WWW.DISSERS.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

загрузка...
   Добро пожаловать!

Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 |

Моделирование системы магнитного управления в омическом сценарии разряда начинается по окончанию формирования лимитерной плазменной конфигурации на внешнем обводе вакуумной камеры и током Ip ~ 50 кА. В соответствии с программным сценарием на момент t 0,18 сек формируется диверторная конфигурация с плазменным током 430 кА. Проектного значения Ip = 750 кА ток плазмы достигает на момент t ~ 0,3 сек. Моделирование омического сценария проводилось при использовании разных инженерных моделей переноса энергии. Стабилизация вертикального положения плазмы обеспечивалась обмоткой HFC, источником питания которой служит инвертор напряжения, работающий в автоколебательном режиме с частотой до 1 кГц и амплитудой напряжения 360 В. Управление током и формой плазмы поддерживается токами остальных обмоток. На Рис. 9 приведены ошибки (отклонения от программы) управляемых параметров на лимитерной стадии.

Рис. 9. Ошибки управляемых параметров err(g5), err(K), err(Zax) и err(Ip) на лимитерной стадии подъема тока

После формирования диверторной конфигурации управление передается «диверторному» регулятору, на вход которого подаются ошибки управляемых параметров диверторной стадии. Поведение ошибок пяти зазоров на диверторной фазе показано на Рис. 10. Точность отработки регулятором программных задающих воздействий по зазорам составляет примерно 1 см, причем в стационарном режиме точность достигает нескольких миллиметров. Программа поддержания тока плазмы на этой фазе выполняется с точностью нескольких кА. Моделирование системы магнитного управления было проведено также в разряде с дополнительным нагревом плазмы. По достижению стационарного значения тока плазмы включалась мощность ВЧ - нагрева. За времена порядка нескольких E температура плазмы возрастает и наблюдается значительный рост бутстреп-тока до 200 кА. На стационарной стадии разряда с ВЧ - нагревом регулятор отрабатывает программные значения зазоров g1-5 с точностью 1 см.

Рис. 10. Ошибки пяти зазоров err(g1-5) на диверторной стадии в омическом режиме

Программное значение тока плазмы на этой фазе поддерживается с точностью до нескольких кА. Хотя по сравнению с омическим разрядом, параметры плазмы в стационарной стадии разряда значительно отличаются, один и тот же «диверторный» регулятор обеспечивал управление с высокой точностью в обоих случаях. Это свидетельствует, что используемые регуляторы обеспечивают достаточные запасы устойчивости замкнутой системы управления при численном моделировании. Реализация системы в физическом эксперименте может потребовать расширения запасов устойчивости, т.к. в модели токамака невозможно предусмотреть всех неопределенностей реального объекта.

Результаты Главы 3 показали, что разработанные сценарии разрядов в КТМ обеспечивают развитие разрядов в соответствии с поставленными задачами, учитывая электромагнитные параметры полоидальных обмоток. Созданные сценарии разряда служили основой при разработке системы магнитного управления плазмой токамака КТМ и моделировании ее работы. Регуляторы обеспечили высокую точность стабилизации параметров плазмы, и токи в обмотках не превышали наложенных ограничений.

Четвертая глава посвящена исследованию стационарных объемных источников нейтронов на базе токамака. Создание токамака JUST-T (R=2 м, A = 2 и = 1,7), работающего в стационарном режиме и обеспечивающего плотность потока 14 МэВ нейтронов на внутреннюю стенку бланкета n0,3 МВт/м2, позволит применить его для трансмутации, т.е. превращения минорных актинидов из отработанного топлива тепловых реакторов в короткоживущие изотопы путем обработки потоком нейтронов. Излагается сценарий двух - ступенчатого индукционно-неиндукционного выхода на стационарную стадию развития разряда в токамаке. Показано, что применение соленоида - стартёра, предполагающего использование запаса полоидального потока без перемагничивания ЦС, обеспечит подъем тока плазмы до 40% от минимального уровня Ip,min, необходимого для удержания энергии -частиц в плазме. На окончании индукционной стадии подъема тока плазмы формируется диверторная конфигурацию с Х-точкой в нижней части вакуумной камеры.

Дальнейшее наращивание тока плазмы и его квазистационарное поддержание предлагается осуществлять неиндуктивно бутстреп-током и токами увлечения, генерируемых тангенциальной инжекцией нейтрального пучка (NBI – Neutral Beam Injection) атомов дейтерия. Приводится математическое описание физических процессов, сопровождающих инжекцию пучка быстрых нейтралов в плазму, и численных моделей для расчета профиля поглощения пучка нейтральных атомов в плазме, вычисления функции распределения быстрых ионов, расчета токов увлечения. Исследована зависимость эффективности генерации токов увлечения от энергии горячих нейтралов и температуры фоновой плазмы. Эффективность генерации тока NB пучком нейтральных атомов дейтерия Ab=2 c энергией Eb и прицельным параметром в плазме с температурой Te и плотностью ne и эффективным зарядом ионов Zeff можно оценить по формулам:

,

где,

и.

