Аннотация результатов, полученных в 2020 году
На токамаке Глобус-М2 были проведены эксперименты по нагреву плазмы с помощью нейтральной инжекции (с инжектором НИ-1) в условиях при тороидальном магнитном поле 0.8 Тл и токе плазмы 0.4 МА. Мощность пучка атомов составляла 0.8 МВт, энергия частиц – 28 кэВ. Переход в Н-режим происходит около 170 мс разряда, через 10 мс после включения пучка. Энергозапас плазмы имеет практически линейную зависимость от плотности плазмы, и достигает 10 кДж согласно диамагнитным измерениям. Достоверность диамагнитных измерений подтверждается оценкой теплового энергозапаса плазмы по данным кинетических измерений (профилей температуры и концентрации электронов, измеренных методом томсоновского рассеяния, и ионной температуре по данным анализатора нейтральных частиц). Для оценки времени удержания энергии были проведены расчеты мощности нагрева плазмы нейтральным пучком, PNBI. Оценки PNBI для режимов с разной плотностью плазмы проводились с помощью орбитального (траекторного) трехмерного кода “3D fast ion tracking algorithm”. Время удержания энергии превысило 12 мс при dW/dt ≈ 0, и в данных разрядах наблюдалось улучшенное, в сравнении с предсказаниями скейлинга IPB98(y,2), удержание энергии, Н-фактор достигает значения 1.3. Также был проанализирован энергобаланс плазмы для двух типичных разрядов токамаков Глобус-М и Глобус-М2 с одинаковой средней плотностью 6.5∙10^19 м-3, но различными BT и Ip (0.2 МА и 0.4 Тл против 0.3 МА и 0.7 Тл). Температура электронов Te во всем объеме плазмы возрастает более чем в два раза, что соответствует увеличению запасенной в электронах энергии We в 2.5 раза. По данным измерений анализатора атомов перезарядки (NPA) температура ионов Ti также растет примерно в 2.5 раза. Локализация измерений Ti обеспечивалась пересечением линии наблюдения NPA и траектории пучка инжектируемых атомов в области плазмы соответствующей нормализованному малому радиусу r/a ≈ 0.3-0.4. Необходимо отметить, что запасенная в ионном компоненте энергия Wi в сумме с рассчитанной на основании экспериментальных данных We согласуется с энергозапасом, измеренным диамагнитной петлей WDIA (для BT = 0.7 Тл: We + Wi = 6 кДж, WDIA = 6.7 кДж). Получившаяся разница 0.7 кДж соответствует перпендикулярному давлению быстрых ионов Wfast, чья величина хорошо согласуется с моделированием по коду NUBEAM и с оценками, проведенными с помощью траекторного трехмерного кода. Таким образом, коэффициент температуропроводности ионов должен быть близок к значениям, предсказываемым неоклассической теорией, ограничивая тем самым роль аномального теплопереноса в ионном канале в H-режиме токамака Глобус-М2 до пренебрежимо малого значения, что соответствует результатам, полученным на токамаке Глобуса-М при более низком магнитном поле. Рассчитанные профили электронной и ионной температуропроводности (χe и χi) с помощью кодов ASTRA и NCLASS свидетельствуют об уменьшении как χe, так и χi в 2-2.5 раза по всему сечению плазменного шнура, что, в свою очередь и приводит к увеличению τE. Был проведен так называемый «безразмерный анализ», который используют для сравнения результатов, полученных на разных установках и для расширения понимания о физических процессах, влияющих на удержании энергии в плазме токамака. Наиболее важные безразмерные параметры, определяющие перенос потоков тепла поперек магнитного поля, это запас устойчивости q ∝ BT/Ip, столкновительность ν* ∝ ne/T^2, нормализованный ларморовский радиус ρ* ∝ T^0.5/BT, параметр «бета» (отношение газокинетического давления плазмы к давлению магнитного поля) βT ∝ W/BT^2. Будущие термоядерные установки должны работать в условиях значительно более низких значений ν*, чем достигнуты на сегодняшний день. В тоже время, величины q и βT будут близки к уровню, полученному в современных экспериментах. В связи с этим в первую очередь, наиболее интересна экстраполяция экспериментальных данных в область более низких ν*. Для токамаков Глобус-М/М2 зависимость нормализованного времени удержания энергии (BT*τE ) от ν* анализировалась для узкого диапазона безразмерных параметров: q = 2.5-3, ρ* = 0.025-0.033 и βT = 0.03 - 0.04. Увеличение BT на токамаке Глобус-М2 дало возможность получить более низкие значения ν* (по сравнению с предыдущими данными с установки Глобус-М при BT < 0.5 Тл), для которых зарегистрирован значительный рост нормализованного времени удержания энергии BT*τE ∝ ν*^-1.1±0.1. При уменьшении ν*, ее показатель степени в скейлинге растет по абсолютной величине с 0.46 для данных с Глобуса-М до 1.1 для Глобуса-М2 (BT*τE ∝ ν*^-1.1±0.1). Необходимо отметить, что полученные результаты демонстрируют усиление зависимости BT*τE от ν* в области малых ν* для сферических токамаков, тогда как для токамаков с большим аспектным отношением эта зависимость слабеет и стремится к BT*τE ∝ ν*^-0.01. Проведена модернизация диагностического комплекса томсоновского рассеяния (ТР), а также его подготовка к проведению эксперимента. Обеспечено проведение лазерного пучка от источника (импульсный лазер с диодной накачкой «ЛОС 330») из комнаты в подвальном помещении до токамака. Обеспечена его фокусировка в области сбора света объективом диагностики ТР. Были проведены измерения поперечного размера лазерного пучка вдоль хорды зондирования. Во всей области наблюдения вертикальный размер проекции оптоволоконной сборки превышает поперечный размер лазерного пучка, что позволяет эффективно собирать рассеянное излучение из плазмы. Измерения проводятся в 10 пространственных точках, расположенных со стороны слабого магнитного поля до магнитной оси r/a = 0.9 - (-0.15) (отрицательное значение нормализованного малого радиуса соответствует области плазмы со стороны сильного магнитного поля). Проведена юстировка системы сбора света, калибровка и настройка спектрометров, подготовлено программное обеспечение для обработки данных и управления диагностикой. Получены первые предварительные данные о пространственных распределениях электронной температуры Те и плотности ne в омическом режиме нагрева плазмы. Диагностические возможности комплекса позволяют достоверно определять как тепловой энергозапас электронного компонента плазмы, так и градиенты Te и ne необходимые для моделирования транспортных процессов в плазме и определения коэффициентов переноса. Измерен профиль мощности и компонентный состав пучка для инжектора НИ-2. Ширина пучка составляет 11 см по уровню мощности 1/е. Было определено, что 62,9% относительной доли переносимого тока в атомарном пучке приходится на компонент с основной энергией, на компонент с энергией Е/2 – 25,2%, на компонент с энергией Е/3 – 9,6%, а на компонент с энергией Е/18 – 2,3%. Пучок атомов с полученными параметрами может быть использован для нагрева плазмы в токамаке Глобус-М2. Полученные характеристики будут использованы для моделирования удержания быстрых ионов в плазме и расчете мощности нагрева плазмы нейтральным пучком.

