Операционные пределы токамака при генерации тока с помощью инжекции пучка нейтралов тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

Ордена Ленива и ордена Октябрьской Революции Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова

На правах рукописи УДК 533.9

ПОЛЕВОЙ Алексей Рутеньевич

ОПЕРАЦИОННЫЕ ПРЕДЕЛЫ ТОКАМАКА ПРИ ГЕНЕРАЦИИ ТОКА С ПОМОЩЬЮ ИНЖЕКЦИИ ПУЧКА НЕЙТРАЛОВ

01.04.08 — физика и химия плазмы

Автореферат диссертации на соискание ученой Степени кандидата физико-математических наук

Москва — 1992

Работа выполнена в ордена Ленина в ордена Октябрьской революции Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова

Научный руководитель: доктор физико-математических наук

В.Б. Параил

Официальные опйовенты: доктор физико-математических наук

B.И. Пистунович

кандидат физико-математических наук

C.А. Галкин

Ведущая организация: Московский государственный университета*. М.В.Ломоносова

Защита диссертации состоится "_"__1992 г. в_часо:

на заседании Специализированного совета по физике плазмы 1 управляемому термоядерному синтезу Института Атомной Эяергм им. И.В. Курчатова (Д.034,04.01) по адресу: 123182, Москва, пл академика Курчатова.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАЭ им. И.В. Курчатова.

Автореферат разослан " " _1992 г.

Ученый секретарь Совета , АиЯ/^^^-сиЪ. Картадюв

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность. Рассматриваемая в диссертации проблема ограничений параметров токамака, обусловленных присутствием в плазме надтепловых ионов, интенсивно изучается в настоящее время теоретически и экспериментально. Интерес этот связан с проектированием перспективных токамаков-реакторов. В таких установках будет присутствовать заметная доля надтепловых ионов, образующихся за счет йюкекщш пучка высокоэнергичных атомов при поддержания тороидального тока, а также в процессе термоядерной реакции. .

По существующим предатавлешям основную опасность представляют МГД неустойчивости, вызванные конечным давлением плазмы и пучка, которые приводят к ухудшению удержания и срыву разряда, а также неустойчивости, обусловленные анизотропией функции распределения быстрых ионов при скоростях частиц выше альф-веновской, которые приводят к.усиленному Еьносу частиц больших энергий.

В диссертаций исследованы предельные' параметры плазмы и инжектора при генерации тока инжекцией атомов, обусловленные порогами таких неустойчизостей. Получены выражения для пределов генерируемого тока, вкладываемой мощности, термоядерной мощности при инжегащи дейтериевого пучка в 3Не плазму. Лровьдено сравнение теоретических расчетов с экспериментами на токамаках T-II, TFTR, JET. Проведены расчеты операционных пределов и выработаны рекомендации по оптимизации режимов для перспективных проектов инфекционных экспериментов для токамаков T-I5, ГЛОБУС, ИТЭР.

Основной целью работы является расчет предельных параметров токамака, обусловленных присутствием в плазме надтепловых ионов с анизотропной функцией распределения при генерации тока с помощью инжекции пучка нейтралов.

Научная новизна I. Построена гибридная модель самосогасовашю го описания процессов в плазме токамака при инжекции пучка нейтралов совместно с расчетом спектров и порога высокочастотных кинетических неустойчивостей. На основании модели создан пакет программ, позволяющих рассчитывать эти процессы в условиях.

близких к реальным и -с высоким быстродействием.

2. Наказано, что термоядерная мощность, выделяемая при взаимодействии дейтериевого пучка с 3Не плазмой пропорционален захваченной мощности пучка Pfug = С Pabs, где коэффициент С является функцией температуры электронов и энергии пучка. Рассчитана оптимизация компонентного состава топлива для проекта ИГЗР.

3. Определены операционные пределы, связанные с ограничением по давлению надтепловых иолов. Получены выражения для предельных значений мощности инжекции, тока пучка, а также термоядерного энерговыделения (в случае использования дейтериевого пучка и 3Не плазмы). Показано, что инжекция частиц больших энергий заметно сужает операционные пределы токамака, что подтверждается экспериментами на токамаке TFTR. Рассчитаны операционные пределы и оптимальные параметры для проектов ИТЭР, ГЛОБУС, T-I5 при генерации тока пучком.

