относительно невысокой ролью ион-электронного взаимодействия в энергетическом балансе. В этих условиях основные потери энергии из плазмы связаны с электронным каналом, а приток энергии от пучка к ионам и электронам плазмы примерно одинаков. При более высоких плотностях плазмы время обмена энергией между электронами и ионами становится меньше, что выражается, в конечном итоге, в заметном приросте электронной температуры. Рост температуры ионов 7] был пропорциональным Pnbi и обратно пропорциональным пс и составлял в центре примерно 1-2 эВ/кВт. Также, в ряде случаев, инжекция приводила к некоторому увеличению плотности плазмы, связанному с повышенной нагрузкой на стенку разрядной камеры и десорбцией газа.

В целом, эксперименты по инжекции быстрых атомов в плазму токамака, проведенные на многих установках, показали, что образующиеся при взаимодействии пучка с плазмой "быстрые" ионы удерживаются в течение длительного времени, достаточного для передачи энергии частицам основной плазмы, и не наблюдается существенного ухудшения удержания запасенной в плазме энергии. На настоящий момент нейтральная инжекция является наиболее простым и надежным методом дополнительного нагрева плазмы, применимым в традиционных токамаках для достижения термоядерных температур и получения бесстолкновительного режима, повышения газокинетического давления плазмы, генерации безындукционного тока, создания шира вращения плазмы для стабилизации неустойчивостей. Этот факт нашел свое отражение в проекте международного термоядерного реактора ITER [1,4], решение о сооружении которого на территории

Франции принято в 2005 г. Основные параметры установки (R = 6.2 м, а = 2.0 м, к; =1.85, Бт=5.3Тл, /Р= 15 МА) выбраны с учетом существующей на сегодня экспериментальной базы данных и построенных на ее основе законов подобия - скейлингов. При этом в проект заложен подход, дающий минимальную вероятность получения отрицательного результата. Исходя из этого принципа аспектное отношение A—RJa выбрано приблизительно равным трем, т.к. для этой области значений существует наибольшее количество экспериментальных данных. Проект ITER предполагает использовать три инжектора (на начальном этапе два), предназначенных для нагрева и генерации тока. Каждый инжектор, оснащенный одним ионным источником (ионный ток 40 А), будет создавать нейтральный дейтериевый пучок мощностью 16.5 МВт с энергией 1 МэВ в режиме длинных импульсов (до 3600 сек). Исходный поперечный размер пучка составит 1.54 х 0.58 м. Длина инжекционного тракта 23.5 м.

Как уже было отмечено ранее, для создания коммерческого термоядерного реактора предстоит решить ряд задач, и прежде всего, снизить затраты на сооружение и эксплуатацию такой установки. Одним из потенциально возможных путей решения задачи может быть снижение аспектного отношения тороидального плазменного шнура А <2, т.е. переход к сферическим токамакам. Еще в начале 70-х [55] было показано существование предела по давлению плазмы, достижимому в токамаке с большим аспектным отношением. При этом относительное плазменное давление увеличивается с уменьшением аспектного отношения как /?т = 2juo<p>/BT ~ l/Aqa. В 80-х из теоретического анализа МГД устойчивости установлено одно из главных эксплуатационных ограничений для токамака с большим аспектным отношением — идеальный МГД предел по давлению плазмы, при превышении которого развиваются баллонные моды и происходит срыв. Получено простое соотношение — скейлинг

Сайкса-Тройона [56,57]: fa<fah/aBj= fa/N, где fa = 3.5 - коэффициент Тройона. Из скейлинга Сайкса-Тройона следует, что с уменьшением аспектного отношения предельное значение бета увеличивается, т.к /N = Ij>/aBj ~ \/qcy]A. Соотношение между qa и qcy\ в сферических токамаках может быть получено из расчета равновесия. Запас устойчивости на краю плазмы может быть выражен как произведение "цилиндрического" запаса устойчивости qcy) и двух поправочных коэффициентов [58,59]. Один из них зависит от формы поперечного сечения плазменного шнура: S(k, д) ~ \\+к" (\+2д"—\.2д)]/2, где к - вертикальное удлинение, 5 - треугольность. Другой коэффициент в области А < 2 является сильной функцией от fj "У Г) аспектного отношения:/ (А) ~ \/(\—\/А ) . Запас устойчивости на внешней магнитной поверхности может быть записан как qa~ qcy\-S(K,S)-f(A). Это выражение применимо для плазмы без сепаратрисы, для случая с сепаратрисой допустимо заменить qa на q$5. Дальнейшие исследования [60] показали, что в случае малого аспектного отношения предельное значение /n с уменьшением А возрастает существенно быстрее, чем У А. Детальный анализ равновесия в СТ позволил в середине 80-х сформулировать главные преимущества конфигурации с малым аспектным отношением [58]. Было предсказано, что уменьшение А при фиксированном малом радиусе приводит к уменьшению магнитного поля для заданного значения плазменного тока; упрощает конструкцию токамака; улучшает форму плазменного шнура, делая его более вытянутым и треугольным; увеличивает МГД устойчивость, ограничивающую относительное давление плазмы (параметр fa). К неблагоприятным предсказаниям следует отнести ухудшение удержания энергии из-за увеличения ионной теплопроводности и доли запертых частиц, увеличение нагрузки на диверторные пластины и ограниченную возможность поддержания тока индукционным способом.

Первые экспериментальные результаты в поддержку концепции СТ были получены на небольших установках (CDX-U, HIT, TS-3, MEDUSA, ROTAMAK-ST) в конце 80-х годов. Однако наиболее яркие подтверждения преимуществ конфигурации с малым аспектным отношением были продемонстрированы на токамаке START (Великобритания) [61]. Характерной особенностью установки является малое аспектное отношение А< 1.5, большая вытянутость /с—1.8 и треугольность 5 > 0.3 плазменного шнура и очень низкое тороидальное магнитное поле 5Т(0) = 0.3 Тл. При этом удавалось удерживать плазменный шнур с током до 300 кА. Следует отметить, что это был первый СТ, оснащенный мощной системой инжекционного нагрева (до 1 МВт). В опытах с НИ при сбросе тороидального поля до 0.16 Тл были получены рекордные значения /?т ~ 38% [62]. Одновременно удалось поднять значение параметра y?N до величины ~ 4, что превышает значения, характерные для традиционных токамаков. В режимах с высоким давлением плазмы были достигнуты большие плотности с параметром

Л ЛЛ 1

Гринвальда G = жа njl? [10 м /МА] порядка 1. Была продемонстрирована устойчивость конфигураций с малым аспектным отношением при высоких значениях бета. Полученные на установке START значения /?N заметно превышают предел Тройона для обычных токамаков ~ 3.5. Этот результат находится в разительном контрасте с ситуацией на больших бесстолкновительных токамаках с традиционным аспектным отношением, где неоклассические тиринг-моды ограничивают /?n примерно на уровне 2-3. При этом время удержания энергии в плазме сферического токамака незначительно отличалось от скейлинга ITER [63], построенного на базе результатов с традиционных токамаков. К существенным недостаткам экспериментов на токамаке START (как и других малых СТ) следует отнести малую длительность разряда и относительно низкую температуру плазмы, не позволяющую получить бесстолкновительный режим с большими значениями/?т, необходимый для термоядерного реактора - сферического токамака.

В установках следующего поколения (MAST [64], Великобритания; NSTX [65], США и Глобус-М [66], Россия), введенных в действие в конце 90-х годов, длительность разряда значительно превышает времена удержания частиц и энергии в плазме. Для получения горячей бесстолкновительной плазмы в новых токамаках изначально было запланировано применить системы дополнительного нагрева, значительно превосходящие по мощности омическую. Основные параметры установок представлены в табл. 1. Следует особо отметить, что на всех токамаках в качестве одного из методов дополнительного нагрева выбрана нейтральная инжекция. Такое решение по проекту Глобус-М было принято на завершающей стадии строительства токамака и потребовало дополнительной инженерной и научной проработки.

Таблица 1. Параметры сферических токамаков второго поколения.

