Экспериментальное исследование пучков быстрых атомов водорода и дейтерия для нагрева плазмы в сферическом токамаке Глобус-М тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

Введение.

Глава 1. Анализ процессов формирования и транспортировки атомного пучка.

1.1. Взаимодействие атомного пучка с плазмой токамака.

1.2. Формирование интенсивного ионного пучка.

1.3. Нейтрализация ионного пучка.

1.4. Транспортировка пучка.

Глава 2. Исследования характеристик инжектируемого пучка. ф 2.1. Ионные источники.

2.2. Источник ИПМ-2.

2.3. Источник ИПМ-1.

2.4. Оптимизация параметров атомного пучка.

Глава 3. Инжектор установки Глобус-М.

3.1. Конструкция и устройство инжектора.

3.2. Система электропитания.

3.3. Система управления и сбора данных.

Глава 4. Технология подготовки инжектора.

4.1. Методика подготовки ионных источников.

4.2. Вывод инжектора на рабочий режим.

Глава 5. Результаты по нагреву плазмы в установке Глобус-М.

Исследования в области управляемого термоядерного синтеза ставят многочисленные физические и технические задачи. Одной из самых сложных проблем, с которой сталкиваются при получении устойчивой, долгоживущей горячей плазмы, - это проблема введения в плазму мощности, необходимой для нагрева плазмы до термоядерной температуры, которая безусловно должна превышать мощность потерь из плазмы.

В установках токамак естественный нагрев плазмы осуществляется за счет джоулевого энерговыделения при протекании по плазменному шнуру тока большой величины. Однако, электрическое сопротивление плазмы с ростом температуры уменьшается (R~ Т'3/2) и, соответственно, плотность мощности омического нагрева (Pn=j2R) падает при увеличении плотности тока за счет роста температуры. Кроме того, имеются ограничения на полный ток J в плазме, обусловленные критерием устойчивости Крускала-Шафранова, который гласит, что величина aBj/RoBg, не может быть менее 2 ввиду возникновения в плазменном шнуре МГД-неустойчивостей. В этой формуле Ro и а — размеры шнура, Вт — тороидальное магнитное поле, Вф -магнитное поле, создаваемое током плазмы Уна краю шнура.

Ввиду сказанного омический (джоулев) нагрев плазмы становится малоэффективным при температурах выше нескольких кэВ, тогда как для зажигания термоядерной реакции требуются температуры свыше 10 кэВ. Следовательно, для того чтобы нагреть плазму до температуры зажигания, должны быть использованы дополнительные методы нагрева.

В настоящее время применяются различные способы получения высокой температуры плазмы. При этом нагрев плазмы инжекцией пучков быстрых атомов (нейтральная инжекция, NBI - в общепринятом английском сокращении) позволил на ряде установок токамак достичь температур в десятки кэВ. Эффективен также нагрев плазмы высокочастотными электромагнитными волнами в нескольких частотных диапазонах (ЭЦР, ИЦР, НГР).

Инжекционный метод нагрева плазмы базируется на взаимодействии высокоэнергетичного атомного (водородного, дейтериевого или тритиевого) пучка с частицами плазмы. Получение атомного пучка возможно по двум схемам - через положительные или отрицательные ионы. В диссертационной работе рассмотрены ключевые положения метода нагрева плазмы на основе прямой перезарядки положительных ионов. Он предполагает генерацию пучка быстрых положительных ионов и последующее их нейтрализацию на газовой мишени. Формирование пучка быстрых ионов происходит при электростатическом ускорении ионов, образованных в газоразрядной плазме ионного источника.

Принципиальными моментами этого метода являются:

- формирование высокоэнергетического ионного пучка;

- преобразование ионного пучка в атомный;

- транспортировка атомного пучка по тракту через магнитное поле в плазму;

- взаимодействие высокоэнергетических (быстрых) атомов с плазмой и захват пучка;

- взаимодействие захваченных в плазменный шнур быстрых ионов с тепловым электронам и ионам плазмы (термализация).

Ионные источники положительных ионов, применяемые в современных системах инжекции, различаются способом создания газоразрядной плазмы - эмиттера ионов. Среди них можно выделить следующие основные типы: дуоплазмотрон и его модификации: дуопигатрон [75-77,] и периплазматрон [78,79], источник без внешнего магнитного поля (ИБМ) [80-82] и источник с периферийным или мультипольным магнитным полем (ИПМ) [83-86]. В данной работе подробно описаны и исследованы источники с периферийным магнитным полем ИПМ-1 и ИПМ-2, применяемые на установках Глобус-М и Туман-ЗМ.

