КАРТОЧКА ПРОЕКТА ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ И ПОИСКОВЫХ НАУЧНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ,
ПОДДЕРЖАННОГО РОССИЙСКИМ НАУЧНЫМ ФОНДОМ

Информация подготовлена на основании данных из Информационно-аналитической системы РНФ, содержательная часть представлена в авторской редакции. Все права принадлежат авторам, использование или перепечатка материалов допустима только с предварительного согласия авторов.

 

ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ


Номер 18-12-00329

НазваниеИзучение физических процессов, определяющих режим работы дивертора в токамаке-реакторе

РуководительКукушкин Андрей Серафимович, Кандидат физико-математических наук

Организация финансирования, регион федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ", г Москва

Период выполнения при поддержке РНФ 2018 г. - 2020 г.  , продлен на 2021 - 2022. Карточка проекта продления (ссылка)

Конкурс№28 - Конкурс 2018 года «Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований отдельными научными группами».

Область знания, основной код классификатора 02 - Физика и науки о космосе, 02-501 - Физика высокотемпературной плазмы и УТС

Ключевые словатокамак, дивертор, пристеночная плазма, транспорт, пульсации, перенос излучения, детачмент

Код ГРНТИ29.27.00


СтатусУспешно завершен


 

ИНФОРМАЦИЯ ИЗ ЗАЯВКИ


Аннотация
Термоядерный синтез представляет собой практически неистощимый источник «зеленой» энергии. Термоядерный реактор-токамак ИТЭР, строящийся в настоящее время во Франции, является флагманом международных исследований в этой области. Однако до сих пор остаются открытыми несколько принципиальных вопросов, которые необходимо прояснить для создания полноценной термоядерной электростанции. Одна из таких проблем, привлекающих внимание исследователей со всего мира, - защита материалов, находящихся в непосредственном контакте с плазмой реактора, подверженных воздействию мощных потоков тепла, приходящих из плазмы. Основная трудность состоит в том, что почти весь поток энергии приходится на небольшую площадь приемных пластин (расположенных в диверторной области), вблизи сепаратрисы, которая формирует границу между замкнутыми магнитными поверхностями центральной плазмы и открытыми поверхностями на периферии, упирающимися в приемные пластины. В то время как быстрый перенос тепла вдоль магнитных силовых линий практически неважен на закрытых поверхностях, на открытых магнитных поверхностях он играет ключевую роль. Именно соотношение между классическим переносом вдоль и аномальным переносом поперек магнитного поля определяет эффективную ширину профиля теплового потока. Существенное снижение потока тепла на пластины может быть достигнуто за счет излучения примесей в пристеночной плазме, которое рассеивает мощность по большей поверхности и приводит к охлаждению плазмы в диверторе вплоть до температур, при которых плазма начинает рекомбинировать в объеме, не доходя до поверхности приемных пластин. Такой режим работы называется режимом «отрыва» (detachment, детачмент) и рассматривается в качестве основного режима работы реактора ИТЭР, а также термоядерных станций будущего. Физика режима отрыва многогранна и сложна. Помимо классического и аномального переноса как изотопов водорода, так и примесей, существенную роль играют процессы взаимодействия ионов с нейтралами, возбуждения примесей и водорода, переноса излучения (при высоких плотностях и низких температурах, характерных для режима отрыва, плазма перестает быть прозрачной для излучения водорода), ионизации и рекомбинации, а также взаимодействия плазмы с обращенными к ней материалами. Многие из этих эффектов оказывают взаимное влияние друг на друга. Хотя основные черты режима отрыва концептуально объяснены, понимание многих критически важных деталей остается поверхностным. В частности: 1) Экспериментальные данные показывают, что поперечный перенос растет при переходе в режим отрыва. Причины этого, в принципе, крайне благоприятного для ИТЭР и последующих токамаков-ректоров, эффекта пока не ясны, в силу чего невозможно предсказать его роль в будущих установках; 2) Из экспериментов известно, что как магнитная конфигурация, так и геометрия дивертора оказывают сильное влияние на процесс перехода в режим отрыва, однако, не считая общих представлений, законченной теории этого процесса нет; 3) В эксперименте переход в режим отрыва бывает как плавным, так и скачкообразным, однако от чего это зависит и чем объясняется, на сегодняшний день доподлинно неизвестно. Более того, оторванная плазма характеризуется существенными флуктуациями параметров плазмы и интенсивности излучения, природа которых окончательно не выяснена; 4) В установке могут происходить внезапные выбросы энергии из центральной плазмы в периферийную, такие как ЭЛМы (считается, что они будут активно подавляться в будущих реакторах). При этом большие потоки тепла могут проходить через плазму дивертора, достигая приемных пластин дивертора и приводя к их существенным повреждениям. Какой уровень снижения теплового потока при ЭЛМах должен быть достигнут для сохранения режима отрыва плазмы дивертора, только предстоит установить. Предлагаемое исследование будет посвящено комплексному и последовательному рассмотрению всех означенных выше вопросов, принципиально важных для лучшего качественного и количественного понимания процессов, сопровождающих режим отрыва плазмы дивертора. Результаты расчётно-теоретического анализа будут сопоставлены с имеющимися экспериментальными данными. Заметим, что такое всеобъемлющее рассмотрение различных вопросов, связанных с физикой режима отрыва плазмы дивертора, будет выполнено впервые.

