ИЗУЧЕНИЕ ПРОСТРАНСТВЕННОЙ СТРУКТУРЫ ВЧ КОЛЕБАНИЙ ПРИ ИЦР НАГРЕВЕ НА УСТАНОВКЕ АМБАЛ-М

Т.Д. Ахметов, В.И. Давыденко, В.Б. Рева, В.Г. Соколов

Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, 630090, Новосибирск, Россия

    На осесимметричной открытой ловушке АМБАЛ-М продолжаются эксперименты [1] по ИЦР нагреву плазмы с помощью антенны типа Нагоя-III, установленной в переходной области между пробкотроном и полукаспом. Волны, возбуждаемые антенной в области сильного магнитного поля, распространяются в пробкотрон, и поглощаются в области циклотронного резонанса.
    Для выяснения эффективности передачи энергии от антенны к плазме и определения зоны поглощения ВЧ волн в плазме важно знать пространственную структуру высокочастотных магнитных и электростатических полей. Эти данные также нужны для сравнения результатов численного моделирования распространения и поглощения волн с экспериментальными. В плазме пробкотрона были проведены локальные измерения спектров и радиальных профилей ВЧ полей с помощью пар магнитных и электростатических зондов, позволявших определять также сдвиг фаз колебаний вдоль магнитного поля. Изучалось также влияние изменения магнитного поля в установке на амплитуду колебаний ВЧ поля на оси установки. Измерения показали, что амплитуда колебаний как азимутального магнитного поля, так и потенциала в пробкотроне максимальна в приосевой области плазмы, и характерная амплитуда колебаний азимутального магнитного поля составляют около 5 Гс, а колебания потенциала имеют величину около 20 В. По измеренному сдвигу фаз между колебаниями азимутального магнитного поля на двух зондах был определен радиальный профиль продольного волнового вектора колебаний.

   Литература

1. Akhmetov T.D.,Belkin V.S., Bender E.D., Davydenko V.I., Igoshin V.G. et al., Experiments on ICRH at the end system of AMBAL-M, "Open Systems 98", Int. Conf. On Open Magnetic Systems for Plasma Confinement, Novosibirsk, July 27-31, 1998, принято к опубликованию в журнале "Fusion technology" (1998).

ИЗМЕРЕНИЕ ФУНКЦИИ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭЛЕКТРОНОВ В ПРОБКОТРОНЕ АМБАЛ-М

Т.Д. Ахметов,  В.И. Давыденко,  С.Ю. Таскаев

Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, 630090, Новосибирск, Россия

    Выполнены измерения функции распределения электронов по продольной скорости в стартовой плазме концевого пробкотрона установки АМБАЛ-М [1]. Для измерений использовался подвижный миниатюрный электростатический энергоанализатор, помещенный внутри изолирующего корпуса из нитрида бора. Выяснено, что в области по радиусу, где протекает значительный продольный электронный ток, функция распределения электронов по продольной скорости имеет вид, близкий к плато в области  энергий 200–300 эВ.

   Литература

1. Ахметов Т.Д., Белкин В.С., Бендер Е.Д., Гилев Е.А., Давыденко В.И. и др., Создание горячей стартовой плазмы в концевой системе АМБАЛ-М. Физика Плазмы, 1997, т. 23, Вып. 11, с. 988.

УДЕРЖАНИЕ  СТОЛКНОВИТЕЛЬНОЙ ТЕПЛОЙ ПЛАЗМЫ ПРИ АТОМАРНОЙ ИНЖЕКЦИИ НА УСТАНОВКЕ ГДЛ.

А.В. Аникеев, П.А. Багрянский, А.А.Иванов, А.Н. Карпушов, А.А.Лизунов, В.В. Максимов

Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, Новосибирск, Россия

    Плазма, удерживаемая в установке ГДЛ состоит из двух компонент. Одна из компонент - столкновительная теплая плазма с температурой около 100 эВ и плотностью (2-6)ґ10¹³см^-3. Для этой компоненты средняя длина пробега относительно рассеяния в конус потерь меньше длины ловушки. Газодинамический режим удержания характерен для этой компоненты. Мощная атомарная инжекция рождает другую компоненту -  популяцию горячих ионов со средней энергией 5-8 кэВ  и плотностью до 10¹³см^-3.
    В ходе экспериментов на установке ГДЛ в 1998 году значительная часть усилий  была сконцентрирована на исследовании взаимной роли продольных и поперечных потерь в теплой столкновительной плазме при ее нагреве атомарной инжекцией. С помощью специальных диагностик показано, что мощность поперечных потерь в 3-4 раза меньше  мощности нагрева теплой плазмы за счет торможения  горячих ионов. Вычисленное на основании этих измерений энергетическое время жизни относительно поперечных потерь превышает 30 бомовских времен. Измеренные продольные потери примерно в 1.5 раза больше расчетных газодинамических. Отличие реальных продольных потерь от расчетных газодинамических обьясняется контактом с газоразрядным источником плазмы, который фуцкционирует во время атомарной инжекции.

ИССЛЕДОВАНИЕ УСКОРЕНИЯ, ПЕРЕРАСПРЕДЕЛЕНИЯ ПРИ ПИЛООБРАЗНЫХ КОЛЕБАНИЯХ И УДЕРЖАНИЯ РЕЗОНАНСНЫХ ПРОТОНОВ ПРИ ИЦН НА TFTR.