Метод нагрева плазмы инжекцией мощных пучков быстрых атомов появился в начале 60-х годов для открытых магнитных ловушек [1,2,3], где он применялся как для нагрева, так и для накопления плазмы.

Именно благодаря использованию этого метода в конце 70-х годов были начаты активные эксперименты по интенсивному нагреву плазмы на ряде установок токамак [4,5,6]: АТС (Принстон, США), CLEO (Англия), ISX-В (США), ORMAK (Ок-Ридж, США), TFR (Фонтэнэ-о-Роз, Франция), Т-11 (Россия), DITE, PLT (Принстон).

Термоядерный» уровень температуры ионов плазмы был впервые достигнут на установке PLT1 [7]. На установках Т-112 [8,9,10,11] и ISX-B3 [12,13], на которых мощность инжекции в несколько раз превосходила мощность омического нагрева, были получены высокие значения параметра Рт (величина рт характеризует эффективность удержания плазмы в тороидальном магнитном поле Вт и равна отношению газокинетического

•у давления плазмы <пТ> к давлению магнитного поля Вт /8ж).

В 80-х годах были введены в работу ряд токамаков с инжекционными системами нагрева, наиболее мощные из которых были установлены на TFTR [17] в Принстоне, JET [18] в Калэме (Англия), JT-60[19] в Японии и DIII-D [20] в Сан - Диего (США).

Примечание: 1 На PLT при мощности инжекции Рд-я=2,8 МВт и плотности плазмы п= 4'1013см"3 Ti(0) в центре была увеличена от 1,5 кэВ (после омического нагрева) до ~7 кэВ. Температура Те(0) достигла 3,5 кэВ. По ионной теплопроводности был получен так называемый банановый или бесстолкновительный режим.

2 На Т-11 fi~2,5%, Т{0) от 0,25 до 0,6 кэВ, Те(0) от 0,4 до 0,6 кэВ при РЫв=0,6 МВт, п = 3"1013 см-3.

3 На ISX-B /?~3%.

На этом этапе были превзойдены все прежние результаты благодаря лучшим условиям удержания и большому уровню вводимой мощности инжекции. На TFTR Pnb достигала 40 МВт и была получена ионная температура 30 кэВ при плотности плазмы около З'Ю19 м"3 [21] (D-плазма). При таком уровне мощности инжекции обнаружено насыщение энергосодержания плазмы с ростом мощности инжекции. Такая зависимость обычно интерпретируется как ухудшение времени удержания плазмы.

На установке DIII-D, было достигнуто рекордное значение Рт= 12,5 % [22]. Применение инжекции позволило получить также новые режимы удержания плазмы, такие как «Н» мода (впервые на установке ASDEX [23] в Германии) и «supershot» режим (TFTR [21] в Принстоне).

Рекордное значение «термоядерного произведения» nd(0) Ti(0)те (0)~9' 1020 m'3keVsec при NB мощности 17MW и рекордное значение ядерного выхода Q dt~0,8 в D:T (50:50) плазме было достигнуто в установке JET [24]. На этой установке инжекторы вводят в плазму дейтериевые и тритиевые атомные пучками [25,26].

На современном этапе работы по инжекции продолжаются на модернизированных JT-60U, ASDEX-U [32] и на вновь построенных установках. На JT-60U [30,31] благодаря инжекции N-NB (360 keV, 4MW, Is), P-NB (80-85 keV, 20 MW) и LH (1.5 MW), было получено рекордное значение безындукционного тока плазмы Icd = 1 -68 MA, а эффективность генерации тока составила y\cd~ при

1.5 MA, Те(0)=13keV, ВД=15кеУ, $,=2.5, « = 31019м3, х=8 s, Вт&3.7 Т. Была также подтверждена высокая эффективность преобразования пучка отрицательных ионов в атомный - 60%.

Характерной особенностью большинства новых установок является малое аспектное отношение А ~ 2 (А = R/a), большая вытянутость к > 1,7-2,0 (к = Ъ/а) и треугольность б ~ 0,3-0,5 плазмы по сравнению с классическими токамаками. В этих «крутых» токамаках, за счет большего запаса устойчивости плазмы q (q=Bi/BvA), рассчитывают получить более высокие предельные величины рт и pN [27,28] и соответственно большую эффективность удержания плазмы, чем в установках с большим значением А. Величина pN есть коэффициент Трояна (/? нормализованное) связанное с рт соотношением: Рт = Pn Ip/aBT = pN IN.

Одно из направлений экспериментальных исследований плазмы - это так называемые сферические токамаки, имеющие наименьшее аспектное отношение (R/a <2). Это START [33] и MAST [34,35,36] (UK), NSTX и TST (USA), Глобус-М [37] (Россия). В экспериментах на сферических токамаках можно выделить следующие результаты [38]: fir »25%, pN > 5, тЕ& 100 ms, Вт* 0.5 Т, = 1.4 MA, <п> ~ 1.4 nGreen (0.8 Ю20 in3), qcyt» 0.8, q95*> 2.