Ожидаемые результаты
По результатам исследований мы ожидаем: 1) установить физические механизмы, приводящие к увеличению аномального поперечного переноса плазмы в режиме отрыва плазмы дивертора, качественно и количественно описать их и использовать при изучении физики перехода в режим отрыва; 2) добиться ясного понимания физических процессов, определяющих влияние магнитной конфигурации и геометрии дивертора на процесс отрыва плазмы от приемных пластин; 3) установить физические причины резкого перехода в режим отрыва и флуктуаций параметров «оторванной» плазмы; 4) определить условия, при которых ЭЛМы не «прожигают» «оторванную» плазму; и, наконец, 5) разобраться в синергетических эффектах между разными физическими процессами в режиме отрыва.


 

ОТЧЁТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ


Аннотация результатов, полученных в 2018 году
Исследовано влияние поперечного переноса в диверторной области на процесс перехода в режим детачмента и мощность излучения в диверторной области легких примесей, таких как азот и неон. Показано, что при использовании в качестве контрольного параметра плотности плазмы на сепаратрисе, поперечная диффузия практически не оказывает влияния на потери на излучение примеси, в то время как увеличение/уменьшение поперечной теплопроводности приводит к заметному увеличению/уменьшению потерь на излучение примеси при одинаковом значении плотности плазмы на сепаратрисе. Полученный результат согласуется выводами, сделанными на основе простой качественной модели. Продемонстрирована возможность одновременного существования двух устойчивых равновесий пристеночной плазмы при пропорциональном изменении количества рабочего газа и излучающей примеси, характеризующихся изменением области локализации примеси. Перескоки с одной устойчивой ветки решения на другую могут приводить к скачкообразному переходу в режим детачмента или потере детачмента в одном из диверторов. Обнаружена возможность спонтанной потери симметрии нагрузки на диверторные пластины в симметричной двухнулевой конфигурации при инжекции примесей, необходимой для обеспечения требуемого уровня излучательных потерь. Эффект связан с развитием ионизационно-конденсационной неустойчивости в диверторной плазме, в результате чего дополнительная примесь (неон) собирается преимущественно в одном из диверторов и нагрузки во втором значительно возрастают. Асимметрия в нагрузках может достигать величины 10:1 – то есть, фактически, диссипация мощности происходит только в одном диверторе, в то время как диверторная пластина во втором получает весь поток энергии, входящей в дивертор. Этот эффект ограничивает долю мощности, которая может быть переизлучена на примесях в диверторе и сужает рабочее окно параметров, обеспечивающих приемлемые условия на диверторных пластинах. Проведено исследование частотных и пространственных спектров насыщенной токово-конвективной турбулентности диверторной плазмы токамака DIII-D с целью проверки принципиальной возможности развития турбулентности диверторной плазмы с параметрами, наблюдавшимися на установке. На основе анализа пространственных спектров насыщенных турбулентных флуктуаций продольного тока в плазме, приходящего на пластины дивертора, продемонстрирована возможность сосуществования нескольких сильных турбулентных мод с частотами, близкими к экспериментально наблюдавшимся на установке. Проведен анализ влияния продольной конвекции плазмы на временные параметры насыщенной токово-конвективной турбулентности. Показано, что этот механизм приводит к выравниванию структуры частотных спектров турбулентности вдоль силовых линий магнитного поля, при этом частоты наиболее сильных мод смещаются в область более высоких частот, по сравнению с расчетами, не учитывающими конвекцию. В результате амплитуда флуктуаций продольного тока на приемных пластинах дивертора сравнивается со средним значением этой величины, что качественно согласуется с рядом результатов экспериментальных наблюдений турбулентности диверторной плазмы на токамаке DIII-D. Полученные результаты по параметрам пространственно-временных спектров турбулентности диверторной плазмы находятся в удовлетворительном согласии с результатами ряда экспериментов на установке DIII-D, что позволяет утверждать, что ТКН действительно может быть механизмом, приводящим к развитию турбулентности с параметрами, наблюдавшимися на установке. Восстановлена работоспособность блока переноса излучения водорода в коде SOLPS4.3. В блок радиационно-столкновительной модели, используемый в коде EIRENE, добавлены новые предельные случаи (в частности, полное запирание излучения в линии альфа серии Лаймана водорода). Добавлен эффект Штарка при расчете формы профиля линии испускания/поглощения. Модуль протестирован путем детального сравнения со специально разработанным кодом RADTRANSP. Сравнение результатов расчетов кодами EIRENE и RADTRANSP проводилось для квази-одномерного случая в пределе полного запирания излучения и для полупрозрачного слоя. Учитывались возбуждения первых 6 уровней дейтерия. При этом перенос считался только в одной линии (Лайман-альфа) или во всех возможных переходах для 6 уровней. Рассматривались как отражающие, так и поглощающие торцы слоя. Было продемонстрировано хорошее согласие между результатами расчетов кодами EIRENE и RADTRANSP. Проведено исследование влияния запирания излучения на переход диверторной плазмы токамака в режим детачмента. Показано, что уменьшение «цены ионизации» рабочего газа, вызванное запиранием излучения, приводит к существенному осложнению перехода в режим детачмента. В случае чистой дейтериевой плазмы на токамаке масштаба DIII-D необходимое для достижения детачмента во внешнем диверторе давление плазмы на сепаратрисе возрастает более чем на 30%.