Установка Параметр^^^-^^ NSTX (США) MAST (Великобритания) Глобус-М (Россия)

Большой радиус R 0.86 м 0.85 м 0.36 м

Малый радиус а 0. 66 м 0.6 м 0.24 м

Аспектное отношение А 1.3 1.4 1.5

Вытянутость к 2.5 2.4 2.2

Треугольность <5 0.8 0.4

Ток плазмы /р 1.5 МА 1 МА 0.36 МА

Тороидальное поле 5Т(0) 0.6 Тл 0.52 Тл 0.5 Тл

Дополнительный нагрев NBI 7 МВт HHFW 6 МВт NBI 5 МВт ECR 1.4 МВт NBI 1 МВт ICR 0.5 МВт

Как видно из приведенного выше обзора, начиная с 70-х годов прошлого века, метод инжекции мощных высокоэнергичных пучков в плазму многократно успешно применялся во всем мире на установках типа токамак. К настоящему времени он достаточно подробно исследован применительно к плазме с большим аспектным отношением [67,68], где гарантировано позволяет достигать высоких параметров разряда. К сожалению, в России такой опыт ограничен работами, проводившимися на установках Т-11 в начале 80-х [33,36-38,69] и Т-15 в начале 90-х [70] в ИЯС РНЦ "Курчатовский институт". Не удивительно, что в качестве основы для систем инжекционного нагрева новых сферических токамаков была использована аппаратура, ранее уже применявшаяся на установках с большим аспектным отношением: на NSTX установлены инжекторы с токамака TFTR из Принстонской лаборатории; на токамаке MAST применена аппаратура из Окриджской лаборатории; в состав комплекса нейтральной инжекции токамака Глобус-М были включены узлы инжектора с установки Т-11 из РНЦ "КИ". Инжектор токамака Глобус-М должен обеспечить генерацию атомного пучка мощностью до 1 МВт с энергией частиц 20-30 кэВ и эффективным поперечным размером на выходе не более 8x26 см . Конструкция источника ионов инжектора (по тепловым характеристикам) позволяет работать с импульсами длительностью до 50 — 60 мс при наличии соответствующих источников питания.

Основное содержание настоящей диссертации составляют результаты, полученные во время подготовки и проведения экспериментальных исследований нагрева плазмы с использованием пучков быстрых атомов водорода и дейтерия, выполненных на токамаке с малым аспектным отношением Глобус-М.

Постановка задачи

Основной целью данной работы было продемонстрировать в эксперименте возможность эффективного нагрева плазмы небольшого размера, тесно вписанной в камеру токамака с малым аспектным отношением, пучком атомов (водород, дейтерий) с мощностью, существенно превышающей мощность омического нагрева плазмы. В ходе работы необходимо было решить следующие задачи:

• Разработать схему эксперимента по вводу в разряд сферического токамака Глобус-М мощного пучка атомов водорода или дейтерия высокой энергии для нагрева плазмы.

• Подготовить комплекс инжекционного нагрева плазмы к экспериментам на токамаке Глобус-М. Произвести измерения и оптимизировать параметры инжектируемого пучка в составе установки Глобус-М. Обеспечить вывод инжектора на проектные параметры (мощность до 1.0 МВт, энергия частиц до 30 кэВ).

• Провести экспериментальное исследование процессов, влияющих на нагрев ионов и электронов плазмы в токамаке Глобус-М, при различных параметрах мишени и инжектируемого пучка.

• Получить режимы с максимальными параметрами плазмы (ионная температура, плотность и относительное давление) при инжекции нейтрального пучка большой мощности в сферический токамак Глобус-М.

Научная новизна работы

На сферическом токамаке Глобус-М, в условиях малого зазора между границей плазменного шнура и стенкой разрядной камеры, разработан и применен метод дополнительного нагрева плазмы, основанный на инжекции пучков атомов изотопов водорода с мощностью, существенно превышающей мощность омического нагрева. При этом в экспериментах достигнуты рекордные для сферических токамаков значения удельной мощности дополнительного нагрева, вводимой в плазму.

На токамаке Глобус-М в режиме с нейтральной инжекцией температура ионов превысила 0.7 кэВ при исходном значении ~ 0.2 кэВ в омической фазе разряда. Эффективный нагрев ионов позволил впервые в отечественной практике получить режимы, в которых ионная температура превысила электронную (Тс ~ 0.5 кэВ).

В режиме с нейтральной инжекцией, при величине тороидального поля на оси 0.4 Тл получены очень высокие значения средней электронной

20 Я плотности 1.2x10 м" . Относительное газокинетическое давление плазмы превысило 13%. Полученные значения являются рекордными для отечественных токамаков.

Главным практическим результатом работы стала демонстрация высокой эффективности нагрева плазмы при применении пучка атомов с высокой энергией и большой мощностью в сферическом токамаке Глобус-М. Это позволило использовать методику НИ для расширения области рабочих параметров установки. Реализованные в эксперименте сценарии разрядов являются отправной точкой для дальнейшего улучшения параметров плазмы и могут быть использованы при разработке концепции термоядерного реактора на базе токамака с малым аспектным отношением.

В результате проведенного исследования отработаны методики нагрева ионов и электронов плазмы, проведены измерения временной и пространственной эволюции параметров плазмы, сделана оценка запасенной плазмой энергии и времени ее удержания. В ходе экспериментов получены режимы с высокими значениями отношения газокинетического давления к магнитному (параметр /?) и плотностями, близкими к пределу Гринвальда.

Еще одним важным направлением, где могут быть использованы полученные результаты, является разработка объемного источника нейтронов (VNS) на основе сферического токамака. В предлагаемых в настоящее время проектах, также как и в токамаке Глобус-М, геометрические размеры пучка сопоставимы с размерами поперечного сечения плазмы. При этом в плазму относительно небольшого размера, тесно вписанную в разрядную камеру, с помощью нейтральной инжекции вводится большая мощность для обеспечения эффективного нейтронного выхода.

В целом, научная ценность работы состоит в том, что впервые в России для сферического токамака разработан и применен на практике метод дополнительного нагрева плазмы с помощью пучка атомов изотопов водорода большой мощности.

Личное участие автора

Все представленные в диссертации результаты получены непосредственно автором или при его активном участии. Автором предложена и разработана схема эксперимента по НИ на сферическом токамаке Глобус-М, сформулированы основные требования к аппаратуре для дополнительного нагрева. При определяющем участии автора произведена разработка, изготовление и наладка систем и устройств комплекса нейтральной инжекции, выполнены работы по наладке и тренировке ионных источников, проведены измерения параметров "нагревных" пучков. Автором были сформулированы условия задачи для моделирования нагрева плазмы пучком атомов и проведен анализ полученных результатов. На основе результатов моделирования по коду АСТРА [5], выбран начальный диапазон параметров эксперимента.

При непосредственном участии автора были проведены эксперименты по исследованию торможения частиц пучка в плазме, оптимизации прицельного параметра инжекции, изучено влияние параметров пучка и плазменной мишени на эффективность нагрева ионного и электронного компонентов, получены режимы с предельными параметрами разряда.

Содержание работы изложено в четырех главах.

Во введении сделан краткий обзор экспериментальных результатов, полученных на традиционных токамаках с инжекцией, изложены основные особенности и преимущества концепции сферических токамаков, приведены первые результаты применения нейтральной инжекции на установках с малым аспектным отношением.

Далее обосновывается актуальность темы диссертационной работы, формулируется цель, научная новизна и практическая значимость полученных результатов, указывается степень участия автора в проведенной работе.

В первой главе приводится описание сферического токамака Глобус-М, анализируются особенности его конструкции и условия проведения плазменных экспериментов. Изложены принципы работы инжектора атомов, приведены результаты экспериментального исследования параметров пучка с использованием ионных источников ИПМ-1 и ИПМ-2.

Вторая глава посвящена разработке схемы эксперимента по инжекции пучков атомов в плазму сферического токамака Глобус-М. В ней проводится анализ процессов взаимодействия частиц пучка с плазмой, определяются возможные источники потерь, делаются оценки влияния различных процессов на поглощение плазмой мощности вводимого пучка. В конце главы обосновывается выбор схем размещения аппаратуры.

В третьей главе приводятся результаты экспериментальных исследований взаимодействия пучков атомов водорода и дейтерия различной энергии с плазмой, проводятся оценки эффективности нагрева ионов и электронов от параметров пучка и плазменной мишени.

Четвертая глава посвящена получению в токамаке Глобус-М режимов с максимальной температурой ионов, предельной плотностью и высокими значениями бета, приводится подробное описание методики подготовки токамака и сценариев разряда.

В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы и положения, выносимые на защиту.

Диссертация содержит 2 таблицы и 50 рисунков. Перечень публикаций, раскрывающих основное содержание диссертации, содержит 132 печатных работы.

Основные результаты работы были представлены в 46 докладах, соавтором которых является В.Б.Минаев, на российских и международных конференциях и совещаниях:

1] Golant V.E., Gusev V.K., Minaev V.B., et al., Spherical Tokamak Globus-M. // Proc. of 23d EPS Conf. on Contr. Fusion and Plasma Phys., Kiev (1996),

70.

2] Golant V.E., Gusev V.K., Dyachenko V.V., et al., Basic peculiarities of GLOBUS-M spherical tokamak project. // Proc. of 16th IAEA Fusion Energy Conf, Montreal, Canada (1996), IAEA-CN-64/GP-15, v.3, 591-599.

3] Голант B.E., Гусев B.K., Дьяченко В.В. и др., Проект сферического токамака Глобус-М (Программа исследований и статус) // Тезисы докладов XXIV Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, 1997 г., г. Звенигород, М-У2-1.