Опыты по инжекционному нагреву, проведенные токамаках, показали в целом одинаковый характер процессов. Наблюдалось существенное увеличение температуры ионов Г, на фоне значительно меньшего изменения температуры электронов Те. Это свойство плазмы невысокой плотности 10 1 ие=(1-4) 10 м , в которой электроны и ионы слабо связаны между собой. В этих условиях потери энергии по электронному каналу значительно выше потерь по ионному каналу, а приток энергии в каждую из этих компонент примерно одинаков, поэтому ионы плазмы греются сильнее, чем электроны. При высокой плотности плазмы можно ожидать, что время обмена энергией между электронами и ионами станет меньше времени потерь по электронному каналу, и тогда прирост электронной температуры приблизится к приросту ионной.

Рост Tt оказался пропорциональным Р^в /п* В центре шнура на каждый кВт мощности Ti увеличивалась примерно на 1-2 эВ.

При инжекции наблюдалось увеличение плотности плазмы, понижение напряжение на обходе тора [7,9] за счет увеличения Те, а также генерация тока захваченным пучком, продемонстрированная на установках: DITE [14,49], TFTR [50] - 0,34 МА при 11,5 MB NBI, DIII-D [51] - 0,35 MA при 10 MB NBI, JET [52] и JT-60U [53]. Зарегистрировано также тороидальное вращение плазмы до угловых скоростей порядка 150 крад'сек1 [15, 16, 54-57].

Эксперименты по нагреву плазмы в токамаках с помощью инжекции быстрых атомов, проведенные на многих установках, показали, что энергичные захваченные ионы удерживаются в течение времени, достаточного для передачи энергии частицам плазмы, и что нагрев ионов плазмы до температуры зажигания действительно возможен.

Нагрев плазмы пучками нейтральных частиц, успешно продемонстрированный на большом числе установок, имеет ясные перспективы для реакторных приложений. Инжекция будет использоваться для достижения термоядерных температур, получения бесстолкновительной плазмы, генерации безындукционного тока, вращения плазмы (с целью повышения устойчивости), достижения предельной величины р. С помощью инжекции можно надеяться на создание условий, достаточных для зажигания термоядерной реакции в токамаке, т.е. получить параметр удержания

1ЧЛ J птЕ> 1,6' 10 м с. Для этого потребуются интенсивные ионные пучки с током порядка 100 А. Инжекцию предполагают использовать в ряде схем токамаков - реакторов.

В настоящее время разработан международный проект токамака -реактора ITER [58]. Основные параметры ITER:

R0 = 6.2 м, а = 2.0 м, Ъ/а = 1.85, Вт = 5.3 Тл, 1Р = 15 МА.

В этой установке инжекцию должна обеспечивать не только нагрев плазмы, но и безындукционное поддержание тока, чтобы превратить токамак в стационарное устройство. Поддержание тока плазмы (после установления устойчивой плазменной конфигурации) будет обеспечиваться за счет генерации тока захваченными быстрыми частицами, инжектированными в тороидальном направлении, и вкладом ВЧ-мощности в высокоэнергетичный продольный "хвост" функции распределения электронов плазмы.

В настоящее время основные направления исследований в мире нацелены на работы, поддерживающие программу ITER. Проект системы инжекции ITER предполагает использовать три инжектора (на начальном этапе два), предназначенных для нагрева и генерации тока (H&CD) и один диагностический инжектор (DNB). Каждый H&CD инжектор (имеет один ионный источник) будет вырабатывать нейтральный дейтериевый пучок мощностью 16.5 MW (общая мощность для трех 50 MW) с энергией 1 MeV (начальным ионным током 40 А) и будет способен работать в режиме длинных импульсов (до 3600 s при стационарной работе). H&CD инжектор основан на преобразовании пучка отрицательных ионов D" в атомный. Исходный поперечный размер пучка составит 1,54 х 0,58 м. Длина инжекционного тракта 23,5 м. В DNB инжекторе будут использоваться отрицательные ионы Н". Энергия пучка 100 keV, ток (Н°) 20 А, длительность импульсов до 3 s.

Примечание: Наиболее близкой к инжекционной системе H&CD ITER является N-NB система установки JT-60U, с проектными параметрами: 10 MW (500 keV, 22 А), 10 s. В настоящее время достигнут режим: 4 MW, 360 keV, 1 s.

Преимущества инжекции пучков быстрых атомов перед другими методами нагрева вытекают из высокой воспроизводимости экспериментальных результатов по нагреву плазмы и относительно прозрачной физики процессов, лежащих в основе этого метода.