 

Публикации

1. Кукушкин А.С. Spontaneous Break of up-down Symmetry in a Symmetric Double-Null Divertor Configuration Plasma Physics Reports, 45, 637-641 (2019) (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1134/S1063780X19070067

2. Пшенов А.А., Кукушкин А.С., Крашенинников С.И. Influence of Cross-Field Transport in a Divertor on Seeded Impurity Radiation and Divertor Plasma Detachment Plasma Physics Reports, 46, 587-596 (2020) (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1134/S1063780X20060070

3. Степаненко А.А., Ванг Х.К. Spatial-Temporal Properties of Current-Convective Turbulence in Divertor Plasma under DIII-D-Like Detached Conditions Plasma Physics Reports, 45, 627-636 (2019) (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1134/S1063780X19070110

4. Пшенов А.А., Кукушкин А.С., Маренков Е.Д., Крашенинников С.И. Role of the radiation opacity in divertor plasma detachment 45th EPS Conference on Plasma Physics, EPS 2018, Prague, Czech Republic, 2-6 July 2018, 45th EPS Conference on Plasma Physics, EPS 2018, July, p. 1488-1491 (год публикации - 2018)

5. Степаненко А.А., Ванг Х.К., Крашенинников С.И. Effect of parallel convection on divertor plasma turbulence driven by the current-convective instability in DIII-D-like detached conditions Bulletin of the American Physical Society, 60th Annual Meeting of the APS Division of Plasma Physics, November 5–9, 2018; Portland, Oregon, - (год публикации - 2018)

6. Степаненко А.А., Ванг Х.К., Крашенинников С.И. Simulations of divertor plasma turbulence driven by the current-convective instability under DIII-D-like detached conditions the 45th European Physical Society Conference on Plasma Physics, July 2-6 2018, Prague, Czech Republic, - (год публикации - 2018)