4] Golant V.E. Gusakov E.Z., Gusev V.K., et al, Status of Globus-M project related activities // International workshop on Spherical Torus'97. Programme and abstracts, St.Petersburg, Russia, 1997, 31-32.

5] Гусев B.K., Азизов Э.А., Беляков B.A. и др., Статус сферического токамака Глобус-М // Тезисы докладов XXV Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, Москва, 1998, М-У2-3.

6] V.K.Gusev, E.A.Azizov, V.A.Belyakov, et al, Status of spherical tokamak Globus-M II Cont. Fus and Plasma Phys. (Proc. 25th EPS Conf. on Contr. Fusion and Plas. Physics, Prague, Czech Republic 1998) v.22C, 576-579.

7] Gusev V.K., Golant V.E., Gusakov E.Z., et al, Globus-M experiment at the final stage of preparation // Proc. of 17th IAEA. Fusion Energy Conf, Yokohama, Japan, 1998, IAEA-F1 -CN-69/ICP/02(R).

8] Belyakov V.A., Bender S.E., Dech A. V., et al, First plasma experiments on spherical tokamak Globus-M // Proceedings of 27th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, 2000, ECA Vol. 24B (2000) P2.013, 512-515.

9] Gusev V.K., Aleksandrov S. V., Burtseva T.A., et al, Plasma formation and th first OH experiments in Globus-M tokamak // Proc. of 18 IAEA Fusion Energy Conf, Sorrento, 2000 IAEA-CN-77/EXP1/03.

10] Гусев В.К., Александров С.В., Ананьев А. С. и др., Формирование плазменного шнура и подъем тока в омическом режиме токамака Глобус-М // Тезисы докладов XXVIII Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, Москва (2001).

11] Gusev V.K., Anan'ev A.S., Burtseva Т.А., et al, Operational Limits and Plasma Stability in OH Discharge of Globus-M Spherical Tokamak // Proceedings of 28th EPS Conference on Plasma Physics and Control Fusion, Madeira, Portugal, 2001, ECA Vol. 25A (2001) OR.23, 1317-1320.

12] Гусев B.K., Леонов B.M., Минаев В.Б., Тгшинин Г.Н., Комплекс нейтральной инжекции для токамака Глобус-М. Подготовка к первым экспериментам // Тезисы докладов XXIX Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, Москва (2002) МС-1-9.

13] Gusev V.K., Amoskov V.M., Ananiev A.S., et al, New Results from Globus-M Spherical Tokamak // Proceedings of 19th IAEA Fusion Energy Conference Lyon, France, 2002, IAEA CD-ROM (2003) IAEA-CN-94, EX/P3-10.

14] Гусев В.К.,.Ананьев А. С, Вильдэ/сюнас М.И. и др., Статус установки Глобус-М // Тезисы докладов 7-ой международной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов, Санкт-Петербург (2002), 24-26.

15] Аскинази Л.Г., Барсуков А.Г., Голант В.Е. и др., Подготовка экспериментов по нейтральной инжекции на токамаках Глобус-М и ТУМАН-ЗМ // Тезисы докладов 7-ой международной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов Санкт-Петербург (2002) 75-76.

16] Бабенко П.Ю., Барсуков А.Г., Гусев В.К. и др., Первые результаты экспериментов по нейтральной инжекции на сферическом токамаке Глобус-М. 11 Тезисы докладов XXX Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород (2003), МС-1-33.

17] Minaev КВ., Barsukov A.G., Chernyshev F. V., et al., First Results of the Experiment with NBI on the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. of 30th EPS Conf. on Contr. Fusion and Plasma Phys., St. Petersburg (2003), ECA Vol. 27A, P-2.174.

18] Kapralov V. G., Gabdullin P. G., Smirnov A.S., et al., Bolometer measurements on Globus-M spherical tokamak // Proc. of 30th EPS Conference on Contr. Fusion and Plasma Phys., St.Petersburg, 2003, ECA Vol.27A. P-4.77.

19] Барсуков А.Г., Гусев B.K., Есипов JI.A. и др., Освоение инжектора нейтралов установки Глобус-М // Тезисы докладов XXXI

Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород (2004) М-С-2-5.

20] Minaev V.B., Barsukov A. G., Chemyshev F. V., et al., NBI Heating Experiment on the Globus-M Spherical Tokamak //31st EPS Conference on Plasma Phys. London, (2004) ECA Vol.28G, P-1.190.

21] Kapralov V.G., Smirnov A.S., Kuteev В. V., et al., Radiation Losses Studies in Globus-M Tokamak // Proc. of 31th EPS Conference on Plasma Phys. London (2004), ECA Vol. 28G, P-1.191.

22] V.K.Gusev, A.S.Ananyev, F.V.Chemyshev, et al, High Perfomance OH Regimes in the Globus-M Spherical Tokamak // Proc. of 31th EPS Conference on Plasma Phys. London (2004), ECA Vol. 28G, P-4.158.

23] Gusev V.K., Barsukov A.G, Bender S.E., et al, Plasma Heating and Fuelling in the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. of 20th IAEA Fusion Energy Conf. Vilamoura (2004), IAEA, Vienna, 2004, IAEA-CN-116, EX/P4-24.

24] Барсуков А.Г., Гусев B.K., Капралов В.Г. и др., Исследование нагрева плазмы при нейтральной инжекции на сферическом токамаке Глобус-М // Тезисы докладов XXXII Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород (2005) М-С-3-2.

25] Бендер С.Е., Гусев В.К., Крикунов С.В. и др., МГД неустойчивости, ограничивающие рост плотности плазмы в сферическом токамаке Глобус-М // Тезисы докладов XXXII Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород (2005) М-С-3-9.

26] Барсуков А.Г., Гусев В.К, Есипов JI.A. и др., Инжектор быстрых атомов для нагрева плазмы токамака Глобус-М // Тезисы докладов

XXXII Звенигородской конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород (2005) М-С-3-10.

27 \Minaev V.B., Ayushin В.В., Barsitkov A.G., et al., Study of the Beam - Plasma Interaction in the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. 32nd EPS Plasma Phys. Conf., Tarragona, 2005. ECA V.29C. P-1.103.

28] Gusev V.K., Barsukov A.G., Chernyshev F. V., et al., Comparison of High Density Discharges Heated Ohmically and with NBI in the Globus-M Spherical Tokamak // Proc. of 32nd EPS Plasma Phys. Conf., Tarragona, 2005. ECAV.29C., P-5.076.

29] Gusev V.K., Petrov Yu. V., Barsukov A.G., et al., Latest Results from the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. of International Seminar "Experimental capabilities of KTM tokamak and research programme", 2005, Astana, Kazakhstan.

30] Petrov Yu.V., Barsukov A.G., Gusev V.K., et al., Latest Results from the Globus-M Spherical Tokamak // Proc. of Joint Meeting of The 3rd IAEA Technical Meeting On Spherical Tori and The 11th International Workshop On Spherical Torus, 2005, Saint-Petersburg, Russia, OV-4.

31] Аюшин Б.Б., Барсуков А.Г., Гусев В.К. и др., Исследование зависимости поглощения мощности нейтрального пучка от параметров плазменного разряда в сферическом токамаке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIII международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, (2006) М-50.

32] Патров М.И., Бендер С.Е., Гусев В.К. и др., МГД неустойчивости ограничивающие достижение предельной плотности плазмы в сферическом токамаке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIII международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, г. (2006) М-46.

33] Minaev КВ., Ayushin B.B., Barsnkov A.G., et al., Study of the Neutral Beam Heated Plasma in the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. 33d EPS Plasma Phys. Conf., Roma, 2006, ECA Vol. 301, P-4.104.

34] Petrov Yu. V., Bender S.E., Gusev V.K., et al, Plasma MHD Stability at Limiting Density on Globus-M. Proc. of 33d EPS Conference on Plasma Phys. Roma, 2006, ECA Vol. 301, P-4.103.

35] Gusev V.K., Ayushin B.B., Chernyshev F. K, et al, Overview of the Globus-M Spherical Tokamak Results Proc. of 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu (2006), IAEA, Vienna, 2006, OV/P-3.

36] Ю.В.Петров, Б.Т.Аюшин, А.Г.Барсуков и др., Результаты экспериментов на токамаке ГЛОБУС-М за период 2005-2006 годов. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС (2007) О-12.

37] Аюшин Б.Б., Барсуков А.Г., Гусев В.К. и др., Оптимизация эксперимента по нейтральной инжекции на сферическом токамаке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС (2007) МС-2-8.

38] Аюшин Б.Б., Гусев В.К., Курскиев Г. С. и др., Определение области потерь пучковых частиц на установке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС (2007) МС-1-25.

39] Б.Б.Аюшин, В.К.Гусев, В.В.Дьяченко и др., Корпускулярная диагностика на токамаке ГЛОБУС-М. Обзор наиболее важных результатов. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС (2007) МС-1-23.