Дополнительный вклад мощности пучками быстрых атомов позволяет значительно превзойти критическую плотность плазмы, характерную для режима омического нагрева. Кроме того, тангенциальная инжекция вдоль направления тока плазмы приводит к возникновению дополнительного тока, что является существенным для создания токамака с большой длительностью импульса. Каких-либо неустойчивостей, вызываемых инжекцией, в экспериментах пока не обнаружено.

Главный недостаток систем с нейтральной инжекцией, основанных на нейтрализации положительно заряженных ионов, заключается в низкой эффективности его преобразования в атомный пучок при высокой энергии частиц, поскольку процесс обдирки быстрых атомов становится преобладающим над процессом перезарядки. Равновесный коэффициент преобразования ионов водорода при энергии 80 кэВ составляет лишь 0,2.

Пучок быстрых атомов требуемой для реакторной технологии интенсивности и энергии 100 А и ~1 МэВ) может быть создан при использовании пучков отрицательно заряженных ионов. Такие ионы нейтрализуются в реакциях, происходящих с отрывом электрона. Эти реакции имеют достаточно большое сечение и при высоких энергиях.

Инжекция может приводить также к неблагоприятным эффектам. Очевидно, что какая-то доля пучка всегда будет попадать на стенку камеры, поэтому при инжекции может возрастать поток примесей, связанных с распылением стенки и десорбцией находящихся в ней газов.

Имеется также ряд проблем, связанных с ионными источниками: отсутствие в разработанных источниках стационарного режима работы; относительно низкая газовая эффективность;

Инжекционному методу нагрева плазмы на установках токамак уделяется в мире большое внимание и в настоящее время он достаточно подробно исследован и описан [39-45]. Однако в России такой опыт ограничен [4,46,47] - это работы, проводившиеся на установках Т-11 в начале 80-х [8-11] и Т-15 в начале 90-х [48] в ИЯС РНЦ «Курчатовский Институт». Созданные системы нейтральной инжекции на токамаках Глобус-М и Туман-ЗМ в ФТИ им. А.Ф. Иоффе, позволили возобновить исследования по инжекционному нагреву плазмы в России после более чем 20-ти летнего перерыва [59-74]. С 2002 г. такие эксперименты начаты на установке Глобус-М и с 2004 г. на установке Туман-ЗМ. Предлагаемое в последующих главах диссертации подробное исследование свойств инжектора установки Глобус-М и возможностей его использования для нагрева плазмы является вполне актуальным (инжектор Тумана-ЗМ аналогичен инжектору установки Глобус-М).

Изучение поведения плазмы в режимах с высокими значениями /? является одним из основных направлений исследований в токамаках, поэтому на установке Глобус-М для нагрева плазмы и генерации неиндуктивного тока наряду с другими методами было решено использовать инжекцию пучков быстрых атомов. Для этой цели необходим атомный пучок мощностью ~1 МВт с энергией частиц 20-30 кэВ, длительностью 20 - 50 мс и эффективным размером пучка на входе в токамак не более 8x26 см. Инжектор нейтрального пучка, применявшийся на установке Токамак-11 (Т-11), в достаточной степени удовлетворял этим требованиям. В связи с этим в 1999г. для создания требуемой системы инжекции установки Глобус-М решили взять за основу один из двух инжекторов Т-11. (Второй инжектор Т-11 был применен для нагрева плазмы в токамаке Туман - ЗМ.)

Параметры сферического токамака Глобус-М: Ro=0,36 м, а=0,24 м, Ro/a=l,5, К=1,7, 5=0,3, Bt<0,6Tfl, Ip<0,5 MA, пе<7-1019м"3, т„мп=100мс. Проведенные численные расчеты [74] для этой установки показали возможную высокую эффективность поглощения мощности инжектируемого пучка, а также достаточность поглощенной в плазме мощности для получения плазмы с высокой величиной /?. Геометрия эксперимента, параметры плазмы и энергия пучка при моделировании были оптимизированы для снижения потерь за счет пролета части атомов насквозь и за счет ухода ионов, попадающих на неудерживаемые орбиты.

Основное содержание настоящей диссертации составляют результаты экспериментальных исследований пучков быстрых атомов водорода и дейтерия и их применение для нагрева плазмы в сферическом токамаке Глобус-М.

Задачи, которые решались в процессе работы:

• Выполнен анализ взаимодействия атомного пучка с плазмой токамака Глобус-М и показана возможность ее нагрева пучками быстрых атомов водорода и дейтерия.

• Проведен анализ физических процессов формирования и транспортировки пучка быстрых атомов в токамак Глобус-М и выполнены расчеты основных параметров атомного пучка.