4. Рассчитаны спектры излучения и инкременты глобальных альфвеновских и БЫЗ неустойчивостей, обусловленных анизотропией функции распределения надтепловых ионов в' пространстве скоростей с учетом конечной гиротропии в плазме ИТЭР. Показано, что наиболее опасной является раскачка неустойчивости на черенковском" резонансе ионами с доальфвеновскими скоростями при использовании равнокомпонентного D-T топлива.

Практическая ценность работы.

Полученные результаты Сьши использованы при разработке проектов токамаков ИТЭР, ГЛОБУС,'ТСП-2, модернизации инжекторов T-I5. *

Полученные выражения для операционных пределов могут быть использованы при системном анализе оптимальных конструкций токамаков- реакторов, а.также при выборе оптимальных режимов для современных инфекционных экспериментов.

Разработанный программный комплекс. для самосогласованного моделирования инжекции нейтралов и анализа неустойчивостей включен в систему ASTRA и в настоящее время эксплуатируется в ИАЭ (Москва)НИИЭФА, ФТИ 1С.ПО), ИФП (Прага. ЧСФР), IPP (Гархинг, ФРГ).

Апробация работы.

Основные результаты, представление в диссертации, изложены в б работах. Они неоднократно докладывались на рабочих совещаниях ИТЭР в 1989 г. и 1990 р., на XIII Конференции МАГАТЭ (Вашингтон, 1990), XVIII Европейской конференции по УТС и физике плазмы (Берлин, 1991).' Всесоюзных конференциях по физике плазмы в г.Звенигород, Всесоюзном, семинаре по теории плазмы в г.Москве.

Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения м имеет объем 135 страниц, 30 графиков и рисунков, 3 таблицы. Описок цитируемой литературы включает -84 работы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТУ

Во сведении обосновывается актуальность темы диссертации и объясняется место данной работы в современных исследованиях но рассматриваемому вопросу.

Пергая глава посвящена описанию и обоснованию выбора моделей, допускающих применение быстрых- алгоритмов, используемых при самосогласованном расчете процессов, связанных с шмекцией в плазму пучка нейтралов.

В 81.1 описана геометрия инжекции.При описании поглощения нейтралов плазмой использовано приближение тонких пучков, сим метризованных относительно экваториальной плоскости токамика с произвольным распределением энергии по сечению пучка, что позволяет значительно сократить время.расчета и моделировать ин -

жекцию любой конфигурации при не слишком большом наклоне пучка по отношению к экваториальной плоскости.

В Я.2 приведена сводка сечений захвата в плазму нейтралов пучка с учетом каскадных процессов и наличия примесей. Использование этих выражений позволило рассчитывать инжекционные эксперименты в многокомпонентной плазме и расширить диапазон рассматриваемых энергий инжектируемых частиц на область Еь > 100 кэВ.

В 81.3 изложен метод быстрого анализа траектории иона при произвольном профиле тока для определения орбитальных потерь и запирания иона в магнитную яму. При этом с использованием интегралов движения быстрого иона в "дрейфовом приближении анализируется лишь положение крайних точек траектории частицы относительно стенок камеры, что позволяет значительно сократить время расчета орбитальных потерь.

• В 61.4 представлена модель, описывающая динамику кулонов-ской релаксации' надтваловых частиц. Для моделирования динамики функции распределения использовано линеаризованное уравнение Фоккера- Планка, усредненное по фазе ларморовского вращения в приближении малого отклонения частиц от магнитных поверхностей. При численной реализации решения уравнения Фоккера- Планка на магнитных поверхностях выбрана консервативная двухслойная разностная схема, что позволяет при высоких скоростях расчета выполнить физические законы сохранения.

В вГ.6 приведено описание редуцированной модели, соответствующей стационарному случаю, что позволяет значительно ускорить расчеты на стационарной стадии разряда, а также в режимах,

когда время релаксации надтепловых частиц меньше характерных-времен изменений параметров плазмы.

В в1.6 описана система уравнений~переноса для максвеллов-ской плазмы, используемая в программном комплексе ASTRA. Способу учета анизотропии давления пучка в задаче равновесия посвящен Я.7. В приближении малого давления плазмы (3 < I уравнение равновесия имеет тот же вид, что и для изотропной плазмы, где в качестве давления фигурирует полусумма продольной и поперечной компоненты: р = (рц + рх>/2. Это позволяет для расчетов равновесия пользоваться Сыстрьм методом электродинамических моментов.