40] Патров М.И., Бендер С.Е., Гусев В.К. и др., МГД устойчивость при предельной плотности плазмы на сферическом токамаке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС (2007) МС-1-5.

41] Chernyshev F. К, Ayushin В.В., Dyachenko V. V., et al., Recent results of CX Diagnostics at Ioffe Institute Tokamaks. // Proc. of 34th EPS Conference on Plasma Phys. Warsaw, 2007, ECA Vol. 311, P-5.107.

42] Gusev V.K., Chernyshev F. V., Ayushin B.B., et al., First results on Hth mode generation in the Globus-M spherical tokamak // Proc. of 34 EPS Conference on Plasma Phys. Warsaw, 2007, ECA Vol. 3II P-l .078.

43] Воронин A.B., Гусев B.K., Курскиев Г.С. и др., Применение диагностики Томсоновского рассеяния для исследования кинетических параметров плазмы токамака ГЛОБУС-М // В сб. XXXV Звенигородская конференция по физике плазмы и УТС (2008) МС-2-8.

44] Minaev КВ., Ayushin В.В., Barsukov A.G., et al., Progress in the Neutral Beam Heating Experiment on the Globus-M Spherical Tokamak // Proc. of 35th EPS Conference on Plasma Phys., Creta, 2008, ECA Vol. 32, P-l-110.

45] Chernyshev F. V., Ayushin B.B., Dyachenko V. V. et al., Fast Particle th

Confinement Studies in Globus-M Spherical Tokamak // Proc. of 35m EPS Conference on Plasma Phys., Creta, 2008, ECA Vol. 32, P-2-097.

46] SenichenkovI.Yu., Rozhansky V.A., Bogomolov A.V., et al., Simulation of L and H regimes for spherical tokamak Globus-M with ASTRA transport code // Proc. of 35th EPS Conference on Plasma Phys., Creta, 2008, ECA Vol. 32, P-2-046. и опубликованы в 19 статьях и научных отчетах, соавтором которых является В.Б.Минаев:

1] Гусев В.К., Голант В.Е., Гусаков Е.З. и др., Сферический токамак Глобус-М. // ЖТФ, 1999, т. 69, № 9, 58-62.

2] Dvorkin N.Ya., Kuzmin E.G., Leikin I.N., et al., Fabrication and assembly of vacuum vessel of spherical tokamak Globus-M. // Plasma Devices and Operations, 2001, vol. 9, No. 1-2, 83-94.

3] Bulanin V.V., Chugunov I.N., Vildzunas M.I., et al, The Globus-M diagnostics design. //Ibid., 129-142.

4] Gusev V.K., Burtseva T.A., Dech A. V., et al., Plasma formation and first OH experiments in the Globus-M tokamak. // Nucl. Fusion, 2001, vol. 41, No. 7, 919-925.

5] Askinazi L.G., Barsukov A.G., Golant V.E., et al., Preparation of neutral beam injection experiments on Globus-M and TUMAN-3M tokamaks. // Plasma Devices and Operations, 2003, Vol. 11, No. 3, 211-218.

6] Аскинази Л.Г., Барсуков А.Г., Голант В.Е. и др., Подготовка эксперимента по нагреву плазмы в токамаке Туман-3 путем инжекции пучка нейтральных атомов // С.Петербург: Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе, Препринт ФТИ-1763, 2003.

7] Kapralov V.G., Smirnov A.S., Kuteev B.V., et al, Radiation losses studies with pyroelectric bolometer. // Fusion Science and Technology, 2005, vol. 47, No. 1,218-220.

8] Барсуков А.Г, Гусев В.К., Есипов Л.А. и др., Система инжекционного нагрева плазмы сферического токамака Глобус-М. / М.: ИАЭ, 2005, Препринт ИАЭ - 6353/7.

9] Гусев В.К., Дьяченко В.В., Жилин Е.Г. и др., Отчет о НИР по государственному контракту № 6.05.19.19.05.999 от 25.03.2005 г. с

Росатомом (итоговый) "Получение и изучение режимов с предельными давлениями плазмы в токамаке Глобус-М при комбинированном дополнительном нагреве" / ВНТИЦ Per. № 01200510453 Инв. № 0220.0 600939,21 с.

10] Гусев В.К., Сахаров Н.В., Петров Ю.В. и др., Отчет по НИР по гос. контракту с Федеральным агентством по науке и инновациям «Генерация плазмы в сферическом токамаке и развитие методов дополнительного нагрева в геометрии малого аспектного отношения на установке «Сферический токамак Глобус-М (ГЛОБУС-М)» / ВНТИЦ per. № 01200508560, инв. № 0220.0 601060, (2005) 71 с.

11] Gusev V.K., Chernyshev F. V., Golant V.E., et al., Density limits and control in the Globus-M spherical tokamak. I I Nucl. Fusion, 2006, Vol. 46, No. 8, S584-S591.

12] Гусев B.K., Сахаров H.B., Петров Ю.В. и др., Отчет по НИР по гос. контракту с Федеральным агентством по науке и инновациям №02.452.11.7082 от 12.04.2006 г. «Научно-методическое и материально-техническое обеспечение функционирования уникальных стендов и установок «Сферический токамак Глобус-М (ГЛОБУС-М) (регистрационный номер 01-99)» для проведения научно-исследовательских, опытно-конструкторских и технологических работ по приоритетным направлениям Программы (заключительный)» / ВНТИЦ per. № 01200606990, инв. № 0220.0 801822, (2006) 70 с.

13] Гусев В.К., Аюшин Б.Б., Дьяченко В.В. и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 6.05.19.19.06.999 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Получение и изучение режимов с предельными давлениями плазмы в токамаке Глобус-М при комбинированном дополнительном нагреве» / ВНТИЦ per. № 01200605100, инв. № 02.2.007 00800, (2006) 28 с.

14] Ананьев А.С., Варфоломеев В.И., Деч А.В. и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 6.05.19.19.06.843 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый)

Разработка сценариев диверторной конфигурации плазмы в сферическом токамаке Глобус-М для получения режимов с увеличенным энергосодержанием» / ВНТИЦ per. № 01200605448, инв. № 02.2.007 00686, (2006) 36 с.

15] Минаев В.Б., Новохацкий А.Н., Петров Ю.В. и др., Отчет о НИР по гос. контракту№ 1.05.19.19.06.531 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Разработка способов защиты первой стенки в сферическом токамаке Глобус-М при мощном дополнительном нагреве» / ВНТИЦ per. № 01200605449, инв. № 02.2.007 00687, (2006) 16 с.

16] Аюилин Б.Б., Барсуков А.Г., Деч А.В. и др., Отчет о НИР по гос. контракту № 6.05.19.19.06.844 от 21.02.2006 г. с Росатомом (итоговый) «Исследование процессов трансформации энергии электромагнитных волн и пучков нейтральных атомов в сферическом токамаке Глобус-М» /ВНТИЦper. № 01200605450, инв. № 02.2.007 00688, (2006) 39 с.

17] Гусев В К, Деч А.В., Есипов JI.A. и др., Комплекс нейтральной инжекции сферического токамака Глобус-М. // ЖТФ, 2007. т. 77, № 9, 28-43

18] Гусев В.К., Толстяков С.Ю., Варфоломеев В.И. и др., Исследование электронного компонента плазмы на сферическом токамаке глобус-м в условиях предельных плотностей с помощью диагностики томсоновского рассеяния. // ВАНТ Сер. Термоядерный синтез, 2007, № 1,39-56.

19] Аюшин Б.Б., Барсуков А.Г., Гусев В.К. и др., Исследование нагрева плазмы в разрядах с нейтральной инжекцией на сферическом токамаке Глобус-М // Физика плазмы, 2008, т. 34, № 2, 99-113.

Выводы к Главе 4

• В плазму токамака Глобус-М был осуществлен ввод дейтериевого пучка с энергией частиц 25 кэВ и мощностью 0.8 МВт, полученного с использованием ионного источника ИПМ-1. Приблизительно двукратное увеличение мощности инжекции позволило нагреть ионы плазмы до температуры, заметно превышающей температуру электронов, составлявшей во время инжекции около 500 эВ. На основе анализа данных расчетов по коду DOUBLE и предположений о вероятном пространственном распределении ионной температуры сделано заключение о максимальной достигнутой температуре ионов в токамаке Глобус-М на уровне 750-800 эВ.

• Иисследовано влияние нейтрального пучка с высокой энергией частиц 28-30 кэВ на электронный компонент плазмы. Были подготовлены и проведены эксперименту по достижению предельной плотности плазмы в токамаке Глобус-М с использованием нейтральной инжекции. В эксперименте получены рекордные для сферических токамаков значения средней плотности 1.2хЮ20м"3, при этом, по данным диагностики томсоновского рассеяния, концентрация плазмы в центре шнура достигала

20 3

1.6x10 м" . Указанные значения на 20% выше, чем достигнутые ранее на токамаке Глобус-М в омическом разряде. Значение плотности вплотную приблизилось к пределу Гринвальда, а параметр Мураками превышал 1.