Аннотация результатов, полученных в 2019 году
Исследованы нестационарные режимы работы дивертора в двухнулевой конфигурации, характеризующиеся развитием колебаний основных параметров плазмы (температуры, плотности, потоков тепла и частиц и т.д.) вблизи диверторных пластин. В подобных режимах происходит периодическое накопление частиц в одном из диверторов и их сброс, что вызывает возмущения в другом диверторе, находящиеся в противофазе. Выявлены механизмы, приводящие к такого рода осцилляциям. Установлено, что они могут быть связанны как с отсутствием, в определенных условиях, устойчивого равновесия плазмы, обеспечивающего баланс давления одновременно плазмы вдоль магнитного поля и нейтралов поперёк, так и с особенностями накопления излучающей примеси (аналог радиационно-конденсационной неустойчивости). Показано, что такие колебания могут вызывать модуляцию тепловых нагрузок на диверторные пластины с глубиной порядка 2 и частотой 20-100 Гц в реакторе с однонулевым дивертором (например, ITER) и порядка 3 с той же частотой в двухнулевом (например, ДЕМО-ТИН). Существование областей параметров пристеночной плазмы, в которых могут реализовываться подобные осциллирующие решения, следует учитывать при разработке конструкции дивертора и системы его управления. Проведен анализ влияния параметров фоновой плазмы на характеристики насыщенной токово-конвективной турбулентности, которая может формироваться в плазме внутреннего дивертора токамака при работе установки во флуктуирующем режиме детачмента. Анализ выполнен с привлечением численных расчетов в коде BOUT++. Для расчетов использованы параметры плазмы и магнитного поля, сходные с параметрами токамака DIII-D, на котором недавно наблюдалось формирование низкочастотной и крупномасштабной (в тороидальном направлении) насыщенной турбулентности в плазме внутреннего дивертора в условиях, отвечающих флуктуирующему режиму детачмента. В ходе работ для проверки возможности реализации механизма токово-конвективной неустойчивости для формирования насыщенной турбулентности с параметрами, наблюдавшимися на DIII-D, а также для изучения отклика параметров турбулентных флуктуаций на изменения параметров диверторной плазмы, был выполнен ряд задач. В частности, проведена реконструкция сигнала одного из магнитных датчиков установки, расположенных вблизи приемных пластин дивертора. Обнаружено, что расчетный сигнал датчика удовлетворительно согласуется с экспериментальными результатами. В ходе работы также выполнен параметрический анализ пространственно-частотных спектров турбулентности и амплитуд насыщенных флуктуаций параметров плазмы (температуры, электрического тока вдоль силовых линий магнитного поля). Показано, что наибольшее влияние на параметры турбулентности оказывает изменение температуры плазмы, в то время как изменение плотности плазмы и продольного потока ионов на входе во внутренний дивертор установки почти не оказывает влияния на частотные спектры турбулентных флуктуаций (в рамках используемой модели неустойчивости). Интересно при этом влияние продольного потока ионов на пространственные спектры флуктуаций электрического тока у пластин дивертора. Обнаружено, что с увеличением потока в спектрах флуктуаций растет удельный вес мелкомасштабных возмущений, что может служить индикатором общего потока плазмы во внутренний дивертор установки в экспериментах. Исследовано влияние запирания излучения рабочего газа (дейтерия) в линии Лайман-альфа на переход диверторной плазмы в режим детачмента при наличии в пристеночном слое большого количества излучающей примеси, обеспечивающего переизлучение 50-60% приходящей в пристеночный слой мощности. Продемонстрировано, что в токамаке с углеродной первой стенкой уменьшение радиационных потерь, связанное с запиранием линии Лайман-альфа, полностью компенсируется увеличением потерь на излучение углерода. Совершенно иной результат наблюдается, если необходимый уровень переизлучения поддерживается инжектируемой примесью (обычно используются азот или неон), содержание которой в пристеночном слое контролируется системой обратных связей. Показано, что в этом случае запирание излучения оказывает существенное влияние на операционные параметры дивертора. В частности, достижение перехода в режим детачмента требует либо большей плотности плазмы на сепаратрисе (примерно на 15%), либо увеличения количества излучающей примеси в диверторе по сравнению с оптически прозрачным пределом. Полученные результаты говорят о том, что в современных токамаках с цельнометаллической первой стенкой необходимо учитывать влияние запирания линии Лайман-альфа на энергобаланс пристеночной плазмы. Разработана нульмерная модель отклика приемной пластины, покрытой жидким литием, на высокие тепловые нагрузки, включающая в себя широкий спектр физических эффектов, важных для определения параметров плазмы экранирующего слоя. Модель была использована для оценок стационарных и нестационарных нагрузок на литиевое покрытие вольфрамовой мишени дивертора в условиях токамака. Расчеты показали, что имеет место эффект насыщения потока тепла, приходящего на мишень: с ростом внешнего потока тепла, поток тепла, достигающий поверхности мишени, устанавливается на уровне примерно 8 МВт/м2. Физическая причиной такого насыщения является сильная (экспоненциальная) зависимость скорости эрозии поверхности от ее температуры. Вследствие этого, экспоненциально малое изменение температуры поверхности способно компенсировать изменение внешнего потока за счет усиления эрозии. Исследование отклика мишени на импульсные нагрузки величиной 100 МВт/м2, соответствующие ELM первого типа, ожидаемым в токамаке ITER, показали, что сильное экранировании не позволяет потоку на мишень подняться выше отметки в 40 МВт/м2. Из-за коротких времен импульса выход на стационарный режим экранирования не происходит. Сравнение скорости эрозии с скоростью возобновления поверхности существующих прототипов литиевых мишеней показывает, что выживание мишени под действием таких импульсов является проблемой.