• Разработан и введен в действие инжектор быстрых атомов с энергией частиц до 30 кэВ мощностью ~1 МВт при длительностью импульса 30 мс. При этом была доработана система электропитания инжектора Т-11 и разработана вновь система управления и автоматизированного сбора технологической и диагностической информации.

• Проведено исследование характеристик модернизированных ионных источников ИПМ-1 и ИПМ-2 в расширенном диапазоне параметров (до 30 кэВ) и оптимизированы режимы их работы на водороде и на дейтерии.

• Проведены эксперименты по инжекционному нагреву плазмы в установке Глобус-М и показана результативность этого метода.

Практическая ценность работы определяется, прежде всего, тем, что ее результаты могут быть использованы при разработке новых и модернизации существующих инжекционных систем (Т-15) термоядерных установок. Разработанное описание устройства инжектора установки Глобус-М и технологических процессов его подготовки в дальнейшем могут служить пособием для эффективной эксплуатации инжекторов быстрых атомов.

В результате проведенного исследования отработаны методики получения и оптимизации параметров пучка, измерения его характеристик, включая мощность пучка и профиль мощности. Применение предложенных методик и результаты оптимизации рабочих режимов позволит более эффективно использовать возможности инжектора в экспериментах по нагреву плазмы на установках Глобус-М и Туман-ЗМ.

Научная ценность работы состоит в том, что она дает новые возможности развития исследований по программе УТС в России.

Содержание работы изложено в пяти главах.

Во введении сделан краткий обзор экспериментальных результатов полученных на токамаках с инжекцией, изложены основные положения инжекционного метода нагрева плазмы и возможности его применения, обосновывается актуальность темы диссертационной работы, формулируется цель, научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В первой главе проведен анализ процессов формирования интенсивного ионного пучка, его нейтрализации, транспортировки атомного пучка и взаимодействия с плазмой токамака Глобус-М.

Вторая . глава посвящена исследованиям характеристик ионных источников и инжектируемого пучка, в ней представлено описание и результаты испытаний ионных источников ИПМ-1 и ИПМ-2, и оптимизации параметров пучков.

В третьей главе дано детальное описание устройства инжектора установки Глобус-М и приведены результаты разработки систем электропитания, управления и автоматизированного сбора данных.

В четвертой главе рассмотрена технология подготовки инжектора к работе и вывода на рабочий режим.

В пятой главе обсуждаются результаты экспериментов по нагреву плазмы, и дается сравнение с результатами численного моделирования нагрева.

В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы.

1. Bernstein W., Chehkln V.V., Kuo L.G. et al., Proc. of Conf. on Plasma Phys. and Controlled Nucl. Fus. Res. (Culham, 1965). V.

3. Артеменков Л. И., Васильев P. П., Галкин И. В. и др., Там же, с. 45.

4. Koensgen F. N., Proc. of the 3-d Intern. Conf. on Plasma Phys. and Controlled Nucl. Fus. Res. (Novosibirsk, 1968). V.

6. Муховатов B.C. Токамаки. Физика плазмы T.l, ч.1 (Итоги науки и техники, ВИНИТИ АН СССР), М., 1980, стр.6-118.

7. Proc. 6-th Conf. on Plasma Physics and Contr. Nuclear Fusion Research., IAEA, Vienna (1976). Ik

8. Proc. 7-th Conf. on Plasma Physics and Contr. Nuclear Fusion Research., IAEA, Vienna (1978).

9. Eubank H. et al., Proc. 7-th Conf. on Plasma Physics and Contr. Nuclear Fusion Research, IAEA, Vienna (1978) CN 37-C-3.

10. Vlasenkov V. S. et al.. Fast-neutral-beam injection experiments in T-U, Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Research (Proc. 6-th Int. Conf, Berchtesgaden, 1976), vol. I, IAEA, Vienna (1976) 85-94.

11. Vlasenkov V. S. et al.. Plasma heating and stability in T-U tokamak with neutral-beam injection. Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Res. (Proc. 7th Int. Conf, Innsbruck, 1978), v.l, IAEA, Vienna (1979) 211-229.

12. Strelkov V.S. Tokamak experiments in the Soviet Union, Proc. European Conf on Contr. Fusion and Plasma Phys., V. II paper CI-4, Oxford (1979). U.Barsukov A.G., Kovrov P.E., Kulygin V.M., et al. Investigation of plasma confinement and injection heating in the T-11 Tokamak, Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Res., vol. I, Vienna (1982), IAEA-CN-41/A-6, p.83-94.