Множитель учитывает влияние запертых электронов на величину тока. Величина относительная скорость нейтралов пучка, и - параметр рассеяния. Коэффициент Abd= 0,11А/Вт. Величина fs определяет долю нейтрального пучка, прошедшего сквозь плазму без поглощения. Для выражения справедлива приближенная формула:. При характерных значениях параметров плазмы ne=11020м-3, Te=6 кэВ, Zeff=1,5 и энергии пучка Eb=140 кэВ имеем эффективность генерации 0,087 А/Вт. При фиксированном значении параметра y эффективность генерации тока в D-T плазме максимальна при некотором значении xmax(y)= 2,21, что соответствует энергии атомов пучка, равной примерно 600 кэВ. Максимум функции, в которой присутствует зависимость от энергии пучка, довольно пологий. Значения этой функция лишь на 10% меньше максимального, начиная с энергии пучка 260 кэВ. При мощности нейтральной инжекции 45 МВт обеспечивается неиндукционный сценарий подъема и поддержания тока плазмы при заданном уровне нейтронной нагрузки на внутреннюю стенку бланкета n 0,3 МВт/м2. Показано, что при токе плазмы Ip =Ip, = 4,5 MA, необходимом для удержания -частиц в плазме, и факторе улучшения удержания HIPB98(y,2) = 1,6 доля бутстреп-тока fbs 0,5. Эффективность генерации тока NB ~ 0,05 А/Вт. Достигается неиндукционный режим поддержания тока fBS + fNB=1.

Изучался вопрос увеличения нейтронного выхода за счет D-T реакций на пучке. Сечение ядерных взаимодействий быстрых дейтонов с ядрами трития может быть значительно больше сечения DT-реакций максвелловской плазмы. Поскольку вероятность реакций на пучке пропорциональна плотности ядер трития, было решено увеличить концентрацию трития до 70%, чтобы максимально использовать вклад данного эффекта в суммарный нейтронный выход. Показано, что эффективность генерации нейтронов на пучке Pnbeam/PNB составляет 0,5.

Исследовалось влияние профиля плотности плазмы на параметры в стационарной стадии разряда. Расчеты показывают (Рис. 11), что для профиля плотности без пьедестала обеспечивается плотность потока 0,42 МВт/м2, тогда как при плоском профиле он снижается до величины 0,29 МВ/м2.

Рис. 11. Зависимость тока плазмы Ip, тока увлечения INB, бутстреп-тока Ibs и уровня удельной нейтронной нагрузки n от величины пьедестала профиля плотности плазмы

По мере уплощения профиля плотности плазмы все представленные параметры: бутсреп-ток Ibs, ток увлечения INB и ток плазмы Ip снижаются на (20-25) %.

Влияние внутренних транс-портных барьеров учитывалось в рамках двухпараметрической модели путем задания: а) положения барьера через нормализованный радиус ITB, и б) увеличения коэффициента теплопроводности ITB в области сильной турбулентности. Исследования выполнены при заданном положении барьера ITB и изменяющимся факторе ITB, а также при заданном ITB и изменяющимся положении барьера ITB. Энергия пучков нейтралов полагалась равной 140/300 кэВ, с мощностями – 25/20 МВт. Профиль плотности - параболический без пьедестала n(0):nb=1:0,1.

Влияние увеличения коэффициента теплопроводности ITB изучалось при заданном положении барьера ITB=0,6. На Рис. 12 видно возрастание плотности бутстреп-тока jbs слева от барьера и снижение справа, а плотность токов увлечения jNB монотонно снижается с ростом параметра ITB. Снижение тока плазмы Ip при увеличении ITB вызвано уменьшением плотности бутстреп-тока на периферии плазмы. Это ведет к уменьшению энергетического времени E, средних температур и температуры на периферии шнура, и вызывает уменьшение плотности нейтронного потока n на 20 %.

Изучение влияния положения транспортного барьера проводилось в диапазоне (0,51) значений параметра ITB при заданном коэффициенте увеличения теплопроводности ITB =3.

Рис. 12. Профили плотностей тока плазмы jp, токов увлечения jnb, бутстреп-тока jbs и плотности плазмы ne при различных значения фактора ITB

Смещение положения транспортного барьера в направление магнитной оси ведет к уменьшению бутстреп-тока Ibs и токов увлечения INB в периферийной области из-за снижения температуры и ее градиента с внешней стороны барьера. При дальнейшем смещении барьера к центру шнура ITB (от 0,7 до 0,5) наблюдается рост бутстреп-тока Ibs и токов увлечения. При ITB 0,7 достигается минимум тока плазмы, что влечет минимум энергетического времени E, и средних температур плазмы. Зависимость нейтронного выхода n от положения транспортного барьера также немонотонная, но достаточно слабая (~10%).