А.В.КРАСИЛЬНИКОВ, S.S.MEDLEY ^*, Н.Н.ГОРЕЛЕНКОВ, R.V.BUDNY ^*, D.S.DARROW ^*, A.L.ROQUEMORE ^*

  Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований (ТРИНИТИ), Троицк, Московская область, 142092, Россия
  ^* Princeton Plasma Physics Laboratory, P.O. Box 451, Princeton NJ, 08543, USA

    Созданный в России детектор из природного алмаза (АД) был впервые применён для спектрометрии и мониторинга потока быстрых атомов перезарядки водорода в экспериментах с ионным циклотронным нагревом (ИЦН) на малой добавке водорода в дейтериевой плазме на TFTR. Поведение сильно запертых, резонансных с ВЧ излучением протонов экспериментально исследовалось в спокойной плазме и под влиянием пилообразных колебаний при центральном и не центральном ИЦН. Измеренные с использованием АД энергетические спектры ионов H⁺ дали информацию об эффективности их ускорения и удержания при различных мощностях ИЦН и положениях зоны резонанса. Измеренная динамика потоков атомов перезарядки водорода в сравнении с динамиками потерь быстрых протонов, измерявшихся детекторами неудерживаемых заряженных частиц продемонстрировала, что: во время срыва пилообразных колебаний быстрые протоны перераспределяются из центра плазмы далеко за поверхность q = 1, после перераспределения достаточно далеко от центра плазмы быстые ионы покидают её за счёт стохастической банановой диффузии, в отличие от не сильно запертых быстрых ионов ТAE моды не оказывают существенного воздействия на пространственное и энергетическое распределения сильно запертых быстрых ионов.
 
 

STUDY OF FAST RESONANT PROTONS ECCELERATION, SAWTOOTH INDUCED REDISTRIBUTION AND CONFINEMENT DURING ICRH IN TFTR

A.V.KRASILNIKOV, S.S.MEDLEY ^*, N.N.GORELENKOV, R.V.BUDNY ^*, D.S.DARROW ^*, A.L.ROQUEMORE ^*

Troitsk Institute of Innovating and Fusion Research (TRINITI), Troitsk, Moscow region, 142092, Russia
^* Princeton Plasma Physics Laboratory, P.O. Box 451, Princeton NJ, 08543, USA

    Natural Diamond Detectors (NDD) developed in Russia were for the first time used for fast charge exchange H⁰atom spectrometry and flux dynamic measurements during TFTR H⁺ minority ICRH experiments in deuterium plasma. The behavior of deeply trapped RF - driven H⁺ ions in quiescent plasma and under the influence of sawtooth oscillations during center and off-center ICRH has been studied. H⁺ ion energy spectra measured by NDD has yielded data on: efficiency of H⁺ minority ions ecceleration during ICRH, their confinement at different ICRH powers and resonance layer position. The evolution of hydrogen charge exchange atom flux measured by NDD been compared with fast proton losses measured by escaping charged particle detectors demonstrate that: fast H⁺ ions are redistributing from the plasma core to periphery well beyond the q = 1 surface, been redistributed far enough from plasma center fast ions leave the plasma due to stochastic ripple diffusion, in contrast with non deeply trapped fast ions TAE activity do not essentially affect the spatial and energy distribution of deeply trapped fast ions.
 

РАВНОВЕСИЕ ПЛАЗМЫ В МАГНИТНОМ ПОЛЕ КОЛЬЦЕВОГО ТОКА.

П.А.Попович, *В.Д.Шафранов

*РНЦ “Курчатовский институт”, Москва.
  Московский инженерно-физический институт, Москва.

    Цель работы состоит в исследовании равновесия плазмы в поле кольцевого тока на границе устойчивости желобковых мод. В линейном приближении по кривизне выясняется влияние внешнего поперечного магнитного поля на распределение давления, устойчивое относительно желобковых возмущений. Нулевое приближение соответствует цилиндрически-симметричному равновесию полого плазменного шнура в магнитном поле линейного проводника с током. В этом случае плазменная конфигурация имеет форму полого цилиндра с максимальным давлением на цилиндрической поверхности радиуса r₀. При r<r₀, при произвольном p'(r) >0 плазма устойчива относительно желобковых возмущений, а предельный устойчивый профиль давления при r>r₀ описывается выражением, полученным Б.Б.Кадомцевым [1] для цилиндрического пинча без центрального стержня с током (рис. 1). На большом расстоянии от оси давление описывается зависимостью 1/r^2g. Так как давление плазмы по условию устойчивости должно спадать достаточно медленно, то проблема состоит в том, чтобы уменьшить объем, занимаемый плазмой низкого давления, обеспечив в то же время необходимый перепад давлений плазмы в несколько сотен раз. В цилиндрической конфигурации, не имеющей сепаратрисы, объем плазмы низкого давления получается очень большим.
    В тороидальной геометрии рассмотрена постановка задачи численного нахождения устойчивого распределения давления в области, ограниченной сепаратрисой заданной формы.

      Рис. 1.

1. Кадомцев Б.Б., Вопросы теории плазмы, Т.2, 1965, с.92.

A diagnostic system for  neutron and  gamma-ray spectrometry on FTU tokamak.