13. Murakami M., Eubank H. P., Recent progress in tokamak experiment, «Phys. Today» 32/5 (1979), 25-32.

14. Murakami M., Swain D. W., Bates S. C Bush С E., Chariton. L. A. and the ISX-B team, Plasma Phys. Controlled Nucl. Fusion Res. 1981, Proc. Int. Conf. 8th, Brussels, Belgium.

15. Gill R. D. et al.. Beam driven currents and power balances in DIT, Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Res. (Proc. 8th Int. Conf. Brussels, 1980), Paper IAEA-CN-38/N-1

16. Lyon J. F. et al.. Relation of neutral beam injection to impurity behavior and extension of plasma parameters in ORMAK, «Control. Fusion and Plasma Phys. (Proc. 8th European Conf., Prague, 1977)», v. I, p. 23.

17. Suckewer S. et al., Toroidal plasma rotation in the Princeton Large Torus induced by neutral-beam injection, «Phys. Rev. Lett.», 1979,43, 3, 207-210/

18. Grisham L.R. et al., Nucl. Instr. and Methods BIO/11 (1985) 478.

19. Duesing G. et al., Fusion Technology 11 (1) (1987)163.

20. Matsuda S. et al.. Fusion Eng. and Design 5 (1987) 85.

21. Colleraine A.P. et al., Proc. 11th Symp. on Fusion Engineering (SOFE), vol.2, (IEEE, New York, 1985), 1278

22. Bitter M. et al.. Plasma Phys. and Contr. Fusion 29 (lOA) (1987) 1235

23. Strait E.J. et al, Proc. of 21 st EPS, Montpellier 1 (1994) 242

24. Wagner F. et al., Phys. Rev. Letts. 49 (1982) 1408

25. Keilhacker M. and the JET Team, Phys. Fluids B2(6) (1990) 1291 25. JET Team, Nucl. Fusion 32 (1992) 187 u i

26. Thompson, E., et al., Phys. Fluids B5 (1993) 2468

27. Sykes A., et al., Proc. of 11* European Conf. On Contr. Fusion and Plasma Phys., Aachen, W. Germany (1983) 363

28. Troyon F.R., et al., Plasma Physics and Contr. Fusion 26 (1984) 209

29. Kuriyama M., et al., in Fusion Engineering 1997 (Proc. 17th lEEE/NPSS Symp. San Diego, 1997), Vol. 1, IEEE, Piscataway (1998) 405.

30. Oikawa Т., et al., Nucl. Fusion 40 (2000) 435.

31. Oikawa Т., et al., Nucl. Fusion 41 (2001) 1575.

32. Kass Т., Untersuchungen zum Verhalten hochen-ergetischer lonen in magnetisch eingeschlossenen Plasmen, Rep. IPP1/298, Max-Planck-Institut fur Plasmaphysik(1996).

33. Sykes A., et. al.. Nuclear Fusion, v.32 (1992) No 4, 694.

34. Buttery R.I., et. al., Proc. 19* IAEA Fusion Energy Conference, lAEA-CN94/EX/51-6, Lyon (2002).

35. Degtyarev L., et al., Comput. Phys. Comm. 103 (1997) 10.

36. Hole M,I., et, al. Proc. of 29* European Conf. on Contr. Fusion and Plasma Physics, Montreux (2002).

37. Гусев B.K., Голант B.E., Гусаков Е.З. и др. Сферический токамак Глобус-М ЖТФ, Т.69 (1999) 9, стр. 58-62.

38. Gusev V.K., Alladio F. and Morris A.W., The Basics of Spherical Tokamaks and Progress in European Research, Plasma Phys. Contr. Fusion 45 (2003) A59-A82.

39. Berry L.A., Bush C.E., Dunlap J.L., Edmonds P.H., Jemigan T.C., Lyon J.F., Murakami M. and Wing W.R. (1975), Plasma Phys. Controlled Nucl. Fusion Res., Proc. Int. Conf, Tokyo (1974) 1, 113. 40. Bol K., Cecchi J.L., Daughney C.C, Ellis R.A., Eubank H.P., Furth H.P., Goldslon R.J., Hsuan H., Jacabsen R.A., Mazzucato E., Smith. R.R., and Stix T. H.. Phys. Rev. Lett. 32 (1974) 661.

40. Cordey J.G., Hugill J., Paul J.W.M., Sheffield J., Speth E., Stem P.E. and Tercshin V., Nucl. Fusion 15 (1975) 441.

41. Equipe TFR, Nucl. Fusion 18 (1978) 1271.

42. Bamett C.F., Harrison M.F.A., Applied atomic collision physics plasmas. Academic Press, Inc. (1984).

43. Stix T.H, Heating of toroidal plasmas by neutral injection. Plasma Phys., 14 (1972) No 4, 367-384.

44. Sweetman D. R, Ignition condition in tokamak experiments and role neutral injection heating. Nucl. Fusion, 13 (1973) 2, 157-165.

