Введение к работе
Актуальность темы. К настоящему времени на крупнейших токамаках JET и TFTR уже выполнен ряд тритиевых экспериментов, которые вплотную подводят термоядерную программу к созданию демонстрационного токамака-реактора, задачей которого будет исследование режимов с мощным нагревом плазмы термоядерными а-частицами и стационарным самоподдерживающимся горением. Основным отличием тритиевых экспериментов является появление в плазме значительной популяции высокоэнергичных d-частиц. Кроме того выход на режим и поддержание стационара термоядерного горения во многом зависит от успешности осуществления дополнительных методов нагрева плазмы, основными из которых являются инжекция пучков нейтральных атомов и ВЧ методы, также создающие надтепловой ионный компонент в плазме токамака. Вопрос о поведении быстрых ионов непосредственно связан с самой возможностью осуществления самоподдерживающейся реакции горения. Нарушения аксиальной симметрии магнитного поля токамака, связанные с гофрировкой и/или МГД возмущениями могут привести к значительному ухудшению удержания высокоэнергичных ионов. В то же время эксперименты на крупных установках JET, TFTR, DIII-D, JT-60U показывают, что наличие популяции быстрых ионов оказывает существенно влияние на поведение плазмы. В частности, недавние эксперименты на токамаках TFTR и DIII-D показали, что высокоэнергичные ионы пучка могут эффективно возбуждать собственные Альфвеновские волны в плазме токамака, которые в свою очередь воздействуют на быстрые ионы, приводя к значительным потерям последних. Указанные эффекты могут существенно ограничить параметры будущих токамаков-реакторов, и поэтому вопрос об удержании быстрых ионов в присутствии различных возмущений магнитного поля представляется важным для физики токамаков.
Большинство экспериментальных данных по возбуждению Альфвеновских мод высокоэнергичными ионами, полученных к настоящему времени относятся к экспериментам с использованием мощного дополнительного нагрева. Параметры надтеплового ионного компонента в таких экспериментах значительно отличаются от соответсвующих параметров сс-компонента в будущем DT
реакторе. Поскольку именно Альфвеновские
неустойчивости в настоящее время представляются
наиболее опасными для удержания термо-ядерных а-частиц.
особый интерес представляет возможность
экспериментального моделирования популяции надтепловых ионов с реакторными параметрами до широкомасштабных тритиевых экспериментов.
Также в настоящее время близка к завершению
технологическая фаза международного проекта ITER , на
которой помимо доли потерь мощности, связанной с уходом
высокоэнергичных ионов из плазмы, особую актуальность
приобретает вопрос об энергетических спектрах теряемых
частиц и распределении создаваемых ими тепловых нагрузок
на элементы конструкции токамака. Подобные задачи уже
не могут рассматриваться в рамках аналитического подхода,
неизбежно использующего ряд упрощающих
предположений, а требуют подробного численного анализа.
Цели работы: разработка эффективного Монте-Карло кода для исследования динамики надтепловых ионов в плазме токамака в присутствии возмущений магнитного поля с учетом реальной геометрии равновесной конфигурации и элементов конструкции токамака,
исследование влияния гофрировки магнитного поля на долю потерь заряженных продуктов термоядерных реакций и быстрых ионов полученных в результате дополнительного нагрева плазмы, а также создаваемых ими тепловых нагрузок на первой стенке вакуумной камеры в токамаках JET, JT-60U и ITER,
исследование влияния низкочастотных МГД возмущений на удержание высокоэнергичных ионов в токамаке,
анализ возможности экспериментального моделирования термоядерного а-компонента в DT реакторе путем создания протонной популяции в токамаке с 3Не плазмой при инжекции D пучка большой мощности.
Научная новизна:
Разработан эффективный Монте-Карло гибридный код, сочетающий полное интегрирование дрейфовых траекторий с разностной схемой (Mapping), для моделирования динамики высокоэнергичных ионов с учетом Кулоновских столкновений и возмущений магнитного поля в токамаке произвольной геометрии, позволяющий рассчитывать
стационарные функции распределения надтепловых ионов, а также величину потерь обусловленных возмущениями магнитного поля и соответствующих тепловых нагрузок на элементы конструкции токамака.
Полученные с помощью вышеуказанного кода результаты прямого моделирования гофрировочных экспериментов на JET и JT-60U хорошо согласуются с экспериментальными данными, указывая на адекватное соответсвие используемой модели реальным процессам переноса надтепловых частиц в присутствии гофрировки магнитного поля.
На примере термоядерных а-частиц и ионов нейтральной инжекции в ITER проанализировано влияние направления ионного дрейфа на величину гофрировочных потерь и распределение создаваемых ими тепловых нагрузок на первую стенку вакуумной камеры в вертикально асимметричной конфигурации. Показано, что помимо перераспределения потерь по каналам локально запертых и тороидально запертых частиц, оказывающем существеное влияние на величину пиковой нагрузки на первую стенку, изменение направления магнитного дрейфа (тороидального магнитного поля) для высокоэнергичных ионов ведет к изменению также и полной доли потерь, которая определяется деталями распределений равновесия, гофрировки и источника быстрых ионов, а также, в меньшей степени, профилями температуры и плотности плазмы и содержанием примесей.
Численно проанализировано разрушение дрейфовых поверхностей высокоэнергичных ионов под действием низкочастотных винтовых возмущений магнитного поля различной структуры. Показано, что в большей части фазового пространства дрейфовые поверхности разрушаются при больших амплитудах возмущения чем магнитные за исключением узкого слоя в окрестности сепаратрисы, разделяющей пролетные и запертые частицы..