D.V. Portnov, Yu.A. Kaschuck, L. Bertalot ^*, B. Esposito ^*

Troitsk Institute of Innovative and Fusion  Research, TRINITI, Troitsk, Moscow reg. 142092, Russia
^*Associazione Euratom-ENEA, C.P. 65, 0044 Frascati(Roma), Italy

    The main purpose of this work was to develop a system able to obtain spectra of neutron and gamma-ray emission with time resolution for different  plasma discharge conditions.
    Gamma-spectra were measured with a NaI scintillation detector  (size 3ўўґ3ўўdiam.). The observed energy range was 0.5MeV-23MeV.  Measurements require unfolding (deconvolution) technique to restore physical spectra from the count distributions. A folding matrix was calculated  for a NaI detector  of this size. Moreover the count distributions can contain significant statistical noise. Therefore the unfolding involves solving of matrix equation of a large size (up to 256ґ256) whose right side is deteriorated with a noise. A method of solution with regularizaton for matrix equations of this kind was developed  and is described here.
    Neutron spectra were measured with two NE213 scintillation detectors (size 2ўўґ2ўўdiam) , in energy range 1.8 - 14MeV. These spectra were restored with the derivative unfolding method (FLYSPEC code).
    The data acquisition system (DAS) was developed in CAMAC-GPIB  standard with LabView control system. The system allowed to measure  spectra in 16 programmable time windows during FTU tokamak discharges. Another DAS feature is the ability to provide fast unfolding of spectra.

СПЕЦИАЛИЗИРОВАННЫЕ ПОТОКОВЫЕ КООРДИНАТЫ ДЛЯ ТОРОИДАЛЬНОЙ ПЛАЗМЫ

В.Д. Пустовитов

Российский Научный Центр "Курчатовский Институт", Москва, Россия

    В теории тороидальных систем с магнитным удержанием плазмы целые разделы формулируются на языке магнитных (потоковых) координат. Одна из координат всегда служит меткой магнитной поверхности, а две других вводятся как некие углы на этих поверхностях. Ввести их, вообще говоря, можно произвольным образом. Естественно, эту свободу следует использовать, чтобы как-то упростить выкладки при специальном выборе координат, учитывающем специфику конкретной задачи. В теории плазмы в конечном итоге широкое хождение получили три типа координат: координаты Хамады, координаты Бузера и координаты с заданным тороидальным углом. Будучи приспособленными к задачам обычной изотропной плазмы, они теряют свои достоинства в более общем случае (например, когда плазмы является анизотропной). При выходе за рамки области их применимости нужно либо обобщение существующих методов либо построение каких-то других координат. Фактически мы снова сталкиваемся с проблемой наилучшего выбора потоковых координат, которая в рамках существующей теории так и не разъяснена до конца. Настоящий доклад посвящен обсуждению этой проблемы в рамках общих МГД моделей. Приложения являются обобщением и расширением подхода, развитого в [1,2].

    Литература.

1. Пустовитов В.Д., Письма в ЖЭТФ, 1997, т. 65, с. 402.
2. Пустовитов В.Д., Физика плазмы, 1998, т. 24, с. 309.

ВОЗМОЖНОСТЬ ПЕРЕИЗЛУЧЕНИЯ ЭНЕРГИИ В ЛИТИЕВОМ ДИВЕРТОРЕ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

А.В.Вертков, ^*В.Е.Жоголев

 Гос. предприятие  “Красная звезда”   , Москва, Россия
 ^*ИЯС, РНЦ  “Курчатовский институт” ,  Москва, Россия

    Рассматривается ситуация, когда параллельно плазменному слою в диверторе по всей его длине располагается литиевая система приема энергии. Найдена зависимость потока испарения лития от величины энергитической нагрузки на приемной поверхности. Показано, что попавший в плазму атом лития до момента ионизации излучает значительно больше энергии чем потенциал ионизации. Сформулировано условие, при котором интенсивности излучения плазмы и поступление в нее пара лития взаимно поддерживают друг друга.   Оно имеет смысл увеличения полной поверхности приема энергии по сравнению с боковой поверхностью плазменного слоя в определенное число раз. Такие режимы привлекательны для термоядерного реактора, так как отличаются большой плотностью вывода энергии по длине диверторного слоя плазмы и равномерным распределением тепловых нагрузок в приемной системе.

РАСЧЕТНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ МАГНИТНЫХ И ДРЕЙФОВЫХ ПОВЕРХНОСТЕЙ В УСТАНОВКЕ ДРАКОН-1

В.В.Кондаков, О.Ю.Мартынов, С.Ф.Перелыгин, В.М.Смирнов

Московский государственный инженерно-физический институт (МИФИ), Москва, Россия

    На кафедре “Физика плазмы” в МИФИ предложен проект исследовательской установки для изучения свойств магнитной системы удержания плазмы ДРАКОН-1 [1]. Магнитное поле установки моделировалось полем, создаваемым 450 тонкими токовыми кольцами, которые равномерно располагались по всей длине геометрической оси системы. Магнитное поле от одного кольца рассчитывалось на основе формулы Био-Савара. Расчет магнитных силовых линий и траекторий заряженных частиц производился методом Рунге-Кутта третьего порядка с автоматическим выбором шага. Для нахождения магнитных и дрейфовых поверхностей магнитная силовая линия и пролетная заряженная частица совершали 200 оборотов в системе. Погрешность вычисления на одном обходе не превышала 10^-4 см.
    В результате расчетов получены основные параметры магнитной оси - кривизна, кручение, положение относительно геометрической оси, - а также эллиптичность магнитных поверхностей вблизи магнитной оси. Эллиптичность магнитных поверхностей в прямых участках и в четвертьторах близка к 1, в винтовых частях КРЭЛов происходит рост до значения 1.3. Показано, что сильная стохастизация магнитных поверхностей, когда толщина стохастического слоя превышает 10^-1 см (что на порядок больше величины погрешности при вычислении силовой линии на 200 оборотах), начинается при a₀»0.78r₀, где a – метка магнитной поверхности (расстояние до магнитной оси в центре прямого участка), r₀ - радиус колец в прямых участках. Статистические сбои витков по положениям их центров и ориентации выявили устойчивость магнитных поверхностей в следующих пределах: амплитуда статистического разброса центров витков 10^-2r₀ приводит к стохастизации при a₀»0.67r₀, амплитуда 10^-3r₀ приводит к стохастизации при a₀»0.75r₀, амплитуда 10^-4r₀ не влияет на положение стохастического слоя; амплитуда статистического разброса ориентации витков 0.1% приводит к стохастизации при a₀»0.69r₀, амплитуда 0.01% приводит к стохастизации при a₀»0.75r₀, амплитуда 0.001% не влияет на положение стохастического слоя. Кроме того статистические сбои витков приводят к увеличению толщины стохастических слоев. Аналогичные данные получены для дрейфовых поверхностей.
    Так как  предполагается, что основная реакция будет проходить в прямом участке, то были исследованы заряженные частицы, удерживаемые в нем. Конус потерь для частиц, стартующих с геометрической оси, составил 51°, при этом пролетными являются частицы, стартовавшие под углом не более 18° к направлению магнитного поля. Показано, что частицы, стартовавшие под углами 18° - 51° к направлению магнитного поля, возвращаются в прямой участок, отразившись от магнитного барьера внутри КРЭЛа. При этом они испытывают в нем нескомпенсированный дрейф. Для уменьшения числа таких частиц в граничных с КРЭЛами витках прямых участков (0.2 длины прямого участка) был увеличен ток. При этом на концах пробкотронов значение магнитной индукции сравнялось со средним значением поля в КРЭЛах. Это привело к уменьшению конуса потерь до 37°.
    Работа поддержана грантом для молодых специалистов и аспирантов в рамках подпрограммы "УТС и плазменные процессы".

    Литература:

1. Перелыгин С.Ф. Альтернативная термоядерная установка типа ДРАКОН. М.: МИФИ, репринт/МИФИ.021-96, 1996.-20 с.

STUDIES OF CARBON PELLET INJECTION INTO WVII-AS PLASMAS

V. Yu. Sergeev, B. V. Kuteev, S. M. Egorov, ^* L.Ledl, ^* R. Burhenn and the WVII-AS team

State Technical University , Politekhnicheskaya 29, St. Petersburg, 195251 Russia
^* Max Planck Institut fur Plasmaphysik, EURATOM Association, Boltzmannstrasse 2, Garching, 85748  Germany

    Interaction of impurity pellets with stellarator plasma is interesting for the plasma diagnostics and impurity transport. This paper presents results of carbon pellet injection experiments aiming on detailed pellet ablation studies.
    In experiments, spherical carbon pellets of 0.3-0.4 mm sizes and 200-400 m/sec velocities were injected into the direction of plasma core. Plasma was heated by ECR radiation with 0.2-1.2 MW power. Pellet ablation rate profiles were measured using the pellet cloud CII light. Measurements were done from two sights of view that improved connection of the real pellet trajectory with the magnetic flux map.
    Measured profiles of the carbon ablation rate were compared with those predicted by means of the neutral shielding model. It was observed a different behaviour of the pellet ablation on the discharge scenario. In so-called “B-max” regime, where the local maximum of the magnetic field exists in the launching position of ECR heating, reasonable agreement between measured and simulated profiles of the pellet ablation rate was found. Fairly good agreement of these profiles was observed in the EC current drive regime as well. In contradiction, the measured ablation rate values in outer part of the plasma column enhanced up to 2-3 times those simulated by the model in the “standard” magnetic configuration where a local minimum of the magnetic field exists in the launching position of ECR heating. Dependence of this phenomenon on the plasma density and heated power is presented. The reason of the “enhanced” ablation is not clear yet. Some ideas such as ablation due to suprathermal electrons and possible cluster mechanism of ablation are being discussed.
    Spikes on temporal evolution of electron cyclotron radiation ECE on second harmonic of w_ce were observed during pellet injection. Estimations shown that the spikes could be connected with special geometry of the carbon pellet injector and the ECE diagnostics on WVII-AS. The dense electron tail of pellet cloud might produce a «cut-off» effect along a sight of view of ECE antenna which was situated nearby the impurity pellet injector.

НАДТЕПЛОВЫЕ ЭЛЕКТРОНЫ В РАЗРЯДАХ ТОКАМАКА С ВЫСОКОЙ ПЛОТНОСТЬЮ.

А.Ю.Кострюков, Б.В.Кутеев

С.-Петербургский Государственный Технический Университет, С.-Петербург, Россия

    Рассмотрен эффект роста числа надтепловых электронов в разрядах токамака с многократной инжекцией топливных таблеток. В таких разрядах плотность постепенно повышается а температура падает. При этом классическая генерация убегающих электронов [1] подавляется сразу же после начала инжекции. Однако, с другой стороны, ожидается лавинообразное нарастание числа надтепловых электронов, появляющихся в результате близких столкновений тепловых электронов с релятивистскими убегающими электронами [2-4]. Данный эффект лишь усиливается с ростом плотности и падением температуры.
    Моделирование параметров разряда с ростом плотности от 0.3ґ10¹⁴ см^-3 до 1.0ґ10¹⁴ см^-3 и температурой, падающей от 700 эВ до 400 эВ в течение 1 секунды стационарной стадии, (средние параметры, типичные для современных токамаков) предсказывает рост числа надтепловых электронов в 3 раза. Для экспериментального наблюдения надтепловых электронов, помимо HXR сигнала, могут быть использованы фотографии самих испаряющихся топливных макрочастиц. В отличие от тепловых электронов, поток надтепловых электронов достигает поверхности макрочастицы, не ослабляясь. В результате даже небольшой поток надтепловых электронов может значительно усилить испарение макрочастицы и ее тороидальное ускорение [5]. Пучки надтепловых электронов могут быть зафиксированы как всплески испарения макрочастицы и перегибы ее траектории. При многократной инжекции следует ожидать последовательного уменьшения глубины проникновения макрочастиц и увеличения кривизны траектории.