Аннотация результатов, полученных в 2021 году
На токамаке Глобус-М2 была проведена серия экспериментов по нагреву плазмы нейтральным пучком с энергией частиц 45 кэВ и мощностью 0,75 МВт. Эксперименты проводились при токе плазмы 0,4 МА и тороидальном магнитном поле в центре вакуумной камеры 0,8 Тл. Средняя плотность плазмы в разрядах варьировалась в широком диапазоне от 1Е+19 м-3 до 7Е+19 м-3. Были выполнены измерения динамики пространственных распределений температуры и концентрации плазмы методом томсоновского рассеяния. При средней плотности плазмы выше 2,5Е+19 м-3 температура электронов практически не зависит от плотности плазмы, что приводит к сильной, практически линейной зависимости тепловой энергии электронов от плотности. Полное значение энергозапаса плазмы было получено на основании анализа диамагнитных измерений. Моделирование поглощения мощности инжектируемого пучка высокоэнергичных нейтральных частиц совместно с процессами переноса тепла поперек магнитного поля в магнитной ловушке позволило определить время удержания энергии в плазме, а также определить радиальные распределения значений электронной и ионной температуропроводности для режимов с разной плотностью плазмы. Проведенный анализ анализ указывает на наличие аномальных потерь тепла по ионному каналу при высокой плотности плазмы, что приводит к насыщению зависимости τE от ne при плотности плазмы выше 6∙1019 м-3. Уточнена зависимость нормализованного времени удержания энергии (BTτE) от столкновительности (ν*) плазмы используя новые данные токамака Глобус-М2: BTτE∝ν*-0,9±0,2. Эксперименты, проведенные на Глобус-М2 с повышенным до 0,8 Тл магнитным полем, позволили четко наблюдать усиление зависимости времени удержания энергии от столкновительности плазмы для меньшего диапазона ν*. Результаты экспериментов, полученных на токамаках Глобус-М/М2, однозначно свидетельствуют о том, что по мере уменьшения столкновительности для сферических токамаков (СТ) наблюдается усиление зависимости BTτE от ν* в то время как для обычных токамаков зависимость удержания энергии от столкновительности ослабевает с уменьшением ν* [1]. Кроме того, результат исследований на Глобус-М/М2 показывает, что сильная зависимость BTτE от столкновительности выполняется и при более высоком аспектном отношении 1,5 - 1,6, что важно при проектировании термоядерной установки, поскольку смягчает требования к проектированию электромагнитной системы центральной колонны токамака. Определенное внимание в ряде работ уделялось созданию «инженерного» скейлинга для τE в СТ [2,3]. Используя результаты эксперимента Глобус-М2 (R = 0,36 м), можно оценить зависимости τE от размера сферического токамака. Данные, полученные на зарубежных сферических токамаков NSTX и MAST (R = 0,8 - 0,9 м) были взяты из базы данных ITPA [4]. Полученный скейлинг довольно хорошо соответствует существующим экспериментальным данным при BT >0,3 T с MAPE = 12 % и может использоваться для предсказаний τE для СТ среднего или большего размера при сильном магнитным поле. Получена параметрическая зависимость для времени удержания энергии (скейлинг) с учетом размера установки на основании новых данных токамака Глобус-М/М2 и данных сферических токамаков START, MAST, NSTX: tau_E=0,066*I_p^{0.53}*B_T^{1.05}*P_{abs}^{-0.58}*n_e^{0.65}*R^{2.66}*kappa^{0.78} s Литература C. C. Petty, Sizing up plasmas using dimensionless parameters // Phys. Plasmas 15, 080501 (2008); https://doi.org/10.1063/1.2961043 A. Yu. Dnestrovskij, J. W. Connor and M.P. Gryaznevich2 “On the confinement modeling of a high field spherical tokamak ST40” // 2019 Plasma Phys. Control. Fusion 61 055009 P.F. Buxton, J.W. Connor, A.E. Costley et al “On the energy confinement time in spherical tokamaks: implications for the design of pilot plants and fusion reactors” // 2019 Plasma Phys. Control. Fusion 61 035006 URL: http://arks.princeton.edu/ark:/88435/dsp01m900nx49h