При мощной инжекции частиц больших энергий для генерации тока в плазме накапливается значительное количество надтенловых ионов, которые вносят заметный вклад в ■ давление плазмы. Наличие предела по давлению, обусловленному порогом развития МГД неустойчивостей «критерий Тройона), накладывает ограничения на параметры пучка и плазмы. Анализу таких ограничений посвящена глава вторая.

В «2.1 определены требования к параметрам разряда, обеспечивающие оптимальную эффективность генерации тока г, а также апроксимация для у и тока, генерируемого пучком.

В iZ.2 получены выражения для давления надтепловых ионов, -для предельной мощности инжекции и для предельной доли тока, создаваемого в плазме токамака за счет инжекции пучка нейтралов. Определена область параметров, в которой возможно обеспечить работу токамака в квазистационарном режиме. Проведено сопоставление расчета с порогом развития неустойчивости,

наблюдаемом в экспериментах на токамаке ТПИ. Показано, что существует оптимальное значение плотности, плазмы, при котором возможно достижение максимальной температуры.

В 92.3 проведены расчеты опреационных пределов для проектов токамаков Т-15 , ГЛОБУС, ИТЭР . Показано, что применение инжекции пучка для токамака ГЛОБУС существенно ограничит операционные пределы токамака и практически не обеспечивает генерацию тока Чь/1р| < 10 Я). Использование-комбинированной инжекции атомов водорода с энергиями 80 и 500 кэВ на токамаке Т-15 в принципе позволяет получить квазистационарный режим работы (1 100 • достижения максимальной температуры

существет оптимальное значение средней по объему плотности 1 ч

плазмы <п> « 3 - 3,5 Юм . Расчеты показывают, что учет давления пучка в плазме ИТЭР на стадии выхода в стационарный режим требует коррекции программы согласованного ввода мощности подъема тока и' плотности.

На Токамаке ИТЭР запланирована работа в режимах с низкой

радиактивйостью с использованием в качестве топлива изотопов э

Не . В этих режимах планируется, в частности, изучение переноса термоядерных а - частиц. В таких экспериментах целесообразно оптимизировать параметры разряда и инжектора ¡¡ля получения максимально возможного выхода а - частиц за счет реакции синтеза при взаимодействии пучка с плазмой:

I) + 3Не = р 111,683) + а<3,671>.

Оптимизация параметров разряда в случае использования ин-жекции дейтериевого пучка в 0 - Не плазму проведена в глава третьей.

е

В 93.1 проведен анализ оптимизации параметров инжекции точки зрения получения максимального выхода а - частиц. Получено аналитическое -выражение для локального и для интегрального коэффициентов усиления вводимой мощности пучка за счет термоядерного энерговьщеления при реакции между ионами пучка и ионами гелия D + 3Не р + а + 18,54 МэВ, получено выражение для предельного коэффициента усиления.

з

В S3.2 описана оптимизация компонентного состава D- Не топлива в ИТЭР для получения максимального выхода а - частиц. Показано, что использовании число гелиевой I Не) плазмы предпочтительно.

В 93.3 получено выражение для предела термоядерного энерговыделения для D - пучка líe - плазмы, обусловленного МГД пределом для давления пучка. Рассчитано предельное энерговыделение для- ИТЭР.

При инжекции пучка в плазму для генерации тока функция распределения надтепловых частиц принципиально анизотропна, что делает- возможным развитие кинетических неустсйчивостей, обусловленных такой анизотропией. При использовании инжекции частиц со скоростямии выше альфвеновской развитие этих неустой-чивостей становятся наиболее опасным, т.к. приводит к усиленному вьшфсу из плазмы надтепловых частиц больших энергий.

Глава четвертая посвящена определению параметров пучок-

плазма, при которых существует опасность возникновения таких

неустойчивостей в токамаке ИТЭР. Рассмотрены только неустойчи-

0)

вости с большими фазовыми скоростями ¡¡г- ~ vb, , способными эффективно взаимодействовать с токонесущей частью функции рас-

пределения быстрых ионов. Анализ глобальных кинетических не-устойчивосгей при инжекции пучков со сверхальфвеновскими скоростями для ИТЭР проводился в линейном приближении.

В 94.1 содержится изложение основных результатов теории высокочастотных кинетических неустойчивостей , обусловленных анизотропией функции распределения быстрых ионов в приближении однородной неограниченной плазмы . В локальном приближении определены соотношения инкремента раскачки колебаний и групповой скорости и обосновывается необходимость глобального подхода.