    Литература

1. Dreicer, H., Phys. Rev., 115(2), (1959), 238.
2. Sokolov, Yu.A., JEPT Lett. 29 (1979) 244.
3. Jayakumar, R., Fleischmann, H.H., Zweben, S.J., Phys. Let. A 172 (1993) 447.
4. Connor, J.W., Hastie, R.J., Nucl. Fusion 15 (1975) 415.
5. Kuteev, B.V., Nucl. Fusion 35 (1995) 431.

РЕЖИМЫ С УЛУЧШЕННЫМ УДЕРЖАНИЕМ ЭНЕРГИИ ПРИ D2 ПЕЛЛЕТ-ИНЖЕКЦИИ В ПЛАЗМУ ОКАМАКА Т-10 С ДОПОЛНИТЕЛЬНЫМ ЭЦР-НАГРЕВОМ.

Ю.Н. Днестровский, В.С. Заверяев, Н.В. Иванов, А.М. Какурин, Н.А. Кирнева, Д.А. Крупин, С.В. Крылов, Т.Б. Мялтон, Ю.Д. Павлов, С.В. Поповичев, М.Б. Сафонова, С.В. Черкасов, С.А. Шибаев.

ИЯС РНЦ "Курчатовский Институт", Москва, Россия.

    Во время экспериментальной кампании 1998г. на установке Т-10 была проведена серия экспериментов с инжекцией дейтериевой пеллеты. Основные параметры плазмы в этих режимах были: I_p»300 kA,  n_e»3Ч10¹³ см^-3, P_ECRH»300 ё 500 кВт. Скорость пеллеты была ~ 1 км/сек. Основная часть пеллеты испарялась в окрестности радиуса r » 0.7a_L, увеличивая среднюю плотность плазмы на 0.2 ё 1Ч10¹³ см^-3 (в зависимости от размера пеллеты). Инжекция проводилась как во время импульса ЭЦР-нагрева, так и непосредственно перед ним. Основными следствиями пеллет-инжекции явились:
    1. Резкое изменение профиля плотности плазмы после пеллет-инжекции (показатель квадратичной параболы изменялся с ~ 2 , что характерно для профиля плотности в обычных режимах  Т-10, на ~ 4). При этом обострённый профиль сохраняется в течении всего гиротронного импульса.
    2. Увеличение внутренней индуктивности шнура l_i, что свидетельствует об обострении профиля тока.
    3. Увеличение ионной температуры T_i по сравнению с температурой ионов в режимах с такой же плотностью плазмы, но получаемой простым напуском газа, а не пеллетой.
    4. Уменьшение величины Z_eff.
    5. Снижение уровня МГД-активности и шумов плазмы на более высоких частотах.
    6. Увеличение энергетического времени жизни t_Е по сравнению с временем жизни при допнагреве без пеллеты.
    Возможным объяснением наблюдаемых экспериментальных результатов может быть образование транспортного барьера в плазме при пеллет-инжекции во время ЭЦР-нагрева.

ИССЛЕДОВАНИЕ ПОПУЛЯЦИИ БЫСТРЫХ ИОНОВ В РЕЖИМАХ С b ~1 НА УСТАНОВКЕ ГДЛ.

А.В. Аникеев, П.А. Багрянский, А.А. Иванов, А.Н. Карпушов, В.В. Максимов, С.В. Мурахтин, А.Ю. Смирнов^*

Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, Новосибирск, Россия
^*Новосибирский государственный университет, Новосибирск, Россия

    Эксперименты на установке Газодинамическая ловушка (ГДЛ) [1] сфокусированы на изучении различных аспектов физики удержания плазмы, необходимых для развития проекта источника нейтронов с энергией 14 МэВ, предложенного в ИЯФ им. Г.И. Будкера. Плазма в ГДЛ состоит из относительно холодной (5-100 эВ) «мишенной» плазмы и быстрых ионов с энергиями 4-18 кэВ, образующихся при инжекции атомарных пучков.
    В работе представлены результаты исследования накопления и релаксации популяции быстрых ионов в режимах с высоким энергосодержанием. Энергосодержание в быстрых ионах составляло 500-700 Дж, их плотность достигала 10¹³ см^-3 при средней энергии ~ 6 кэВ [2]. Исследование энергобаланса быстрых ионов проводилось с применением специального набора диагностик [3]. Для изучения локальных параметров быстрых ионов использовался метод искусственной мишени [4]. Этот метод позволил провести измерения функции распределения по энергии и питч-углу в различных точках по радиусу. Измеренные характеристики быстрых ионов сравнивались с результатами модельных расчетов по методу Монте-Карло [5].
    Изучение энергобаланса быстрых ионов показало, что их релаксация определяется кулоновскими столкновениями в мишенной плазме и перезарядкой на нейтральном газе. Сравнение распределения быстрых частиц по энергиям и питч-углам с результатами модельных расчетов не выявило каких-либо существенных аномалий в поведении быстрых ионов. Этот результат находится в соответствии с результатами, полученными ранее в экспериментах с меньшим энергосодержанием и плотностью быстрых частиц.
    В докладе представлены результаты первых экспериментов по инжекции в ГДЛ пучков атомов дейтерия и измерению распределения нейтронного выхода вдоль установки.

    Литература.