 

Публикации

1. Кукушкин А.С., Крашенинников С.И. Bifurcations and oscillations in divertor plasma Plasma Physics and Controlled Fusion, Vol. 61 No. 7 P. 074001 (8pp) (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1088/1361-6587/ab1bba

2. Маренков Е.Д., Пшенов А.А. Vapor shielding of liquid lithium divertor target during steady-state and transient events Nuclear Fusion, - (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1088/1741-4326/ab5eb5

3. Пшенов А.А., Кукушкин А.С., Маренков Е.Д., Крашенинников С.И. On the role of hydrogen radiation absorption in divertor plasma detachment Nuclear Fusion, Volume: 59 Issue: 10 Article Number: 106025 (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1088/1741-4326/ab3144

4. Степаненко А.А., Ван Х.К., Крашенинников С.И. Impact of divertor plasma parameters on characteristics of current-convective turbulence under DIII-D-like detached conditions Physics of Plasmas, - (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1063/1.5123388


Аннотация результатов, полученных в 2020 году
Проведено моделирования экспериментов по экранированию литиевой мишени на установке Magnum-PSI. Полученные значения температуры мишени в различных режимах согласуются с экспериментальными значениями. Получены оценки коэффициента редепозиции, который составил порядка 10%, а также скорости эрозии лития, которая лежит в пределах 1÷10 скоростей испарения. Эти величины имеют большое значение для разработки контактирующих с плазмой элементов с литиевым покрытием в токамаках. В код SOLPS 4.3 добавлены новые механизмы эрозии: термическое распыление и испарение. Проведен расчет дивертора токамака Т–15МД с диверторными пластинами, покрытыми литием, с учетом термического распыления и испарения лития с поверхности нижнего внешнего дивертора. Показано, что если мощность, приносимая через сепаратрису, превышает 10 МВт, проявляется эффект экранирования, снижающий поток тепла на пластину. При этом с ростом мощности проявляется эффект насыщения, который был изучен нами ранее в нульмерной модели. Вместе с тем, расчеты показали, что экранирование сопровождается существенной эрозией лития, что приводит к заметному загрязнению основной плазмы. На основе физической модели токово-конвективной неустойчивости, учитывающей механизм поляризации плазмы в криволинейном магнитном поле, с использованием кода BOUT++ проведен численный анализ влияния геометрии магнитного поля на параметры токово-конвективной турбулентности в условиях, сходных с условиями внутреннего дивертора токамака DIII-D, работающего во флуктуирующем режиме детачмента. Проанализировано влияние кривизны силовых линий магнитного поля, длины силовой линии, соединяющей диверторные пластины и область на выходе из дивертора, шировой длины магнитного поля и температуры электронов на частоту и амплитуду мод, преобладающих в частотных спектрах турбулентности. Изучена пространственная динамика токово-конвективной турбулентности. Показано, что картина развития турбулентности аналогична результатам предыдущих групп расчетов: насыщение турбулентности сопровождается образованием мод с эффективным тороидальным номером порядка 1. В расчётах с изменяемой величиной длины силовых линий найдено, что гармоники с эффективными тороидальными номерами мод 2 и 3 могут быть связаны с высокочастотными сателлитами во временных спектрах турбулентности. На основе расчетных данных флуктуаций температуры и потенциала плазмы получены распределения турбулентных тепловых потоков и связанных с ними аномальных коэффициентов теплопроводности. Улучшено