• В экспериментах, проведенных на токамаке Глобус-М, в разрядах с нейтральной инжекцией получены рекордные для установки значения параметров бета тороидальное и бета нормализованное, а также, величина удельной запасенной плазмой энергии. При этом все параметры получены в одном разряде одновременно и при достаточно большой для сферических токамаков величине тороидального поля около 0.4 Тл. Достигнуто значение бета нормализованного около 6, что сопоставимо с величиной этого параметра, полученной на значительно более крупной установке NSTX.

Заключение

Основу диссертационной работы составляют результаты, полученные в ходе подготовки и проведения экспериментальных исследований с применением инжектора быстрых атомов для нагрева плазмы на сферическом токамаке Глобус-М при мощностях, заметно (в 1.5-2.5 раза) превышающих мощность омического нагрева. Инжектор позволял генерировать пучок атомов водорода или дейтерия с энергией частиц до 30 кэВ и максимальной мощностью около 1 МВт (в отдельных экспериментах с источником ИПМ-1). В ходе работы длительность импульса инжекции была увеличена до 40 мс. Эксперименты были направлены на подтверждение возможности осуществления нейтральной инжекции большой мощности (Pnbi^oh) в плазму небольшого размера, создаваемую в тесной камере. Кроме этого предполагалось заметно улучшить параметры плазмы сферического токамака Глобус-М, такие как температура и концентрация плазмы и получить режимы удержания плазмы с максимальными значениями бета для подтверждения одного из основных преимуществ сферических токамаков.

Проведенные для токамака Глобус-М модельные расчеты показали,

19 3 что, начиная со средней плотности электронов 1.5х 10 м", более половины мощности пучка остается в плазменном шнуре в виде быстрых ионов. При этом более 20% мощности должно удерживаться в плазме и превращаться в тепловую энергию электронов и ионов. С ростом плотности ситуация улучшается, и, при плотности 4х1019м"3 указанные величины превышают 80% и 50% соответственно. Снижение скорости частиц в пучке (за счет уменьшения энергии или перехода с водородного пучка на дейтериевый) приводит к перераспределению долей мощности, идущих на нагрев компонентов плазмы, в пользу ионов. В рассматриваемом диапазоне параметров пучка и плазмы отношение может достигать значений 1 к 3. Влияние изотопного состава водородной плазмы на поглощение мощности пучка при прочих равных условиях незначительно, что может быть полезно в экспериментах по комбинированному дополнительному нагреву плазмы с применением ВЧ волн на частотах ионно-циклотронного резонанса.

Анализ результатов расчетов траекторий быстрых ионов, образующихся в плазме при инжекции атомного пучка, и априорных транспортных расчетов с помощью кода АСТРА позволил выбрать начальный диапазон параметров плазмы-мишени и определить режимы работы инжектора, которые были в дальнейшем оптимизированы в эксперименте.

Экспериментальное исследование торможения частиц пучка в плазме показало, что механизм замедления быстрых ионов удовлетворительно описывается классической теорией кулоновского рассеяния, по крайней мере, в диапазоне энергий ниже критической энергии Ес. Для изучения диапазона более высоких энергий необходимо исследовать потоки атомов перезарядки, покидающих плазму в направлении вдоль тороидального поля, что в рамках данной работы не проводилось.

Изучение параметрических зависимостей инжекционного нагрева плазмы показало, что данные эксперимента в целом соответствуют результатам моделирования, выполненным с использованием транспортного кода АСТРА. При умеренных плотностях плазменной мишени наблюдался существенный рост ионной температуры, который снижался с ростом концентрации. Температура электронов в таких режимах менялась незначительно. Полученный результат объясняется тем, что в условиях низкой плотности плазменной мишени доля мощности, поглощаемая электронами и ионами, оказывается примерно одинаковой и составляет 10-20% от полной мощности пучка. Грубая оценка величины поглощенной ионами мощности Р{ ~ AW\/At, где АЩ - изменение тепловой энергии ионов в начальный период нагрева, приводит к значениям 40-80 кВт, что существенно выше мощности, передаваемой ионам от электронов в режиме омического нагрева. Для электронов же величина поглощенной мощности пучка была значительно меньше мощности омического нагрева (около 0.3 МВт). Поэтому поведение электронной температуры в основном определялось изменением плотности плазмы, а энергозапас в электронном компоненте изменялся несущественно. С ростом средней плотности мишени выше 6><1019м"3 значительно возрастала доля мощности нейтральной инжекции, поглощаемая электронами, и характер воздействия пучка на плазму существенно менялся. Заметный эффект от инжекции проявлялся в увеличении плотности плазмы и запасенной электронами энергии при условии постоянства и даже некоторого спада электронной температуры. При этом прирост ионной температуры во время инжекции существенно снижался и даже вообще исчезал.

Проведенная экспериментальная оптимизация условий нагрева позволила впервые на сферическом токамаке небольшого размера, в разряде с нейтральной инжекцией получить режим с "перегретыми" ионами, в котором ионная температура превысила электронную температуру и достигла величины 750 эВ.

Был разработан сценарий увеличения плотности плазмы в сферическом токамаке с применением мощного пучка атомов в качестве источника дополнительного нагрева, что позволило увеличить максимальные значения средней плотности плазмы на 20% по сравнению с омическим разрядом. Полученное на токамаке в конфигурации с малым

20 3 аспектным отношением значение средней плотности 1.2x10 м" является рекордным. Достигнутые значения вплотную приближаются к пределу Гринвальда.

Впервые в России на установке Глобус-М достигнуты максимальные значения тороидального бета 13% и нормализованного бета 5.8. Следует отметить, что все перечисленные значения были получены одновременно в одном разряде. При этом величина нормализованного бета близка к рекордному значению, полученному на существенно большей по размеру установке NSTX со значительно большей (до 6 МВт) мощностью дополнительного нагрева.

Положения работы, выносимые на защиту:

1. Разработка схемы эксперимента по инжекции пучков атомов в плазму сферического токамака Глобус-М. Выбор начального диапазона плазменных параметров на основе анализа результатов предварительного моделирования с помощью транспортного кода АСТРА.

2. Экспериментальная проверка правильности выбора прицельного параметра инжекции и сравнение эффективности нагрева ионов плазмы пучками атомов водорода и дейтерия.

3. Определение оптимальной энергии нейтрального пучка и плотности плазмы-мишени для достижения максимальной температуры ионов при нейтральной инжекции.

4. Разработка методики получения режима с рекордной средней плотностью плазмы на токамаке в конфигурации с малым аспектным отношением в условиях превышения мощности инжекции над мощностью омического нагрева (Pnbi^oh) и тесно вписанной в камеру плазмы.

5. Разработка и применение методики получения на токамаке Глобус-М режимов с высокими значениями относительного газокинетического давления и запасенной плазмой энергией.

В заключение хочу выразить благодарность своему научному руководителю, ведущему научному сотруднику, доктору физ.-мат. наук

B.К.Гусеву, под руководством которого проводилась работы по нейтральной инжекции на токамаке Глобус-М, за постоянное внимание к работе и непосредственное в ней участие, помощь в постановке задач и содействие при их решении. Особо хочу поблагодарить Н.В.Сахарова и Ю.В.Петрова и весь коллектив установки Глобус-М за помощь и участие в проведении плазменных экспериментов. Отдельно хочу поблагодарить сотрудников ИЯС РНЦ "Курчатовский институт" Г.Н.Тилинина и А.Г.Барсукова за помощь в запуске и выведении на рабочие параметры инжектора, а также А.А.Панасенкова и В.В.Кузнецова за подготовку ионных источников и за ценные советы в процессе работы. Выражаю благодарность Л.А.Есипову, В.Л.Паутову и П.С.Лысенко за работы по вводу в действие систем питания инжектора. Автор благодарен сотрудникам Лаборатории физики атомных столкновений ФТИ М.И.Миронову и Ф.В.Чернышеву и сотруднику ИЯС РНЦ "Курчатовский институт" В.М.Леонову за проведение численного моделирования экспериментов по нейтральной инжекции на токамаке Глобус-М и помощь при анализе экспериментальных результатов. Автор выражает свою признательность сотрудникам ТРИНИТИ В.АЛгнову, В.К.Маркову и

C.М.Сотникову за помощь в работах по изготовлению отдельных узлов инжектора и подготовку инжектора к перевозке в ФТИ. Автор благодарен за участие в экспериментах, сотрудничество и полезные обсуждения всем сотрудникам ФТИ им.А.Ф.Иоффе, ИЯС РНЦ "Курчатовский институт", ТРИНИТИ и СПбГПУ, чей труд и высокая квалификация способствовали выполнению настоящей работы.