На примере проектируемого токамака ТСП-2 с 3Не плазмой и мощной инжекцией дейтериевого пучка с энергией 1МэВ показано, что образующаяся в результате D3He реакций популяция протонов в указанных условиях обладает всеми основными характеристиками а-частиц в DT реакторе и . может быть использована для экспериментального моделирования последних до непосредственно тритиевых экспериментов.
Научная и практическая ценность работы.
Полученные в диссертации результаты могут быть использованы при исследовании широкого круга задач как теоретических, так и прикладных. К ним относятся: расчет параметров надтепловых ионных компонентов плазмы, оценки влияния МГД возмущений различной природы на перенос высокоэнергичных ионов, возможность расчета потерь быстрых ионов из плазмы и создаваемых ими тепловых нагрузок на элементы конструкции токамака, расчет потоков нейтронов, быстрых ионов и атомов перезарядки в диагностические детекторы.
Хорошее соответствие результатов расчетов с экспериментальными данными позволяет получить надежный прогноз для гофрировочных потерь надтепловых ионов и соответствующих тепловых нагрузок в проектируемых токамаках, в том числе в ITER.
Разработанный в диссертации численный код оказывается по крайней мере в 10 раз эффективнее существующих аналогов и в настоящее время установлен па вычислительных комплексах и используется при обработке экспериментальных данных токамаков JET и JT-60U.
С введением в эксплуатацию нового инжектора с энергией инжекции порядка 500 МэВ (Do), эксперименты по моделированию термоядерного а-компонента при помощи протонной популяции в 3Не плазме планируется осуществить на токамаке JT-60U.
На защиту выносятся следующие результаты.
Разработан эффективный Монте-Карло численный код для расчета динамики надтепловых ионов в реальной геометрии токамака с учетом Кулоновских столкновений и возмущений магнитного поля различной природы.
Рассчитанная величина нейтронного сигнала
связанного с D-D реакциями между ионами пучка и основной плазмы, при переходе с 32 на 16 секционный тороидальный магнит токамака JET снижается на 25% из-за интенсивных гофрировочных потерь ионов пучка, что согласуется с результатами нейтронных измерений.
Рассчитанные амплитуды и распределение тепловой нагрузки на первой стенке, создаваемое локально запертыми частицами при поперечной нейтральной инжекции на токамаке JT-60U совпадают с измеренными с помощью инфракрасной телекамеры.
Получен прогноз для гофрировочных потерь и ассоциированных нагрузок на первую стенку вакуумной камеры для а-частиц в ITER для 3 базовых вариантов разряда. Показано, что:
а) профилирование тока плазмы в разрядах с
обращенным широм позволяет эффективно влиять на
величину гофрировочных потерь а-частиц,
б) с изменением направления ионного дрейфа
(тороидального магнитного поля), наряду с изменением
пиковых нагрузок на первую стенку, связанному с
перераспределением гофрировочных потерь между
различными каналами ухода, в вертикально асимметричной
конфигурации может также изменяться и полная доля
гофрировочных потерь зысокоэпергичных ( в отличие от
тепловых) ионов. Величина потерь определяется
характеристиками равновесия плазмы, распределения
гофрировки и профилем источника быстрых ионов, а также,
в меньшей степени, - профилями плотности, температуры и
содержанием примесей в плазме.
в) дополнительное пикирование гофрировочных потерь
тороидально запертых а-частиц, связанное со смещением
центра плазменного шнура относительно центра тороида,
образующего первую стенку вакуумной камеры, не
приводит к опасному увеличению пиковых нагрузок в
пределах смещений, допустимых проектом.
г) рассчитаны параметры лимитеров для защиты первой
стенки вакуумной камеры от тепловых нагрузок,
создаваемых гофрировочными потерями а-частиц, получены
распределения тепловых нагрузок на лимитерах, рассчитано
дополнительное пикирование тепловых нагрузок, связанное
с допустимыми неточностями сборки отдельных элементов,
образующих поверхность первой стенки вакуумной камеры.
Получены результаты расчетов гофрировочных потерь ионов пучка нейтральной инжекции в ITER для базового сценария с полным током плазмы 21МА. Проанализированы зависимости доли потерь от направления ионного дрейфа и направления инжекции, получены скейлинги для доли потерь в зависимости от амплитуды гофрировки и плотности плазмы.
Изучено влияние низкочастотных винтовых возмущений магнитного поля на динамику надтепловых ионов в токамаке. Показано, что в подавляющем большинстве случаев разрушение магнитных поверхностей
происходит при меньших амплитудах возмущений чем дрейфовых.
Получены оценки параметров высокоэнергичного протонного компонента в токамаке ТСП-2 с 3Не плазмой и инжекцией D пучка. Популяция протонов в указанных условиях обладает сходными параметрами с а-комионентом в ITER. В частности показано, что варьирование параметров инжекции позволит получить амплитуды давления протонов, значительно превосходящие теоретические значения пороговых Рр для возбуждения Альфвеновских мод.
Анпробация работы.
Основные результаты работы докладывались на конференциях МАГАТЭ по физике плазмы и УТС Washington 1991, Seville 1995, Montreal 1996/, XIV Европейской конференции по физике плазмы и УТС / Мадрид, 1987/, совещаниях МАГАТЭ "Альфа частицы в термоядерных исследованиях" /Kiev 1989, Geteborg 1991/, на японско-американском совещании по удержанию быстрых ионов в токамаке /JAERI, 1995/, на семинарах ITER, JET, JT-60U, а также семинарах отдела импульсной энергетики ТРИНИТИ и отдела Теории плазмы ИЯС РНЦ "Курчатовский Институт".
Публикации.
Основные результаты диссертации опубликованы в работах [1-15], список которых приведен в конце автореферата.
Структура и объем диссертации.
Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Общий объем диссертации состовляет 135 страниц машинописного текста, включая 7 таблиц, 52 рисунков и список литературы из 72 наименований.