В 84.2 описана структура резонансов для простейшего случая плазмы с одним сортом ионов. Показано, что в условиях ИТЭР, высокочастотная альфвеновская мода, наиболее эффективно раска-чиьаемая пучком, из-за радиальной неоднородности равновесного магнитного ноля и плотности может локализоваться внутри плазмы - в области, ограниченной в радиальном направлении с двух сторон точками поллого внутреннего отражения яльфвеновских волн, удовлетворяющими условию " ' * 0 ~ радиальные координаты точек отражения). При этом появляется возможность "волноводцого" распространения колебаний, при котором не происходи! выноса энергии' из зоны возбуждения волны.

В (14.3 проведено рассмотрение изменения структуры резонансов при использовании двухкомплектного дейтериево-триТиевого топлива. Определен диапазон параметров ИТЭР в которых могут развиваться такие неустойчивости.

В 84.4 описан анализ глобальных высокочастотных неустойчивостей в ВКБ приближении. Приведены результаты анализа спектров

в экспериментах на токамаках T-II и JET. Расчеты показали, что пространственная структура и диапазон наблюдаемых, частот в экспериментах на JET соответствуют раскачке исследуемой неустойчивости пучком термоядерных протонов на аномальном допплеровском резонансе.

В $4.5 проанализированы режимы, выбранные для проекта ИТЭР в Качестве басовых, показано, что наиболее опасными являются длинноволновые возмущения k^a „ 1 альфвеновского типа, возбуждаемые на черепковском резонансе дейтериевым пучком в дейтерие-во-тритиевой плазме в высокотемпературном режиме с умеренной плотностью <<TÄ>~ 20 кэВ, <п_> ~ 7 1019 м-3).

ее

В 54.6 оценена применимость результатов, полученных в ВКБ приближении к случаю длинноволновых возмущений.

В заключении сформулированы основные выводы диссертации.

Основные выводы диссертации .

1.Получено аппроксимационное выражение для предельного давления , надтепловых частиц в плазме токамака.

2.Рассчитаны операционные пределы и оптимальные параметры режимов для токамаков T-I5, ГЛОБУС, ИТЭР при инжекции пучка.

3.Определен коэффициент усиления мощности инжекции дейтериево-го пучка в 3Не плазму за счет реакции синтеза D +3Не = р + а + 18,35 МВт.

3

4.Рассчитан оптимальный состав топлива D- Не при использовании -инжекции дейтериевого пучка в плазму ИТЭР.

5.Впервые проведен анализ экспериментов при тангенциальной инжекции пучка со сверхальфвеновскими скоростями.

6.Построен алгоритм и впроведены рассчеты спектров и порогов рдобальных высокочастотных неустойчивостей в плазме ИТЭРЧ

. Основные результаты диссертации опубликованы в следующих 1>а0отах: *

1. А Л'.Полевой. "Использование кинетического уравнения Ландау для описания нагрева плазмы при инжекции быстрых атомов на токамаке Т-П", препринт ИАЭ 3708/6, М., (1983),.

2. A. li. Polevoy.. "Tlie Power Multiplication Factor In 3He Tokamak Plasma with « beam NBCD", lTER-Il.-Ph-6-9-S-27. (1989).

3.A. 11.Polevoy. "1.5-D Analysis • of ITER Scenarios", ITEK-Il.-Ph B-O-S-2, ITLR workshop, Garchlng,FRG,<1990).

4. В.М.Леонов, A.P.Нолевой. "Моделирование поддержания стационарного тока в термоядерном реакторе токамаке с нейтральной шшакцией", препринт ИАЭ-5013/8, М., (1990) ,

5. V. D. Yegorenkov. К. N. St epanov, А. В. Polevoy, S.E.Sharapov "Possible NB1-Driven Instability of Global High-frequency Alfven and Fast Hagnetosonlc Elgenmodes In ITER", Proc. on 18th EPS Conf.on Contr.Nucl .Fus.and Plasma Pliys., Berlin,FRG, (19У1).

6. Днестровский А.Ю..Захаров Л.Е.,Переверзев Г.В.. Тарасян К.Н., Юшманов 11.11., Полевой А.P., "ASTRA - программный комплекс для анализа и моделирования транспортных процессов в токамаках", Препринт ИАЭ-5358/6, 1991.