Результаты Главы 4 показали, что при использовании инжекции быстрых атомов дейтерия достигается стационарный режим работы токамака JUST-T с неиндукционным поддержанием тока плазмы, выше уровня, необходимого для удержанию -частиц в плазме. Удельная мощность нейтронного потока n превышает величину 0,34 МВт/м2, требуемую для нейтронного источника.

В Заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы:

  1. Созданы программные модули расчета коэффициентов переноса для кода ДИНА, использованные при моделировании и анализе сценариев разрядов в токамаке КТМ.
  2. Разработаны и прошли тестирование на установке TCV «Simulink-модели плазмы токамака» на основе кода ДИНА с включением в комплекс «компьютерный токамак» для задач управления плазмой токамака. Результаты тестирования показали приемлемое согласие с данными экспериментов и восстановительного кода LIUQE.
  3. Создана методика подготовки сценариев разрядов в токамаке. Методика применена при разработке сценариев разрядов в токамаке КТМ. Проведены расчеты сценариев разрядов в токамаке КТМ с использованием различных моделей расчета переноса. Тестирование системы магнитного управления плазмой в токамаке КТМ показало ее работоспособность в численном моделировании. Результаты, полученные автором по разработке сценариев разрядов, включены в материалы проектной документации токамака КТМ.
  4. Расчеты сценария работы токамака JUST-T показали, что достигается стационарная стадия развития разряда с неиндукционным поддержанием тока плазмы и удельной мощностью нейтронного потока n выше 0,3 МВт/м2, что достаточно при использовании JUST-T в качестве объемного источника нейтронов в целях трансмутации. Результаты, полученные в процессе разработки сценариев разряда токамака JUST-T – неиндуктивное поддержание тока, использование комбинации пучков горячих нейтралов, исследование влияния профилей плотности плазмы и т.п. могут использоваться при проектировании термоядерных установок - токамаков следующего поколения.

Основные результаты работы изложены в следующих публикациях:

  1. Raju D., Dokuka V.N., Favez J.-Y., Khayrutdinov R.R. et al. DINA simulations of TCV Electron Cyclotron Current Drive and Heating // Proc. 29th EPS Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 17-21 June 2002. Montreux. ECA Vol. 26B, P-2.082.
  2. Lukash V.E., Raju D., Dokuka V.N., Favez J-Y. et al. DINA simulations of TCV electron cyclotron heating discharge // Fusion Eng. and Design. - 2003. -Vol. 66-68 - P. 767-770.
  3. Khayrutdinov R.R., Lister J.B., Dokuka V.N., Duval B.P. et al. An Open Architecture Version of the DINA 1.5D Simulation Code // Proc. 30th EPS Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 7-11 July 2003. St-Petersburg. ECA Vol. 27A, P-3.163.
  4. Lukash V.E., Lister J.B., Dokuka V.N., Khayrutdinov R.R. et al. Simulation of TCV Equilibria Evolution using the DINA Code // Proceeding in 30th EPS Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 7-11 July 2003. St-Petersburg. ECA Vol. 27A, P-3.124.
  5. Degeling A.W., Martin Y.R., Lister J.B., Dokuka V.N. et al. Magnetic triggering of ELMs in TCV. // Plasma Phys. Control. Fusion. - 2003. - Vol. 45 - P. 1637 - 1655.
  6. Лукаш В.Э., Докука В.Н., Хайрутдинов Р.Р. Программно-вычислитель-ный комплекс ДИНА в системе MATLAB для решения задач управления плазмой токамака // ВАНТ. Cер. «Термоядерный синтез». - 2004. - вып. 1. - С. 40 - 49.
  7. S.H. Kim, Cavinato M., Dokuka V.N., Khayrutdinov R.R. et al. Comparing magnetic triggering of ELMs in ASDEX Upgrade and TCV with DINA-CH tokamak simulator // Proc. 33th EPS Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 27 June – 1 July 2005. Tarragona, P2-072.
  8. Lister J.B., Dokuka V.N., Khayrutdinov R.R., Lukash V.E. et al. Evolution of the DINA-CH tokamak full discharge simulator // Fusion Eng. аnd Design. - 2005. - Vol. 74. - P. 633 - 637.
  9. Korotkov V.A., Azizov E.A., Cherepnin Yu.S., Dokuka V.N. et al. KTM Tokamak Conceptual Design and Basic Parameters // Fusion Engineering and Design. 2001. – Vol. 56-57. P. 831 – 835
  10. Azizov E.A., Barkalov A.D., Gladush G.G., Dokuka V.N. et al. Control of the Plasma Fluxes into the Divertor Region of the Tokamak KTM // Proc. 19th IAEA Fusion Energy Conference, 14 - 19 Oct. 2002. Lyon. France. FT/P2-12.
  11. Dokuka V.N., R.R. Khayrutdinov. Use of DINA code for testing controllers for KTM device in the framework of Matlab-Simulink environment // Proc.
    Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 |






© 2011 www.dissers.ru - «Бесплатная электронная библиотека»