1. 1.ER Technical Basis. ITER EDA Documentation Series. IAEA: Vienna, 2002, No. 24.

2. Ikeda K. // Proc. of 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, China, 2006. FPM/1.

3. Holtkamp N. II там же, IT/1-1.

4. Stambaugh R.D. II там же, IT/1-2.

5. Lawson J.D., Some criteria for a power producing thermonuclear reactor / Proc. of the Phys. Society B, Vol. 70 (1957) No.l, 6-11.

6. Gusev V.K., Alladio F., Morris A. W., The basics of spherical tokamaks and progress in European research // Plasma Phys. Control. Fusion 45 (2003) A59-A82.

7. Спитцер JI., Физика полностью ионизованного газа. / М.: Мир, 1965.

8. Kruskal M.D., Schwarzschild М., Some instabilities of a completely ionized plasma. // Proc. Royal Society, London, 1954, Ser. A 233, 348.

9. Шафранов В.Д., Устойчивость цилиндрического газообразного проводника в магнитном поле // Атомная энергия, 1956, т. 1, № 5, 38-42.

10. Захаров Л.Е., Винтовые равновесия и винтовые неустойчивости плазмы с током. // Физика плазмы, 1981, т. 7, № 1, 18-40.

11. Medvedev S.Yu., Hender Т.С., Sauter О., VillardL., Theoretical MHD limitsiLin tokamaks with a separatrix. // Proc. 28 EPS Conf. on Controll. Fusion and Plasma Phys., Funchal (2001), 2001, ECA Vol. 25A, OR-O6, 21-24.

12. Kuo L.F., Murphy E.G., Petravic M., Sweetman D.R., Experimental and theoretical studies of instabilities in a high-energy neutral injection mirror machine. // Physics of Fluids, 1964, Vol. 7, 988-1000.

13. Barnett C.F., Clarke J.F., Davis R.C., et al., Oak Ridge tokamak research. //Proc. of the 4th Int. Conf. on Plasma Phys. and Controll. Nucl. Fusion Res., Madison (1971), Vienna, IAEA, 1971, vol. 1, CN-28/C-1, 347-357.

14. Stix Т.Н., Heating of toroidal plasmas by neutral injection. // Plasma Phys., 1972, vol. 14, No. 4, 367-384.

15. Kelley G.G., Morgan O.B., Stewart L.D., et al., Neutral-beam-injection heating of toroidal plasmas for fusion research. // Nucl. Fusion, 1972, vol. 12, No. 2, 169-176.

16. Sweetman D. R., Ignition condition in tokamak experiments and role of neutral-injection heating. //Nucl. Fusion, 1973, vol. 13, No. 2, 157-165.

17. Bol K., Cecchi J.L., Daughney C.C., et al., Neutral-beam heating in the adiabatic toroidal compressor // Phys. Rev. Lett., 1974, vol. 32, No. 12, 661664.

18. Aldcroft D., Burcham J., Cole H. C., et al., CLEO Tokamak neutral injection system //Nucl. Fusion, 1973, vol. 13, No. 3, pp. 393-400.

19. Stewart L.D., Davis R.C., Hogan J. Т., et al., Neutral beam injection heating of Ormak // Proc. of 3-d International symposium on toroidal plasma confinement, 1973, Garching, Germany

20. Dei-Cas R., de Sacy S., Druaux J., et al., Neutral injection heating into the Fontenay-aux-Roses Tokamak (TFR) // там же.

21. McAIees, D.G., Conn, R. W., Heating of a large CTR-tokamak by neutral-beam injection. //Nucl. Fusion, 1974, vol. 14, No. 3, 419-429.

22. Bol, К., Cecchi, J.L., Daughney, C.C., et al., Neutral-beam heating in the adiabatic toroidal compressor. // Phys. Rev. Lett., 1974, vol. 32, No. 12, 661664.

23. Swain, D. W., Bates, S.C., Bush, C.E., High power neutral beam experiments on ISX-B // Proc. of 9th European conf. on control, fusion and plasma phys., 1979, Oxford, UK, B2.2, 44

24. Berry, L.A., Callen, J.D., Colchin, R.J., et al., Neutral injection heating experiments on the Oak Ridge tokamak device. // Phys. Rev. Lett., 1975, vol. 34, No. 17, 1085-1088.

25. Cordey, J.G., Hugill, J., Paul, J. W.M., et al., Injection of a neutral particle beam into a tokamak: experiment and theoiy //Nucl. Fusion, 1974, vol. 14, No. 3, 441-444.

26. Cordey, J.G., Gorbunov, E.P., Hugill, J., et al., Neutral injection heating of a tokamak plasma: theory and experiment. //Nucl. Fusion, 1975, vol. 15, No. 3, 441-451.

27. J. W. M. Paul, W. H. M. Clark, J. G. Cordey, et al., The DITE Tokamak Experiment. //Philosophical Transactions of the Royal Society of London. Series A, Mathematical and Physical Sciences, 1981, Vol. 300, No. 1456, 535545.

28. Clark W.H.M., Cordey J.G., Cox M., et al., Measurements of the beam-driven current in the DITE tokamak. // Phys. Rev. Lett., 1980, Vol. 45, No.13, 1101-1104.

29. Equip TFR, Heating by injection of fast neutrals and study of the ion energy balance in TFR. //Proc. 6th Conf. on Plasma Physics and Contr. Nuclear Fusion Research, Berchtesgaden (1976), IAEA, Vienna, 1977, vol. 1, IAEA-CN-35/A4-2, 69-84.

30. TFR Group, pres. by Girard J.P., Plasma heating by injection of neutral beams into TFR600 // Heating in toroidal plasmas / Proc. of 2nd Joint Grenoble-Varenna international symposium, 1980, 723-744.

31. Mukhovatov K.S., Beam-heating research at the I.V.Kurchatov Institute // там же, 761-774.

32. Eubank H., Goldston R., Arunasalam K, et al., Neutral-beam-heating results from the Princeton Large Torus // Phys. Rev. Lett., 1979, Vol. 43, No.4, 270-274.

33. Vlasenkov V.S., Kulygin V.M., Leonov V.M., et al., Fast-neutral-beam injection experiments in T-ll. //Proc. 6th Int. Conf. on Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Research, Berchtesgaden (1976), IAEA, Vienna, 1977, vol. 1, IAEA-CN-35/A4-3, 85-94.

34. Murakami M., EubankH. P., Recent progress in tokamak experiment. // Phys. Today, 1979, vol. 32, No.5, 25-32.

35. Lyon J.F., Murakami M, Swain D. W., et al., High-beta stability studies on the ISX-B tokamak. // Proc. Int. Conf. Plasma Phys., 1980, Vol. 2, 37-45.

36. MurakamiM., Bates S.C., Bush C.E., Neutral beam injection experiments in the ISX-B tokamak / Proc. 8th Int. Conf. on Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Research, Brussels (1980), IAEA, Vienna, 1981, vol. 2, IAEA-CN-38/N-l, 377-389.

37. Williams M.D., Eubank H.P., Grisham L.R., et al, Neutral beam heating system for TFTR. // Fusion Technol., 1985, Vol. 8, No. 1, 800-806.

38. Kim J., Callis R. W, Colleraine A.P., et al., Performance of the DIII-D neutral beam injection system / Technical Report GA-A-18992, 1987.

39. Duesing G., Altmann H., Falter H., et al, Neutral beam injection system // Fusion Technol., 1987, Vol. 11, No. 1, 163-202.

40. Matsuda S., Akiba M., Araki M., et al., The JT-60 Neutral Beam Injection System. // Fusion Eng. and Design, 1987, Vol. 5, No. 1, 85-100.

41. Bitter M., Arunasalam V., Bell M.G., et al., High power neutral beam heating experiments on TFTR with balanced and unbalanced momentum input. // Plasma Phys. and Contr. Fusion, 1987, Vol. 29, No. 10A, 1235-1246.

42. Strait E.J., Taylor T.S., Turnbull A.D., et al, Wall stabilization of high beta tokamak discharges in DIII-D. // Phys. Rev. Lett., 1995, vol. 74, No. 13, 24832486.

43. Taylor T.S., Strait E. J., Lao, L.L., et al., Wall stabilization of high beta plasmas in DIII-D. //Physics of Plasmas, 1995, vol. 2, No. 6, 2390-2396.

44. Wagner F., Becher G., Behringer K., Regime of improved confinement and high beta in neutral-beam-heated divertor discharges of the ASDEX Tokamak. // Phys. Rev. Lett., 1982, Vol. 49, No. 19,1408-1412.

45. Keilhacker M. and the JET team, Overview of results from the JET tokamak using a beryllium first wall. II Physics of Fluids B, 1990, Vol. 2, No. 6,12911299.