1. A.A. Ivanov, et al., «Experimental study of curvature-driven flute instability in the gas-dynamic trap», Physics of Plasmas, 1(5), 1529 (1994).
2. A.V.Anikeev, et al., «Diagnostics for Measurement of High b Plasma Parameters in the Gas Dynamic Trap», Proc. 1998 Intern. Congress on Plasma Physics combined with the 25^th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, Prague, Czech Republic, June 29 - July 3 1998, Report P1.057 (1998)
3. А.В. Аникеев и др., «Измерения параметров плазмы в газодинамической ловушке при инжекции мощных атомарных пучков.» Физика плазмы. 1994. Т.20 С.192
4. В.И.Давыденко и др., «Измерения параметров быстрых ионов на установке ГДЛ методом искусственной мишени.» Физика плазмы. 1997. Т.23 С.427
5. A.V. Anikeev, et al., «The plasma neutron source simulations in the GDT experiments.» 23^rd EPS Conferense on Controlled Fusion and Plasma Physics (1996, Kiev): Contributed Papers, Part II EPS,1996. P.684

МОДЕЛИРОВАНИЕ  РАЗРЯДОВ  ТОКАМАКА С БЫСТРЫМ  L - H  ПЕРЕХОДОМ.

В.М.Леонов

ИЯС, РНЦ “Курчатовский Институт”, Москва, Россия.

    Переход разряда токамака из режима плохого удержания (L) в режим хорошего удержания (Н) сопровождается быстрым падением свечения спектральной линии Н_a, свидетельствующим об уменьшении потока атомов водорода в шнур и улучшении удержания частиц и энергии в шнуре. Эксперименты с разных установок показывали, что улучшение параметров разряда происходит с характерными временами переноса в токамаке, начинается в периферийных областях шнура и постепенно охватывает весь шнур. Однако в работе [1] были приведены результаты измерения радиального профиля электронной температуры в ходе L-Н перехода, которые показывали, что изменения Те распространяются во внутренние области шнура (до радиусов r/a ~ 0.4) за времена ~5-7 мсек, намного меньшие характерных времен процессов переноса. Были сделаны выводы о нелокальном характере процессов переноса в токамаке и о быстрой перестройке удержания сразу во всем шнуре.
    В данной работе приводятся результаты моделирования конкретных разрядов токамака с быстрым L-H переходом. Проводились одновременные расчеты временной динамики изменения радиальных профилей Т_e, Т_i, n_e с учетом конкретных механизмов подпитки шнура частицами. Показано, что важным источником охлаждения электронной компоненты являются холодные электроны, появляющиеся в плазме при ионизации атомов, подпитывающих плотность. Именно уменьшение источника холодных электронов в шнуре при уменьшении потока атомов в ходе L-Н перехода приводит к изменению баланса энергии электронной компоненты и начинающемуся увеличению Т_е во внешней половине шнура. В центральных областях (r/a<4) основная подпитка  идет за счет нагревного пучка атомов и поэтому эффект не заметен.
    На рис. приведены результаты сравнения временной динамики расчетной Т_е на разных радиусах с поведением экспериментальной Т_е для разряда из работы [1]. Видно хорошее совпадение. При моделировании источника частиц важно учитывать рециклинг атомов на периферии, что приводит к наличию быстрой компоненты атомов, более глубоко проникающей в шнур.
    Т.е. показано, что компонентой, обеспечивающей почти синхронное изменение Т_е на разных радиусах на первых нескольких десятках мсек после L-H перехода, является нейтральная компонента плазмы и что указанные режимы не могут служить доказательством нелокальности процессов переноса в токамаках.

    Литература

1. S.V.Neudatchin et.al //  Preprint JET-P(93)58.

ИССЛЕДОВАНИЕ  ELM  АКТИВНОСТИ  В  ОМИЧЕСКОМ  Н-РЕЖИМЕ  НА ТОКАМАКЕ  Т-11М

Лазарев В.Б.,Алексеев А.Г. Белов А.М., Мирнов С.В.,Семенов И.Б.,Чернобай А.П.

ТРИHИТИ, Тpоицк, Московская обл., 142092, Россия

    Ранее  [1]  на  токамаке Т-11М ( R = 0.7 m, a = 0.2 m ) в лимитерном омическом Н-режиме ( I_p = 90 kA,  B_t = 1.2 T  ) полученном после процедуры боронизации, были обнаружены ELM-подобные колебания, локализованные на краю плазменного шнура, природа которых была не ясна.
    В данной работе представлены результаты экспериментального изучения колебаний локализованных на краю  плазменного шнура в лимитерном омическом Н-режиме на Т-11М. Следует отметить, что эти явления наблюдаются только в Н-режиме.  Мы изучали ELO и МГД активность в омическом Н-режиме при различных параметрах плазмы; средняя электpонная плотность n_e=(1.5 ё 4.5)Ч10¹³ cm^-3 запас устойчивости на диафpагме q(a) = 2.9 ё 4. В этих режимах Н-фактор достигал величин  2-3. Наибольшая амплитуда колебаний наблюдалась при q(a)=3.1. При высокой плотности эти колебания трансформируются в последовательность малых предсрывов. ELM-колебания наблюдались: по увеличению свечения линии D_a вблизи лимитеpа, по колебаниям Vp - напpяжения обхода (на 10 - 20%)  и соответствующего изменения пpоизводной тока плазмы, а также по осцилляциям ECE интенсивности из пеpифеpийной области плазмы и по сигналам от магнитных зондов.  Уровень МГД активности непосредственно после перехода резко падает практически до уровня шумов, затем через 10-20 мс медленно появляется одновременно с ELM- колебаниями, осциллирующяя по амплитуде, мода  m=3.
    Для объяснения природы данного явления предлагается качественная физическая модель, основанная  на предположении взаимодействии между модой  m=3, локализованными в окрестности q=3 поверхности  и гармоникой моды  m=2, вращающихся с различными скоростями, позволяет объяснить многие особенности этих колебаний, наблюдаемые в омическом Н-режиме на токамаке Т-11М.
    В частности, имея в виду эту модель, понятно, что сильная модуляция колебаний Мирнова, есть результат интерференции резонансной  тиринг-моды m=3 с гармоникой m +1, моды m=2, локализованной на поверхности  q=2. Можно предположить, что нелинейная стадия взаимодействия этих мод ответственна за ELM активность.

