ФИЗИКА ПЛАЗМЫ, 2010, том 36, № 5, с. 403-412
= ТОКАМАКИ
УДК 533.93.932;533.9.082.74
ДИНАМИКА ЭЛЕКТРОННОЙ ТЕМПЕРАТУРОПРОВОДНОСТИ В РЕЖИМЕ С УЛУЧШЕННЫМ УДЕРЖАНИЕМ ЭНЕРГИИ ПРИ НИЖНЕГИБРИДНОМ НАГРЕВЕ НА ТОКАМАКЕ ФТ-2
© 2010 г. Д. В. Куприенко, А. Б. Алтухов, А. Д. Гурченко, Е. З. Гусаков, М. Ю. Кантор, С. И. Лашкул, Л. А. Есипов
Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН, Санкт-Петербург, Россия Поступила в редакцию 15.04.2009 г. Окончательный вариант получен 23.07.2009 г.
Исследована динамика электронного теплового переноса в режиме с улучшенным удержанием энергии при нижнегибридном нагреве плазмы. Проведены детальные измерения эволюции профилей электронной температуры и плотности в условиях быстрых изменений параметров плазмы. В работе на основе измеренных параметров плазмы приводятся результаты расчета энергобаланса в электронном канале с помощью кода АСТРА. Обнаружена корреляция между динамикой электронного теплового переноса и поведением мелкомасштабной дрейфовой турбулентности, измеряемой корреляционной диагностикой усиленного рассеяния. Подавление теплового переноса и турбулентности согласуется с ростом рассчитанного по экспериментальным данным в неоклассическом приближении шира скорости полоидального вращения плазмы.
1. ВВЕДЕНИЕ
Открытие режима улучшенного удержания на токамаке Л8ЭЕХ [1] привело к серьезному прорыву в развитии физики плазмы токамаков. Обнаруженная возможность значительно снизить коэффициенты переноса и увеличить время удержания энергии в плазме позволила существенно продвинуться к реализации проекта создания действующего термоядерного реактора. Если первые эксперименты с переходом в режим улучшенного удержания были связаны с возникновением транспортного барьера на периферии плазмы (так называемая Н-мода), то впоследствии были обнаружены механизмы подавления аномального переноса благодаря локальному воздействию на профиль распределения плазменного тока (например, с помощью ВЧ-волн или пучков частиц), ведущему в том числе к образованию внутренних транспортных барьеров [2]. Природа подавления переноса в таких режимах, в отличие от классической Н-моды, еще недостаточно хорошо изучена и является предметом исследований на различных плазменных установках.
На токамаке ФТ-2 формирование транспортных барьеров наблюдалось в экспериментах по дополнительному нагреву плазмы с помощью нижнегибридных волн и быстрого подъема плазменного тока [3—5].
В экспериментах с нижнегибридным (НГ) нагревом была продемонстрирована высокая эффективность нагрева ионной компоненты в режимах с мощностью дополнительного нагрева Рьнн = 90 кВт, что связывается с хорошим удержа-
нием высокоэнергичных ионов (Е, > 8 Т), генерируемых НГ-волной в режиме с высоким запасом устойчивости (д ~ 6) [6]. Как показало численное моделирование [7], при большой величине запаса устойчивости (д ~ 6, 1р1 = 22 кА, Б, = 2.2 Т) в сечении плазменного шнура возникают условия для формирования больших радиальных полей Ег > Епео за счет возникающих при взаимодействии с НГ-волной потерь быстрых ионов, находящихся на широких "бананово"-запертых орбитах и в тороидальных пробках [7, 8]. Появление неамбиполярного радиального электрического поля приводит к тому, что прежде запертые на банановых орбитах ионы становятся пролетными, в результате чего время их жизни в плазме существенно возрастает. В результате значительно увеличивается эффективность передачи их энергии основной массе ионов [9].
На токамаке ФТ-2 увеличение радиального электрического поля и его шира приводит к подавлению аномального электронного теплового переноса и возникновению внутреннего транспортного барьера (1ТВ), в области которого наблюдались сильные градиенты на профилях ионной температуры [10] и электронной плотности [2]. В этих экспериментах во время ВЧ-импульса наблюдается дополнительный нагрев электронов, поддерживаемый в течение достаточно длительного времени (~5 мс) после отключения импульса нагрева. Этот факт трудно объяснить, так как при высоких плотностях плазмы непосредственной передачи энергии НГ-волны электро-
нам плазмы не происходит. Качественно в [11] этот эффект объяснялся значительным падением эффективного коэффициента температуропроводности хе в электронной компоненте.
Настоящая работа посвящена дальнейшему исследованию динамики теплового переноса в электронной компоненте в режимах с улучшенным удержанием энергии. Детальное рассмотрение удержания энергии в электронном канале проводится на основе анализа энергобаланса посредством кода АСТРА с использованием измеренных параметров плазмы, в том числе профилей ионной и электронной температуры (T, Te), плотности (ne) и радиационных потерь (/Tad). В работе анализируются результаты эксперимента по дополнительному НГ-нагреву, полученные в условиях повышенной мощности ВЧ-генератора (PLHH ~ 2/OH ~ 160—180 кВт). Динамика электронного теплового переноса сравнивается с поведением микрофлуктуаций плотности и динамикой мелкомасштабной дрейфовой турбулентности, измеряемой корреляционной диагностикой усиленного рассеяния [12, 13].