46. JET team, Fusion energy production from a deuterium-tritium plasma in the JET tokamak. //Nucl. Fusion, 1992, vol. 32, No. 2, 187-204.

47. Oikawa Т., Ushigusa К., Forest C.B., et al., Heating and non-inductive current drive by negative ion based NBI in JT-60U. I I Nucl. Fusion, 2000, vol. 40, No. 3Y, 435-443.

48. Oikawa Т., Kamada Y., Isayama A., et al., Reactor relevant current drive and heating by N-NBI on JT-60U. //Nucl. Fusion, 2001, vol. 41, No. 11, 15751584.

49. Шафранов В,Д., Юрченко Э.И., Удержание плазмы в токамаке с /?j » 1 при произвольном распределении тока. // Proc. 4th IAEA Int. Conf. on Plasma Phys. and Control. Nuclear Fusion, Madison (1971), IAEA, Vienna, 1971, vol. 2, IAEA-CN-28/F-13, 519-529.

50. Sykes A., Turner M.F., Patel S., Beta limits in tokamaks due to high-n ballooning modes. // Proc. of 11th European Conference on Contr. Fusion and Plasma Phys., Aachen (1983), ECA Vol. 7D, Part II, B33, 363-366.

51. Troyon F., Gruber R., Saurenmann H., Semenzato S., Succi S., MHD-limits to plasma confinement // Plasma Phys. Control. Fusion, 1984, vol. 26, No. 1A, 209-215.

52. Peng Y.-K.M., Sti-icler D.J, Features of spherical torus plasmas. // Nucl. Fusion , 1986, vol. 26, No. 6, 769-777.

53. McCool S.C., Edmonds P.H., He H., et. al, USTX The University Spherical Tokamak Experiment. /1995, University of TEXAS, Austin, USA, FRCR #468.

54. Бесполудениов С.Г., Дегтярев JJ.M., Медведев С.Ю., О предельных давлениях плазмы в токамаке с малым аспектным отношением. // Физика плазмы, 1986, т. 12, № 7, 771-774.

55. Sykes A., Del Bosco Е., Colchin R.J., et al, First results from the START experiment. // Nucl. Fusion., 1992, Vol. 32, No. 4, 694-699.

56. Gryaznevich M., Akers RCarolan P.G. et al, Achievement of record (3 in the START spherical tokamak // Phys. Rev. Lett., 1998, Vol. 80, No. 18, 39723975.

57. ITER Physics Basis., Chapter 2: Plasma confinement and transport. // Nucl. Fusion, 1999, vol. 39, No.12, 2175-2250.

58. Cox M., MAST Team, The mega amp spherical tokamak. // Fusion Engineering and Design, 1999, Vol. 46, No. 2-4, 397-404.

59. Ono M., Kaye S.M., Peng Y.-K.M. et al., Exploration of spherical torus physics in the NSTX device. // Nucl. Fusion, 2000, Vol. 40, No. 3Y, 557561.

60. Гусев В.К., Голант В.Е., Гусаков Е.З. и др., Сферический токамак Глобус-М. // ЖТФ, 1999, т. 69, № 9, 58-62.

61. Пистунович В. И., Некоторые задачи токамака с инжекцией быстрых нейтралов. // Физика плазмы, 1976, т. 2, № 1, 3-23.

62. Applied Atomic Collision Physics: Vol. 2, Plasmas, edited by Barnett C.F. and Harrison M.F.A. / New York: Academic Press, 1984.

63. Семашко H. H., Инжекторы быстрых атомов. / Физика плазмы, т. 1, ч. 1 (Итоги науки и техники, ВИНИТИ АН СССР), М.: 1980, 223-282.

64. Tilinin G.N., Barsukov A.G., Vodo A.N., et al, Neutral beam heating system (NBHS). // Plasma Devices and Operations, 1992, vol. 1, No. 3-4, 277-288.

65. Sakharov N. V., Spherical tokamak Globus-M construction and operation. // Plasma Devices and Operations, 2001, vol. 9, No. 1-2, 25-38.

66. Dvorkin N.Ya., Kuzmin E.G., Leikin I.N., et al, Fabrication and assembly of vacuum vessel of spherical tokamak Globus-M. // Ibid., 83-94.

67. Bulanin V.V., Chugunov I.N., Vildzunas M.I., et al, The Globus-M diagnostics design. II Ibid., 129-142.

68. Kapralov V.G., Smimov A.S., Kuteev B.V., et al, Radiation losses studies with pyroelectric bolometer. // Fusion Science and Technology, 2005, vol. 47, No. 1,218-220.

69. Bender S.E., Bushuev V.I., Kuzmin E.G., et al, Magnetic diagnostics on Globus-M tokamak. // Ibid., 143-158.

70. Lao L.L., John H.St., Stambaugh R.D., Pfeiffer W., Separation of /?P and l\ in tokamaks of non-circular cross-section. //Nucl. Fusion, 1985, Vol. 25, No. 10, 1421-1435.

71. Lao L.L., John H.St., Stambaugh R.D., et al, Reconstruction of current profile parameters and plasma shapes in tokamaks. // Nucl. Fusion, 1985, Vol. 25, No. 11, 1611-1622.

72. Гусев В.К., Бендер С.Е., Деч А.В. и др., Методы реконструкции равновесия плазмы на сферическом токамаке Глобус-М. // ЖТФ, 2006, т. 76, № 8, 25-32.

73. Vasiliev V.I., Kostsov Yu.A., Lobanov К.М. et al., On-line plasma shape reconstruction algorithm in tokamaks and its verification in the Globus-M. // Nucl. Fusion, 2006, Vol. 46, No. 8, S625-S628.

74. Толстяков С.Ю., Гусев В.К., Кочергин М.М. и др., Разработка диагностики томсоновского рассеяния на токамаке Глобус-М. // ЖТФ, 2006, т. 76, №7, 27-33.

75. Извозчиков А.Б., Петров М.П., Петров С.Я. и др., Многоканальный анализатор АКОРД-12 для одновременного измерения спектра атомов водорода и дейтерия. // ЖТФ, 1992, т. 62, № 2, 157-163.

76. Патров М.И., Бендер С.Е., Гусев В.К. и др., Диагностика МГД-неустойчивостей на сферическом токамаке Глобус-М. //, Физ. плазмы, т.ЗЗ (2007) №2, 99-108.

77. Гусев В К, Деч А.В., Есипов Л.А. и др., Комплекс нейтральной инжекции сферического токамака Глобус-М. // ЖТФ, 2007. т. 77, № 9, 2843

78. Панасенков А.А., Равичев С.А., Рогов А.В., Источник ионов водорода с периферийным магнитным полем. // Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 1984, т. 15, № 2, 56-63.

79. Барсуков А.Г, Гусев В.К., Есипов Л.А. и др., Система инжекционного нагрева плазмы сферического токамака Глобус-М. / М.: ИАЭ, 2005, Препринт ИАЭ 6353/7.

80. Семашко Н.Н, Владимиров А.Н., Кузнецов В.В. и др., Инжекторы быстрых атомов водорода / М.: Энергоатомиздат, 1981.

81. Игонъкина Г.Б., Соколов М.М. II 3-я Всерос. науч. конф. "Научный сервис в сети Интернет", Новороссийск (2006) / М.: Изд-во МГУ, 2006, 242-244.

82. Игонъкина Г.Б., Соколов М.М., Тилинин Г.Н. II Сб. докл. 11-й Всерос. конф. по диагностике плазмы. Троицк, 2005.

83. Габович М.Д., Плешивцев Н.В., Семашко Н.Н., Пучки ионов и атомов для управляемого термоядерного синтеза и технологических целей. / М.: Энергоатомиздат, 1986.

84. Williams I.D., Geddes J., Gilbody H.B., Balmer a emission in collisions of H, ЕГ, H2+ and H3+ with H2. // J. Phys. B: At. Mol. Phys., 1982, vol. 15, No. 9, 1377-1389.

85. Williams I.D., Geddes J., Gilbody H.B., Balmer a emission in H2-H2 collisions. // J. Phys. B: At. Mol. Phys., 1983, vol. 16, No. 24, L765-L768.

86. Riviere A. C., Penetration of fast hydrogen atoms into a fusion reactor plasma. //Nucl. Fusion, 1971, Vol. 11, No. 4, 363-369.

87. Afanasyev V.I., Gondhalekar A., Kislyakov A.I., On the Possibility of Determining the Radial Profile of Hydrogen Isotope Composition of JET Plasmas, and of Deducing Radial Transport of the Isotope Ion // JET-R-(00)04, 2000.

88. Трубников Б.А., Столкновение частиц в полностью ионизованной плазме. // Вопросы теории плазмы (под ред. М.А. Леотовича), Вып. 1 /М.: Атомиздат, 1963,98-182.

89. Сивухин Д.В., Кулоновские столкновения в полностью ионизованной плазме. // Вопросы теории плазмы (под ред. М.А. Леотовича), Вып. 4 / М.: Атомиздат, 1964,81-187.