    Литература.

1. Lazarev V.B., Alekseev A.G., Amosov V.N., Azizov E.A. et al., OH-mode with L-H like transition after boronization in T-11M tokamak, Proc. 15-th IAEA  Inter. Conf. on plasma physics and controlled nuclear fusion , Seville,1994, IAEA-CN-60/A2/A4-P6, V.2, p.45

Применение корреляционных и статистических методов для выделения периодических низкочастотных составляющих сигналов импульсного радара-рефлектометра (ИРР) токамака Т-11М

В. Г. Петров

ГНЦ РФ ТРИНИТИ  142092 Моск. обл., г. Троицк.

    При наличии винтовых возмущений в отражающем слое плазмы спектр сигнала ИРР должен содержать частоты, соответствующие частотам этих возмущений. Из-за нелинейного характера взаимодействия зондирующего излучения с возмущениями в спектре должны присутствовать также и гармоники частот этих возмущений. Кроме того, поскольку отраженная волна дважды проходит сквозь слои плазмы, расположенные до точки отражения, где могут присутствовать винтовые возмущения с другими частотами, очевидно, что спектр сигнала ИРР должен содержать и эти частоты, а также их гармоники. Таким образом, задача выделения и идентификации соответствующих винтовым возмущениям частот в спектре сигнала ИРР оказывается достаточно сложной.
    Для решения данной задачи предложено при обработке сигналов ИРР использовать цифровой аналог синхронного детектирования, а именно — корреляцию сигнала ИРР с “опорными” синусоидальными сигналами. При этом, если сигнал ИРР содержит периодическую составляющую, корреляция его с “опорной” синусоидой также содержит эту составляющую, только “проявленную” лучше. Следовательно, вместо частотного анализа сигналов ИРР можно проводить такой анализ для указанных корреляций. Таким образом задача частотного анализа сигналов ИРР с помощью Фурье-, SVD- или вейвлет-разложения существенно упрощается. Кроме того, метод не исключает применение и обычных средств сглаживания и (или) медианной фильтрации сигнала ИРР. Проведено сравнение результатов анализа данных по предложенной методике с результатами обычного Фурье - анализа.

Изучение динамики потности плазмы на токамаке FTU с помощью двухчастотного лазерного интерферометра.

А.А. Петров, В.Г. Петров, О. Тудиско^*, Л. Ачителли^*, Д. Фриджионе^*

ГНЦ РФ ТРИНИТИ 142092 Моск. обл., г. Троицк.
^*Associazione Euratom-ENEA sulla Fusione, CRE Frascati, CP 6500044, Frascati, Roma, Italy

    В данной работе представлены результаты, полученные с помощью двухчастотного лазерного интерферометра (ДЛИ) на токамаке FTU (Frascati Tokamak Upgrade: B_T<8T, R = 0.935 м, a = 0.3 м, I_p < 1.5 MA). ДЛИ был разработан как альтернативный пятиканальному DCN интерферометру (l = 195 мкм) инструмент для получения надёжной информации о динамике электронной плотности плазмы во время пеллет-инжекции на FTU.
    Приведено краткое описание ДЛИ. Конструктивные особенности токамака FTU,— длинные диагностические патрубки и наличие массивной антивибрационной структуры DCN интерферометра для крепления оптических элементов,— позволили использовать в качестве второго зондирующего излучения для компенсации вибраций излучение He:Ne лазера с длиной волны 0.63 мкм, в то время как основной интерферометр построен на СО₂ лазере с длиной волны 10.6 мкм.
    Для повышения чувствительности в ДЛИ использована двухпроходная схема Маха-Цендера с зондированием по центральной вертикальной хорде, а гетеродинная схема с промежуточной частотой 40 МГц обеспечивает высокое быстродействие.
    Приведены результаты измерений динамики электронной плотности в экспериментах с многократной пеллет-инжекцией и во время срывов. На основе анализа экспериментальных данных ДЛИ и других диагностик проведены оценки времени удержания электронов в плазме FTU. Предложена схема модернизации ДЛИ в многоканальный с целью более детального изучения явлений переноса в плазме FTU.