описание атомных процессов, протекающих с образованием молекулярных ионов D2+ в коде SOLPS. При помощи расчетов с использованием радиационно-столкновительной модели (Collisional Radiative Model – CRM) и современных атомных данных, получена новая аппроксимация зависимости скорости образования молекулярного иона D2+ от температуры и плотности пристеночной плазмы, корректно учитывающая роль возбужденных состояний молекул D2. Данная зависимость была добавлена в базу данных AMJUEL, используемую при моделировании атомных процессов в коде SOLPS. Использование новой зависимости скорости образования молекулярного иона D2+ от параметров пристеночной плазмы позволило существенно уменьшить разницу между расчетными и экспериментально измеренными потерями на излучение из диверторной области токамака TCV, связанными с образованием молекулярного иона D2+ и его последующим развалом. Проведено сравнение тестовых одномерных расчетов переноса излучения в Монте-Карло коде EIRENE в приближении бесконечного плоского слоя одновременно для пяти линий серии Лаймана атомов водорода с учетом уширения контура линии под влиянием эффектов Доплера и Штарка с аналогичными расчетами при помощи кода RADTRANSP. Различие между заселенностями возбужденных уровней атомов водорода, полученными в результате расчетов EIRENE и RADTRANSP, составило не более 3% при использовании одинаковых атомных данных. Хорошее совпадение результатов подтверждает надежность модуля переноса излучения в коде SOLPS. На примере тестового токамака, подобного по размеру и магнитной конфигурации токамаку DIII-D, проведено моделирование перехода диверторной плазмы в режим детачмента с учетом переноса излучения сразу трех в линиях альфа, бета и гамма серии Лаймана атомов водорода. Расчеты показали, что коэффициент запирания фотонов (отношение числа поглощенных фотонов к числу испущенных) в диверторной плазме на момент перехода внешнего дивертора в режим детачмента достигает ~90% для линии Лайман альфа, ~50% для линии Лайман бета и ~ 20% для линии Лайман гамма. Полученные результаты говорят о том, что при исследовании перехода в режим детачмента пренебрегать запиранием излучения нельзя. С другой стороны, сравнение с упрощенными моделями показало, что влияние запирания излучения на ключевые параметры работы дивертора может быть воспроизведено в рамках упрощенного подхода, использующего грубую оценку глубины запирания линии Лайман альфа атомов водорода. В то же время, корректная интерпретация данных оптических диагностик (прежде всего диагностики Н-альфа) требует детального учета переноса излучения как минимум в трех первых линиях серии Лаймана атомов водорода, так как коэффициент запирания излучения в них достаточно высок, что оказывает непосредственное влияние на заселенности возбужденных уровней.

 

Публикации

1. Ванг Х.К., Уоткинс Д.Д., Гуо Х.И., Леонард А.В., Томас Д.М., Степаненко А.А., Крашенинников С.И. Enhanced particle flux due to localized divertor MHD instability in DIII-D tokamak Physics of Plasmas, Vol. 27, P. 022504 (год публикации - 2020) https://doi.org/10.1063/1.5140354

2. Маренков Е.Д., Кукушкин А.С., Пшенов А.А. Modeling of vapor shielding of liquid lithium divertor target with SOLPS 4.3 code Nuclear Fusion, - (год публикации - 2021)

3. Маренков Е.Д., Пшенов А.А., Кукушкин А.С. Shielding of liquid metal targets in plasma of linear devices Physics of Plasmas, Phys. Plasmas 27, 062514 (2020) (год публикации - 2020) https://doi.org/10.1063/5.0006509


Возможность практического использования результатов
не указано