2. ЭКСПЕРИМЕНТЫ НА ТОКАМАКЕ ФТ-2
Эксперимент с повышенной мощностью дополнительного НГ-нагрева заключался в следующем. В стандартном омическом разряде токамака ФТ-2 (R/a = 55 см/8 см, Ip = 22 кА, B = 2.2 Тл, q = 6) на стационарной стадии разряда (~30 мс) в плазму вводилась ВЧ-мощность на частоте 920 МГц. ВЧ-волна подводилась двухволновод-ным гриллом с внешней стороны тора (продольное замедление N ~ 3), длительность ВЧ-импуль-са составляла 5.5 мс, а уровень мощности находился в пределах ~170—180 кВт. Омическая
центральная плотность (пНГ ~ 3.8 х 1019 см-3) была подобрана таким образом, чтобы достичь максимальной эффективности ионного нагрева при таком уровне мощности. Эти значения оказываются ниже плотности нижнегибридного резонанса, рассчитанной для данных омических параметров плазмы (яНГ ~ (4.3-4.5) х 1019 см-3, Zeff ~ 3).
В этих экспериментах проводились детальные измерения эволюции профилей электронной и ионной температур, плотности и радиационных потерь до и во время ВЧ-нагрева, а также в пост-нагревной стадии. Динамика профилей электронной температуры и плотности измерялась с помощью системы томсоновской диагностики (20 измерительных импульсов с частотой следования 5-7 кГц, с энергией зондирования ~100 Дж в импульсе) [14]. Измерения ионной температуры в центральной части плазменного шнура проводились с помощью сканирующего 5-ти канального анализатора атомов перезарядки, а на перифе-
рии — по доплеровскому уширению спектральных линий ионов. С помощью сканирующего болометра с датчиком на основе пироэлектрического кристалла [15, 16] измерялся профиль мощности радиационных потерь, основной вклад в которые вносит излучение легких примесей [17].
Во время ввода ВЧ-мощности плазменный шнур испытывает на динамической стадии разряда некоторое смещение вдоль большого радиуса. В этом случае наличие двух круглых диафрагм в камере приводит к уменьшению радиуса последней замкнутой магнитной поверхности, которая в омическом режиме практически совпадает с диафрагмой. По этой причине все экспериментальные профили трансформируются в систему координат магнитных поверхностей "г". Расчет топологии магнитных поверхностей проводится на основании интерферометрических измерений плотности плазмы в предположении постоянства электронной плотности на круглой магнитной поверхности с учетом изменения радиуса последней замкнутой магнитной поверхности вследствие движения шнура.
Динамика профилей Ге, Т и пе в системе координат "г" показана на рис. 1. Сплошные кривые соответствуют измерениям в омической части разряда. Последующие профили даны в конце ВЧ-импульса и на постнагревной стадии разряда. Пунктирным прямоугольником на графике Т] показана область спектральных измерений ионной температуры. На графике динамики плотности не приведены усы погрешности измерений, находящейся в пределах 2—4%, поскольку размер усов меньше размера значка.
Падение свечения линии Ир (рис. 2) на фоне растущей плотности указывает на улучшение удержания частиц практически сразу же после старта ВЧ-импульса.
В связи с отмеченным выше быстрым смещением плазменного шнура при ВЧ-нагреве наружу (для центра ~2 см) необходимо ответить на вопрос: в какой степени такое смещение при вводе ВЧ-мощности влияет на наблюдаемую в эксперименте значительную динамику основных параметров плазмы? Для ответа на этот вопрос был проведен эксперимент по сценарию, максимально близкому к эксперименту с ВЧ, но без ввода НГ-мощности. Задача эксперимента — воспроизвести в омическом режиме за счет управляющих полей скорость и величину смещения плазменного шнура наружу при ВЧ-нагреве и сравнить динамику Те, пе, энергобаланса и хе в электронном компоненте плазмы с аналогичными параметрами, определенными в эксперименте с дополнительным ВЧ-нагревом.
При заданных параметрах плазменного шнура (д = 6, а = 8 см) допускалось смещение оси разряда примерно на 1—1.5 см преимущественно по
300 250 « 200 ^ 150 100 50
, 9 К 2
0
400 В300
О
200 100
0
34 г, см
Рис. 1. Эволюция профилей Те, пе и Т\ в эксперименте с НГ-нагревом: омическая стадия (квадраты), перед выключением ВЧ (кружки), через 3 мс после выключения ВЧ (треугольники).
4
6
1
2
5
7
большому радиусу, что в итоге выражается в изменении радиуса последней замкнутой магнитной поверхности. На рис. 3а показано уменьшение этого радиуса в режиме с ВЧ (сплошная кривая) и в режиме со сдвигом без ВЧ (пунктир), а также динамика внутренней индуктивности ^ (рис. 3б) в тех же режимах.
3. МОДЕЛИРОВАНИЕ ДИНАМИКИ ЛОКАЛЬНОГО ЭНЕРГОБАЛАНСА ПРИ НГ-НАГРЕВЕ
Моделирование энергобаланса в электронном компоненте проводилось с помощью кода АСТРА [18] на основании данных измерений электромагнитных диагностик, профилей Те, Т и пе, а также радиационных потерь Ргаё. Локальные данные о радиационных потерях получались путем абе-лизации хордовых болометрических измерений (9 точек на профиле с пространственным разрешением ~2 см).
В расчете полагается, что нагрев электронов производится омическим током, а их охлаждение связано с теплопроводно
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.