МОДЕЛИРОВАНИЕ RI-МОДЫ В УСТАНОВКЕ TEXTOR С ПОМОЩЬЮ ТРАНСПОРТНОЙ МОДЕЛИ КАНОНИЧЕСКИХ ПРОФИЛЕЙ (ТМКП)

Ю.Н. Днестровский, С.В. Черкасов, С.Е. Лысенко, ^*А. Мессиан, ^*Дж. Онгена, К.Н. Тарасян

РНЦ “Курчатовский Институт”, Институт Ядерного Синтеза, Москва, Россия
^*Лаборатория Физики Плазмы, Королевская Военная Школа, Брюссель, Бельгия

    Новый режим с улучшенным удержанием (RI-мода) был получен на токамаке TEXTOR при напуске примесей Ne или Ar [1]. Для моделирования RI-моды используется ТМКП. В новой версии модели [2] система транспортных уравнений дополнялась дифференциальным уравнением для канонического профиля. Граничные условия для этого уравнения содержат вторую производную полоидального магнитного поля, в результате чего решения транспортных уравнений сильно зависят от граничных параметров. Инжекция примесей приводит к увеличению излучения, что уменьшает тепловой поток на границе и значение граничной температуры. В [2] по новой версии ТМКП моделировались переходные процессы в установках TEXT, TFTR и JET. В настоящем докладе результаты расчетов сравниваются с экспериментальными данными установки TEXTOR. Показано, что новая версия ТМКП количественно описывает следующие особенности RI-моды:

• удержание улучшается после инжекции примесей и соответствующего увеличения мощности излучения, до 70-90% от полной вложенной мощности;
• энергетическое время жизни t_E увеличивается с ростом плотности плазмы;
• t_E слабо зависит от тока по сравнению с линейной зависимостью в обычной L-моде;
• рассчитанные значения t_E и полного энергосодержания плазмы близки к экспериментальным;
• пикированность профилей электронной и ионной температуры, а также плотности возрастает с ростом излучения.

1. Messiaen A.M., Ongena J., et al., Comment Plasma Phys. Contr. Fusion, 1997, 18, 221.
2. Dnestrovskij Yu.N., et al. Nucl. Fusion, 1998, 38, 373.

ЭКСПЕРИМЕНТЫ С ЛИТИЕВОЙ ДИАФРАГМОЙ НА Т-11М

Э.А Азизов, А.Г. Алекиеев, В.Н. Амосов, А.М. Белов, В.Б. Лазарев, С.В. Мирнов, В.Г.Петров, Н.П. Петрова, С.М. Сотников, С.Н. Тугаринов, А.П. Чернобай, В.А.Евтихин^*, И.Е.Люблинский^*, А.В.Вертков^*

ТРИНИТИ,Троицк, Московской области 142042, РФ.
^* “Красная звезда” - “Прана центр”, Москва, РФ.

    Высокие значения z_eff в современных токамаках (2-3) слишком велики для токамака - реактора. Одним из путей его снижения может стать переход на материал с меньшим z в качестве материала диафрагмы - диверторной пластины. В качестве такого материала сегодня используется Ве. Следующим материалом в этом ряду может стать литий. Пеллет-инжекция лития успешно использовалась в экспериментах на TFTR. Применение лития в качестве диафрагмы или диверторной пластины токамака затруднено тем, что в условиях реактора литий должен находиться в жидкой фазе и, соответственно, может разбрызгиваться в процессе разряда. Чтобы избежать этого, ране [1] был предложен вариант контактной поверхности на основе капилярно-пористой структуры, заполняемой литием. Такая структура была успешно испытанана плазменных ускорителях ТРИНИТИ [1], позволяющих иммитировать срыв в токамаке с нагрузкой до 3 Мдж/м² длительностью 500 мкsek.
    Следующим этапом должно было стать испытание такой структуры в качестве диафрагмы реального токамака. Цель подобных испытаний - интегральная оценка эрозионных процессов, возникающих вследствие:

1. взаимодействия жидкий металл - плазма,
2. униполярных дуг,
3. химического распыления.

    Литература.

1. Евтихин В.А. и другие. Proc/16 In + Conf. on Fusion Energy. Montocal 1996 IAEA Vienna 1997 v3 p659.

ДИНАМИКА РАЗВИТИЯ СРЫВА В УСЛОВИЯХ ОБРАТНОГО ШИРА НА TFTR.

B.Б. Семенов, С.В.Мирнов, ^*В.А. Вершков, ^*П.А. Саврухин, ^**К. Макгвайр, ^**М.Белл, ^**Э.Фредриксон, ^**М.Окабаяши, ^**Г.Тейлор, ^**Л. Захаров

   Тринити. Троицк 142092 Моск.обл.РФ.
  ^*РНЦ”Курчатовский институт 123182 Москва РФ.
^**Принстонская лаб. Физики плазмы. Принстон NI08543 USA

    В работе анализируются условия, возникающие в плазменном шнуре накануне и в процессе срыва в режиме с обратным широм. Рассмотрены: поведение ЕСЕ эмиссии и магнитных возмущений с помощью магнитных зондов. Показано, что срыв идет аналогично срыву в условиях положительного шира с той лишь разницей, что в условиях положительного шира основные события развиваются вблизи q(r_s) =1, а в условиях отрицательного - вблизи q_min=2. Отчетливо видно развитие идеальной винтовой неустойчивости m=2/n=1, переходящей в развитие магнитного острова (“мост”) объединяющего центр и край шнура. Возможно, что этот остров - “положительный” магнитный остров, развивающийся в условиях малого шира.

 МГД -ПРЕДЕЛЫ ТОКАМАКОВ СЕГОДНЯ

С.В.Мирнов

ТРИНИТИ, Тоицк, Моск.обл., 142092, РФ.

    МГД - пределы фактически определяют рамки существования устойчивых разрядов в токамаках. На протяжении последних шести лет эти пределы постепенно уточнялись под влиянием экспериментов на больших токамаках. Работа проводилась в рамках экспертной группы проекта ИТЭР: срывы, контроль, МГД-явления. В сообщении суммируются ее результаты. В окончательном виде они будут сформулированы в сборнике: “Физическая база ИТЭРа”. Речь идет о пределах по току (q), по плотности, по бете. Обсуждается физическая природа ограничений и возможные эксперименты по ее уточнению.