45. Пистунович В. И., Некоторые задачи токамака с инжекцией быстрых нейтралов. Физика плазмы, 2 (1976) 1, 3-23.

46. Семашко Н. Н. Инжекторы быстрых атомов. Физика плазмы Т.1, ч.1 (Итоги науки и техники, ВИНИТИ АН СССР), М. (1980), стр.223-282.

47. Barsukov A.G., Vodo A.N., Kulygin V.M., et. al. Neutral beam heating system (NBHS).- Plasma Devices and Operations 1 (1992) 277-288.

48. Clark, W.H.M., et al., Phys. Rev. Lett. 45 (1980)1101.

49. Zamstor, M.C., et al., Phys. Rev. Lett. 60 (1988)1306.

50. Simonen, Т., et al., Phys. Rev. Lett. 61 (1988)1720. 52. ChaUis, CD., et al., Nucl. Fusion 29 (1989) 563.

51. Kamada, Y., et al., Nucl. Fusion 34 (1994) 1605.

52. Scott, S.D., et al., Phys. Fluids B2 (1990) 1300.

53. Burrell, K.H., Groebner, R.J., Local Transport Experiments in DIII-D, General Atomics Rep. GAC20051(1990). 56. De Esch, H.P.L., et al., in Nuclear Fusion and Plasma Heating (Proc 17th Eur. Conf. Amsterdam, 1990), Vol. 14B, Part I, European Physical Society, Geneva (1990)90.

54. Zastrov, K.D., et al., Nucl. Fusion 38 (1998) 257. 58. ITER Physics Basis, Nucl. Fusion 39 (1999) 2204.

55. Азизов Л.А., Барсуков А.Г. и др.. Статус установки ГЛОБУС-М. Тезисы докладов 7-ой конф. ИПТР, Санкт-Петербург (2002), 1007, стр. 24-26. бО.Аскинази Л.Г., Барсуков А.Г., Голант В.Е. и др.. Подготовка экспериментов по нейтральной инжекции на токамаках Глобус-М и

56. Gusev V.K., Azizov Е.А., Barsukov A.G. et al, New Results from Globus-M Spherical Tokamak,- Proceedings of 19th IAEA Fusion Energy Conf. Lyon, France (2002), IAEA CD-ROM (2003) IAEA-CN-94, EX/P3-10.

57. 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.

58. Minaev V.B., Barsukov A.G., Chemyshev 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.

59. 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 Operation, Vol.11 (2003), pp.211-218.

60. Аскинази Л.Г., Барсуков А.Г., Голант В.Е. и др.. Подготовка экспериментов по нагреву плазмы в токамаке Туман-ЗМ путем инжекции пучка нейтральных атомов. Санкт-Петербург. Препринт 1763, ФТИ, СПб(2003)

61. Аскинази Л.Г., Барсуков А.Г., Жубр Н.А. и др.. Подготовка эксперимента по нагреву плазмы пучком нейтральных атомов на токамаке ТУМАН-ЗМ, тезисы докладов XXXI Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород (2004), МС 2 2.

62. Барсуков А.П, Гусев В.К., Есипов Л.А. и др.. Освоение инжектора нейтралов установки Глобус-М. Тезисы докладов XXXI Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород (2004), МС 2 5.

63. Minaev V.B., Barsukov A.G. et al., NBI heating experiment on the Globus-M spherical tokamak. Proc. of 31th EPS Conference on Plasma Phys., London (2004), EGA Vol.28G, P-1.190

64. Gusev V.K., Barsukov A.G. et al., Plasma Heating and Fuelling in the GlobusM Spherical Tokamak.- Proc. of 20th IAEA Fusion Energy Conf. Vilamoura, Portugal (2004) EX/P4-24.

65. Lebedev S.V., Askinazi L.G., Barsukov A.G. et al.. Neutral Beam Injection Heating in the TUMAN-3M.- Proc. of 20th IAEA Fusion Energy Conf. Vilamoura, Portugal (2004) EX-P3-10. 71. А.Г.Барсуков, В.К.Гусев, В.Г.Капралов и др.. Исследование нагрева плазмы при нейтральной инжекции на сферическом токамаке Глобус-М. Тезисы докладов XXXII Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, (2005), МС-3-

66. Барсуков А.Г., Гусев В.К., Есипов Л.А. и др., Инжектор быстрых атомов для нагрева плазмы токамака Глобус-М. Тезисы докладов XXXII Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, (2005) МС-3-10.

