Введение к работе
Актуальность работы.
В настоящее время, благодаря выдающимся успехам, достигнутым в экспериментах по нагреву и удержанию высокотемпературной плазмы, термоядерные исследования вступили в фазу реализации международного проекта экспериментального термоядерного реактора ИТЭР на основе магнитной конфигурации токамака. Одним из основных факторов, отличающих будущий токамак-реактор от существующих установок, является очень высокая его стоимость, в связи с чем многие плазменные и инженерные проектные параметры реактора близки к своим предельным значениям. Следствиями этого фактора являются, во-первых, высокая стоимость экспериментального времени и, во-вторых, повышенные требования к надежности системы управления положением плазменного шнура, так как отказ системы управления приводит к неуправляемому попаданию плазмы на стенку, что является причиной повреждения дорогостоящего оборудования. Указанные обстоятельства обусловливают необходимость расчетного сопровождения будущего эксперимента в проекте токамака-реактора, которое заключается в тщательном предиктивном (predictive - "предсказательный") его моделировании. В этой связи исключительно актуальным является разработка и реализация тестированных на существующих экспериментах полномасштабных плазмофизических симуляторов (численных кодов специального назначения) для предиктивного моделирования эволюции плазмы как в процессе управляемых разрядов в плазме, так и в разрядах в случае потери управления положением плазмы.
Цель работы. Целью диссертационной работы является создание направления по комплексному развитию методов предиктивного моделирования эволюции плазмы современного токамака, а также создание тестированных в
экспериментах нелинейных численных кодов для отработки штатных и нештатных сценариев разряда в токамаках для практической реализации международного проекта экспериментального термоядерного токамака-реактора ИТЭР.
Связь с государственными планами НИОКР:
Диссертационная работа выполнена в соответствии с планом научно-технических работ, проводимых в Институте ядерного синтеза РНЦ "Курчатовский институт", в соответствии с Координационным планом по Государственной научно-технической программе "УТС и плазменные процессы", а также в соответствии с Федеральной целевой программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР" на 2002-2005 гг. (Постановление Правительства РФ № 604 от 21.08.2001), Федеральной целевой научно-технической программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1999-2001 гг. (Постановление Правительства РФ № 1417 от 01.12.1998) и Федеральной целевой программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1996-1998 гг. (Постановление Правительства РФ № 1119 от 19.09.1996).
Научная новизна:
1. Впервые созданы симуляторы на основе имеющего широкую международную известность программно-вычислительного комплекса ДИНА для предиктивного моделирования эволюции равновесия плазмы токамака ИТЭР со свободной границей во внешних магнитных полях совместно с транспортом энергии и частиц, как в области основной плазмы, так и в области гало. Симуляторы прошли систематическое тестирование на ряде токамаков мира - DIII-D, JT-60U, TCV, MAST, ASDEX-U.
-
Впервые с помощью полномасштабного моделирования продемонстрирована работоспособность системы управления ИТЭР, обеспечивающей подъем тока в плазме, формирование диверторной конфигурации, зажигание термоядерной реакции и поддержание ее горения, снижение тока и гашение термоядерной реакции, вывод тока из полоидальной магнитной системы в сценариях, как с индуктивным, так и безиндуктивным поддержанием тока в плазме.
-
Предложена новая схема управления профилем плазменного тока в процессе его ввода с помощью полоидальной магнитной системы, эффективность которой была подтверждена экспериментами на токамаке DIII-D.
-
Впервые разработан алгоритм и численный код для решения задачи полного восстановления равновесия с учетом распределения тока в области гало. Код использован для исследования эволюции токов гало в экспериментах с потерей устойчивости положения плазмы на токамаке JT-60U, в результате которого получен скейлинг для определения ширины области гало, используемый в предиктивных расчетах сценариев срыва тока в плазме ИТЭР.
-
На примере токамака JT-60U предложена оригинальная методика исследования базы данных для токов гало в плазме с помощью моделирования на основании результатов магнитной диагностики и последующим предиктивным анализом. Эта методика принята к использованию на токамаках JT-60U, DIII-D и MAST.
-
Впервые создана и численно реализована диффузионная модель эволюции токов гало в токамаке, которая использована для предиктивного моделирования срыва плазменного тока в плазме ИТЭР. Создан симулятор для получения равновесной конфигурации плазмы токамака без замкнутых магнитных поверхностей внутри вакуумного объема.
-
Выполнен параметрический анализ поведения плазмы ИТЭР во время срыва плазменного тока и впервые построена диаграмма направления движения плазмы ИТЭР по вертикали.
-
Из анализа экспериментальных данных магнитной диагностики рассчитана критическая величина запаса устойчивости на границе плазмы токамака JT-60U в момент теплового срыва при неуправляемом ее движении по вертикали. Полученный результат впервые предложен для использования в предиктивном анализе процессов срыва тока в плазме ИТЭР.
Результаты исследований легли в основу проектной документации ИТЭР по разделам "Plasma Operation Scenario and Control" и "Plasma Disruptions".
Практическое значение работы:
-
Исследования эволюции плазмы ИТЭР на созданных нелинейных симуляторах внесли определяющий вклад в ряд проектных решений. Показано, что плазма ИТЭР с вытянутостью 1.8ч-1.9 может быть стабилизирована с допустимым уровнем потребляемой мощности полоидальной магнитной системой. Результаты этих исследований вошли в международную базу данных ИТЭР по управлению и срывам плазменного тока.
