Название:Разработка расчетно-экспериментальной модели плазмы-мишени прототипа компактного термоядерного источника нейтронов
Грантодатель:Гранты РНФ
Область знаний:02 - Физика и науки о космосе
Научная дисциплина:02-501 - Физика высокотемпературной плазмы и УТС
Ключевые слова:Гибридный реактор, термоядерный источник нейтронов, сферический токамак, диагностика плазмы, нейтральная инжекция
Тип:исследовательский
Руководитель(и):Курскиев,ГС
Подразделения:
Код проекта:17-72-20076
Целью проекта является разработка расчетно-экспериментальной модели плазмы-мишени прототипа компактного термоядерного источника нейтронов (ТИН) на основе базы данных токамаков Глобус-М, -М2. Источник высокоэнергетичных нейтронов (E=14.1 МэВ) с мощностью нейтронного выхода 1 МВт может быть реализован на базе токамака с малым аспектным отношением, работающего по схеме «пучок плюс плазма». В таком источнике нейтронов реакция синтеза будет происходить между высокоэнергетичными ионами, образовавшимися в плазме вследствие ионизации инжектируемых атомов, с тепловыми ионами плазмы. Основными параметрами, определяющими нейтронный выход ТИН, являются: электронная температура, плотность тепловых ионов плазмы и ионов с высокой энергией. Для создания ТИН и его прототипов необходима экспериментально проверенная расчетная модель, которая на основании инженерных характеристик установки позволит предсказать указанные выше параметры и, как следствие, мощность нейтронного выхода. Применять существующую базу данных об удержании энергии и частиц в плазме токамаков, на основании которой разработан реактор ИТЭР, для прогнозирования параметров компактного ТИН некорректно. Компактный ТИН, работающий по схеме «пучок плюс плазма», предполагает высокую удельную мощность нагрева с помощью нейтральной инжекции ~ 6 МВт/м3 , что на два порядка выше предусмотренной в проекте ИТЭР мощности ~ 0.025 МВт/м3. Значение нормализованного ларморовского радиуса в ИТЭР более чем на порядок превышает значение в компактном ТИН. Именно этот параметр в значительной степени определяет перенос потоков тепла и частиц поперек магнитного поля. Компактные ТИН будут функционировать в условиях, кардинально отличающихся от условий термоядерного реактора. В связи с этим появляется острая необходимость создания экспериментально верифицированной модели для расчета параметров плазмы компактного ТИН, позволяющей приступить к проектированию термоядерных источников нейтронов или их прототипов. Построение такой модели возможно на основе результатов экспериментов на сферическом токамаке с сильным магнитным полем - Глобус-М2. Глобус-М2 (большой радиус R = 0.36 м, малый радиус a = 0.24 м, аспектное отношение R/a = 1.5, тороидальное магнитное поле Bт = 1 Тл, ток плазмы Ip = 500 кА), по рабочим параметрам наиболее близок к компактным источникам нейтронов, (например R=0.5 м, a=0.3 м, R/a = 1.67, BТ = 1.5 Tл, Ip = 1 MA) в том числе и по черезвычайно высокой удельной мощности нагрева – 4 МВт/м^3 (6 МВт/м^3 для ТИН). Проект предусматривает проведение всесторонних исследований продвинутого режима удержания плазмы токамака (АТ-режим), начиная с его поисков в экспериментах на установке Глобус-М2. На данный момент известен ряд различных режимов удержания энергии на токамаках, к основным режимам относятся: L-режим или L-мода (режим обычного удержания); H-мода (режим улучшенного удержания); а также режимы продвинутого удержания или AT режимы. Активные исследования продвинутых режимов (AT-режимов) удержания плазмы ведутся на токамаках по всему миру. В таких режимах аномальный перенос частиц в центральной зоне плазменного шнура значительно подавлен, что приводит к улучшению удержания энергии плазмы, возникновению внутренних транспортных барьеров для потоков тепла и частиц и увеличению доли самогенерируемого плазмой тока. Именно в AT –- режимах достигается наибольшая эффективность удержания энергии и частиц плазмы и, как следствие, максимальное значение температуры и концентрации. Возможность получения устойчивого AT-режима во многом определяет эффективность ТИН. А это означает возможность создания более компактной, а значит экономически эффективной установки. Устойчивые режимы работы токамаков с продвинутым удержанием были получены на крупнейших установках с большим аспектным отношением ASDEX-U, DIII-D, JET, JT60-U. На сферических токамаках AT-режимы были исследованы при малом магнитным поле (<0.5 Тл) и относительно низкой удельной мощности нагрева (<0.6 МВт/м^3 на установках MAST и NSTX и <1.6 МВт/м^3 на установке Глобус-М). На данный момент в международной базе отсутствуют данные об удержании частиц и энергии плазмы в сферических токамаках с сильным магнитным полем, поскольку такие установки еще не введены в эксплуатацию. Все результаты, достигнутые в ходе выполнения данного проекта, будут уникальными и получены впервые в мире. Предполагается выявить особенности развития АТ-режима в компактном сферическом токамаке Глобус-М2 и провести его изучение в зависимости от величины удерживающего тороидального магнитного поля и тока плазмы. В рамках проекта предполагается внедрить диагностику эффективного заряда плазмы, определить потери на излучение из плазмы, а также потери связанные с переносом тепла и частиц поперек магнитного поля. В итоге, на основе накопленных экспериментальных данных будет разработана расчетно-экспериментальная модель плазмы прототипа компактного термоядерного источника нейтронов, работающего в АТ-режиме. В конечном счете, успешная реализация проекта позволит предсказать параметры эффективного компактного источника нейтронов, что в свою очередь значительно ускорит разработку и внедрение гибридных ядерных систем, работающих по принципу «синтез-деление». Ожидаемые результаты Будет расширен диагностический комплекс сферического токамака Глобус-М2, что позволит проводить исследования режимов с улучшенным удержанием частиц и энергии (Н-мода и продвинутые режимы с внутренними транспортными барьерами). Будут проведены эксперименты, направленные на изучение удержания плазмы и ее нагрева методом нейтральной инжекции в компактном сферическом токамаке Глобус-М2. В ходе выполнения проекта будут получены знания о режимах работы сферического токамака при высоком значении удерживающего плазму тороидального магнитного поля ~ 1 Тл. Результаты, полученные в условиях близкорасположенной стенки камеры токамака от плазменного шнура при исключительно высокой удельной мощности его нагрева ~ 4 МВт/м3, будут уникальными как в отечественной, так и в общемировой практике. Таким образом, предусмотренные проектом исследования существенно расширят международную базу данных об удержании и нагреве плазмы в токамаках. В то же время на основании проведенных изысканий будет разработана расчетно-экспериментальная модель, позволяющая предсказывать параметры плазмы и нейтронный выход прототипа компактного ТИН, выполненного по схеме «пучок плюс плазма». В конечном счете, реализация проекта приведет к ускорению развития и внедрения гибридных ядерных технологий и откроет возможность соорудить экономически эффективную гибридную систему значительно быстрее срока окончания международного проекта ИТЭР. Результаты исследований будут опубликованы в рецензируемых научных журналах, представлены на российских и международных конференциях по управляемому термоядерному синтезу и физике высокотемпературной плазмы.