67. Аскинази Л.Г., Барсуков А.Г., Вильджюнас М.И., и др.. Первые результаты по нагреву плазмы пучком быстрых нейтральных атомов на токамаке Туман-ЗМ. Тезисы докладов XXXII Звенигородской конф. по физике плазмы и УТС, (2005) МС-3-11. 74. .Барсуков А.Г, Гусев В.К., Есипов Л.А. и др. Система инжекционного нагрева плазмы сферического токамака Глобус-М. Препринт ИАЭ 6353/7, Москва (2005).

68. Stirling W.L., Davis R.C., Jemigan Т.С. et al.- Proc. of the 2-nd Symp. on Ion Sources and Formation of Ion Beams, Berkeley (1974), rep. VI-10. T

69. Menon M.M., Tsai C.C., Gardner W.L. et al.- Proc. of the 8-th Symp. on Engng. Problems of Fus. Res. (San Francisco, 1979.), N. Y., IEEE, v. 2 (1979) p. 656.

70. Fumelli M., Valckx F.P.G.-Nucl. Instrum. and Methods, V. 135 (1976), 203

71. Becherer R., Fumelli M., Valckx F.P.G.- Proc. of the 7-th Symp. on Engng. Problems of Fus. Res. (Knoxville, 1977) V.l. N.Y,, IEEE (1977), p. 287.

72. Кулыгин B.M., Панасенков A.A., Семашко H.H., Чухин И.А., Препринт ИАЭ-2898., М. (1977); Журн. техн. физ., т. 49 (1979), с. 169.

73. Ветров В.А., Леонов В.В., Кряковкин В.П. и др.- IV Всесоюз. конф. по плазменным ускорителям и ионным инжекторам. Тезисы докладов. М., ВНТИЦ(1978),с. 111

74. Ehlers K.W.- Proc. of the 7-th Symp. on Engng. Problems of Fus. Res. (Knoxville, 1977.) V. 1. N. Y., IEEE (1977), p. 292; Berkner K. H. Preprint LBL-7951 (1978).

75. Stirling W.L., Ryan P.M., Tsai C.C, Leung K.N.- Rev. Scient. Instrum., v. 50 (1979) p. 102.

76. Ehlers K.W., Leung K.N.-Rev. Scient. Instrum., v. 50 (1979) p. 1353.

77. Goede A.P.H., Green T.S.- Proc. of the 8-th Symp. on Engng. Problems of Fus. Res. (San Francisco, 1979.), N. Y., IEEE (1979), v. 2, p. 680. 86. А.А.Панасенков, СА.Равичев, А.В.Рогов, Источник ионов водорода с периферийным магнитным полем, Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", т. 15, №2 (1984) с.с.56-63.

78. Riviere А.С. (1971) NucL Fusion 11,363.

79. Cordey, J.G., and Core, W. G. F. Phys. Fluids 17 (1974), 1626. 89. Ott.W., Neutral beam modulation for heating profile measurements, Rep. IPP4/276, Max-Planck-Institut flir Plasmaphysik (1997).

80. Bohm D. Characteristics of Electrical Discharges in Magnetic Fields, ed. A. Gutherie and R. K. Wakerling. N.Y., Me Graw-Hill, 1949.

82. Габович М.Д., Плешивцев Н.В., Семашко H.H. Пучки ионов и атомов для управляемого термоядерного синтеза и технологических целей. -М,: Щ] I. Энергоатомиздат, 1986.

83. Green B.J. for the ITER Teams, Plasma Phys. Contr. Fusion. 45 (2003) 687.

84. Семашко H.H, Владимиров A.H., Кузнецов В.В. и др.. Инжекторы быстрых атомов водорода -М.: Энергоатомиздат, 1981.

85. Bamet C.F. et al., Atomic data for controlled fusion research, ORNL-5206, Vol. II, Oak Ridge, 1977.

86. Игонькина Г.Б., Соколов М.М,, Тилинин Г.Н., Использование многопараметрической оптимизации для унифицированной обработки зондовых измерений профиля пучков в инжекторах установок Т-10, Глобус-М, Туман-ЗМ. Тезисы докладов XI Всероссийской конф. «Диагностика высокотемпературной плазмы», Троицк (2005).

87. Pereverzev G.V. et al., ASTRA An Automatic System of Transport Analysis in a Tokamak// Preprint IPP 5/42, Garching, 1991.

88. Polevoi A.R., Takizuka Т., Shirai H., Benchmarking of the NBI Block in ASTRA Code Versus the OFMC Calculations, JAERI Data/Code 97-014, 1997

89. Барсуков А.Г., Волков A.B., Давыденко В.И. и др., Диагностический инжектор «ДР1НА-6» для активного зондирования плазмы в установке «Токамак-10». Препринт ИАЭ 6328/7, Москва, 2004.