-
Созданные симуляторы внедрены в комплекс штатных программ на токамаках TCV, JT-60U, MAST и DIII-D для анализа эволюции плазмы в управляемых и неуправляемых разрядах. Предиктивный симулятор используется для отработки системы управления положением и формой плазмы и планирования экспериментов.
-
Предложенная методика моделирования эволюции токов гало с применением результатов магнитной диагностики в плазме токамака на основе разработанных автором новых численных кодов используется для формирования базы данных токамака JT-60U, MAST и DIII-D по токам гало.
Положения, выносимые на защиту:
-
Методика построения кодов специального назначения (симуляторов) на основе плазмофизического комплекса ДИНА для анализа эволюции плазмы в токамаке в процессе управляемых и неуправляемых сценариев.
-
Диффузионная модель эволюции тока гало в плазме токамаке в процессе срыва.
-
Код для решения задачи восстановления магнитной конфигурации токамака по магнитным данным с учетом распределения тока в области гало.
-
Разработка проектных сценариев эволюции плазмы токамака-реактора ИТЭР с учетом управления обратными связями, как в режимах с индуктивным поддержанием тока, так и в режимах с токами увлечения.
-
Исследование эволюции плазмы токамака TCV при неуправляемом ее движении по вертикали.
-
Методика комплексного анализа сценариев срыва тока в плазме токамака-реактора ИТЭР.
-
Методика анализа эволюции гало токов в эксперименте на основе их восстановления по данным магнитной диагностики токамака, скейлинг для расчета ширины области гало.
-
Получение критической величины запаса устойчивости на границе плазмы токамака JT-60U в момент теплового срыва при неуправляемом ее движении по вертикали.
-
Методика построения диаграммы движения плазмы ИТЭР по вертикали во время большого срыва.
Достоверность результатов.
Достоверность результатов исследований базируется на сравнении результатов моделирования эволюции плазмы с результатами экспериментов как в сценариях с управлением формой, положением и током, так и в неуправляемых разрядах в плазме токамаков TCV, DIII-D, JT-60U, MAST, ASDEX-U. Достоверность численных кодов, используемых автором диссертационной работы, проверялась также путем тестирования моделей на известных решениях с помощью других кодов - линейных (CREATE-L, RZIP) и нелинейных (ASTRA, PET, TSC, CORSICA, MAXFEA). Результаты проведенных автором исследований применительно к реактору-токамаку прошли международную экспертизу и включены в базы данных и опубликованные материалы технического проекта ИТЭР.
Апробация.
Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались на научных семинарах в Институте ядерного синтеза РНЦ "Курчатовский институт", ТРИНИТИ, на семинарах Центра исследований по физике плазмы (Лозанна, Швейцария), Лаборатории физики плазмы Принстонского университета (Принстон, США), Центра физических исследование Дженерал Атомикс (Сан Диего, США), Национальной лаборатории Каллэм (Англия), Национального института по атомной энергии JAERI (Нака, Япония), на конференциях по физике плазмы в г. Звенигород, а также на Международных научных конференциях, симпозиумах и совещаниях:
Международные симпозиумы по технологии термоядерного синтеза (SOFT-20, г. Марсель, Франция, 1998; SOFT-21, г. Мадрид, Испания, 2000; SOFT-22, г. Хельсинки, Финляндия, 2002),
6-ое Международное техническое совещание МАГАТЭ по проблеме быстрых частиц и системам с магнитным удержанием плазмы, г. Нака, Япония, 1999,
Международные конференции европейского физического общества по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (EPS-28, г. Мадейра, Португалия, 2001; EPS-29, г. Монтрё, Швейцария, 2002; EPS-30, г. Санкт-Петербург, Россия, 2003; EPS-31, г. Лондон, Англия, 2004; EPS-32, г. Тарагона, Испания, 2005; EPS-33, г. Рим, Италия, 2006; EPS-34, г. Варшава, Польша, 2007),
Международные конференции МАГАТЭ по термоядерной энергии (FEC-17, г. Иокогама, Япония, 1998; FEC-18, г. Соренто, Италия, 2000, FEC-20, г. Виламура, Португалия, 2004; FEC-21, г. Ченду, Китай, 2006),
Международные конференции американского физического общества по физике плазмы (APS-34, г. Сиэтл, США, 1992; APS-35, г. Сан-Люис, США, 1993; APS-36, г. Минеаполис, США, 1994; APS-37, г. Луисвилл, США, 1995),
9-я Международная конференция по применению систем управления (IEEE Control Applications, г. Анкоридж, США, 2000),
Международные совещания по МГД, управлению и срывам (MHD ITPA Topical Group в 1998-2005 гг.).
Публикации.
По результатам диссертационной работы опубликовано 34 печатных работы, из которых 18 представлены в ведущих отечественных и зарубежных журналах: Физика плазмы; Вопросы атомной науки и техники, серия: Термоядерный синтез; Journal of Computational Physics, Nuclear Fusion; Plasma Devices and Operations; Plasma Physics Controlled Fusion; Fusion Engineering And Design; Journal of Plasma and Fusion Research, а основная часть остальных опубликована в трудах международных конференций. Список публикаций приведен в конце автореферата.
Структура и объем диссертации.
Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения и списка цитируемой литературы из 205 наименований. Работа содержит 249 страниц, включает 120 рисунков и 5 таблиц.