90. Cordey J.G., Houghton M.J., Problems associated with injection of a high-energy neutral beam into a plasma. //Nucl. Fusion, 1973, Vol. 13, No. 2, 215220.

91. Cordey J. G., Core W.G.F., Energetic particle distribution in a toroidal plasma with neutral injection heating. // Phys. Fluids, 1974, Vol. 17, No. 8, 16261630.

92. Heidbrink W. W., Sadler G.J., The behaviour of fast ions in tokamak experiments //Nucl. Fusion, 1994, Vol. 34, No. 4, 535-615.

93. Minaev V.B., Barsukov A.G., Chernyshev F.V., et al., First Results of the Experiment with NBI on the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. of 30th EPS Conf. on Contr. Fusion and Plasma Phys., St. Petersburg (2003), ECA Vol. 27A, P-2.174.

94. Аюшин Б.Б., Гусев B.K., Курскиев Г.С. и др., Определение области потерь пучковых частиц на установке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород, 12-16 февраля 2007 г. (2007) М-45

95. Askinozi L.G., Barsukov A. G., Golant V.E., et al, Preparation of neutral beam injection experiments on Globus-M and TUMAN-3M tokamaks. // Plasma Devices and Operations, 2003, Vol. 11, No. 3, 211-218.

96. Pereverzev G.V., Yushmanov P.N., ASTRA Automated System for TRansport Analysis. / Preprint IPP 5/98, Garching: IPP, 2002.

97. Polevoi A.R., Takizuka Т., Shirai H., Benchmarking of the NBI Block in ASTRA CodeVersus the OFMC Calculation. / Report JAERI Data/Code 97014. Naka: JAERI, 1997

98. Shcherbinin O.N., Chernyshev F.V., Dyachenko V.V. et al., Numerical modelling and experimental study of ICR heating in the spherical tokamak Globus-M. // Nucl. Fusion, 2006, Vol. 46, No. 8, S592-S597.

99. Golant V.E., Gusev V.K., Minaev V.B., et al, Spherical Tokamak Globus-M. // Proc. of 23d EPS Conf. on Contr. Fusion and Plasma Phys., Kiev (1996), 70.

100. Бабенко П.Ю., Барсуков А.Г., Гусев В.К. и др., Первые результаты экспериментов по нейтральной инжекции на сферическом токамаке Глобус-М. // Тезисы докладов XXX Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород (2003), МС-1-33.

101. Gusev V.K., Barsukov A.G, Bender S.E., et al, Plasma Heating and Fuelling in the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. of 20th IAEA Fusion Energy Conf. Vilamoura (2004), IAEA, Vienna, 2004, IAEA-CN-116, EX/P4-24.

102. Tchernychev F. V., Kusama Y., Nemoto M., et al, Charge-exchange measurements of d-d triton distribution functions in high-power neutral beam heating on JT-60U. //Plasma Phys. Control. Fusion, 1999, Vol. 41, No. 10, 1291-1301.

103. Chernyshev F.V., Ayushin B.B., Dyachenko V. V., et al, Recent results of CX Diagnostics at Ioffe Institute Tokamaks. // Proc. of 34th EPS Conference on Plasma Phys. Warsaw, 2007, EC A Vol. 311, P-5.107.

104. Minaev V.B., Ayushin В.В., Barsukov A.G., et al, Study of the Neutral Beam Heated Plasma in the Globus-M Spherical Tokamak. II Proc. 33d EPS Plasma Phys. Conf., Roma, 2006, ECA Vol. 301, P-4.104.

105. Gusev V.K., Ayushin B.B., Chernyshev F. V., et al., Overview of the Globus-M Spherical Tokamak Results Proc. of 21м IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu (2006), IAEA, Vienna, 2006, OV/P-3.

106. Minaev V.B. Ayushin B.B., Barsukov A.G., et al, Study of the Beam Plasma Interaction in the Globus-M Spherical Tokamak. // Proc. 32nd EPS Plasma Phys. Conf., Tarragona, 2005. ECA V.29C. P-1.103.

107. Sykes A., Akers R., Appel L., et al, High-p performance of the START spherical tokamak // Plasma Phys. Control. Fusion, v. 39 (1997) B247-B260.

108. Sykes A., Overview of recent spherical tokamak results // Plasma Phys. Control. Fusion, v. 43 (2001) A127-A139.

109. Ю.В.Петров, Б.Т.Аюгиин, А.Г.Барсуков и др., Результаты экспериментов на токамаке ГЛОБУС-М за период 2005-2006 годов. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород (2007), 2007, 0-12.

110. Б.Б.Аюшип, В.К.Гусев, В.В.Дьяченко и др., Корпускулярная диагностика на токамаке ГЛОБУС-М. Обзор наиболее важных результатов. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород (2007), 2007, М-43.

111. Б.Б.Аюшип, А.Г.Барсуков, В.К.Гусев и др., Исследование нагрева плазмы в разрядах с нейтральной ннжекцией на сферическом токамаке Глобус-М // Физика плазмы, 2008, т. 34, № 2, 99-113.

112. Иванова Д.М., Разработка спектроскопической диагностики ионной температуры плазмы на токамаке Глобус-М. / Диссертация на соисканиеученой степени магистра, Санкт-Петербург: ГОУ "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет", 2006.

113. Murakami М., Callen J.D., Berry L. A., Some observation on maximum densities in tokamak experiments. I I Nucl. Fusion, 1976, vol. 16, No. 2, 347348.

114. Hugill J., Results of neutral beam injection in DITE tokamak. // Heating in toroidal plasmas / Proc. of 2nd Joint Grenoble-Varenna international symposium, 1980, 775-788.

115. GreenwaldM., Terry J.L., Wolfe S.M., A new look at density limits in tokamak //Nucl. Fusion, 1988, vol. 28, No. 12, 2199-2207.

116. V.K.Gusev, A.S.Ananyev, F. V.Chemyshev, et al., High Perfomance OH• * • th

117. Regimes in the Globus-M Spherical Tokamak I I Proc. of 31 EPS Conferenceon Plasma Phys. London, 2004, ECA Vol. 28G, P-4.158.

118. Gusev V.K., Burtseva T.A., Dech A. V., et al., Plasma formation and first OH experiments in the Globus-M tokamak. //Nucl. Fusion, 2001, vol. 41, No. 7, 919-925.

119. Сайке А., Физика сферических токамаков. // ЖТФ, 1999. т. 69, № 9, 5057.

120. Petrov Yit.V. Bender S.E., Gusev V.K., et al., Plasma MHD Stability at Limiting Density on Globus-M. Proc. of 33d EPS Conference on Plasma Phys. Roma, 2006, ECA Vol. 301, P-4.103.

121. Gusev V.K., Chemyshev F.V., Golant V.E., et a!. Density limits and control in the Globus-M spherical tokamak. // Nucl. Fusion, 2006, Vol. 46, No. 8, S584-S591.

122. Аюшин Б.Б., Барсуков А.Г., Гусев В.К. и др., Оптимизация эксперимента по нейтральной инжекции на сферическом токамаке ГЛОБУС-М. // Тезисы докладов XXXIV международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, Звенигород (2007), 2007, М-60.

123. Stabler A., McCormick К., Mertens V., et al., Density limit investigations on ASDEX // Nucl. Fusion, v. 32 (1992) No.9, 1557-1585.

124. R.J. Akers, L.C. Appel, P.G. Carolan,, et al., Neutral beam heating in the START spherical tokamak //Nucl. Fusion, v. 42 (2002) No.2, 122-135.1. Рисунки1. Рисунок11. 3D модель вакуумной камеры токамака Глобус-М

125. Рисунок 1.3. Магнитные конфигурации плазменного шнура: (а) лимитерная с вертикальной вытянутостью к = 1.65, (б) лимитерная с вертикальной вытянутостью к = 1.95, (в) диверторная.1. Плазменная пушка32.х канальный детектор мягкого рентгеновского излучнния

126. Тороидальный и пол он дальний массивы магнитных зондов, диагностика положения и формы плазменного шнура

127. Ловушка лазерного излучения

128. Антенна #1 ионно-циклотронного нагрева

129. Детектор жесткого рентгеновского излучения1. Датчики Da1. Быстрая CCD видеокамера

130. Спектрометры диагностики Томсоновского рассеяния1. Инжектор атомов1. Болометр1. Клапаны газонапускациклотронного нагрева

131. Анализатор потоков атомов перезарядки

132. Зондирующий пучок диагностики Томсоновского рассеяния

133. На и спектроскопия видимой области3 вертикальные хорды 0.8 мм интерферометра

134. Рисунок 1.4. Схема размещения основных систем и диагностик на токамаке Глобус-М

135. Рисунок 1.6. Источник ионов с периферийным магнитным полем (типа ИПМ)ы