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 2021 г. - 2022 г. 

Конкурс Конкурс на продление сроков выполнения проектов, поддержанных грантами Российского научного фонда по приоритетному направлению деятельности Российского научного фонда «Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований отдельными научными группами» (28).

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 альтернативный источник «зеленой» энергии. Однако до сих пор остаются открытыми несколько принципиальных вопросов, которые необходимо прояснить для создания полноценной термоядерной электростанции. Одной из таких проблем, привлекающих внимание исследователей со всего мира, является 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 замкнутых поверхностях, на открытых магнитных поверхностях он играет ключевую роль. В результате в режиме улученного удержания (так называемой Н-моде) ширина слоя, в котором переносится ~70% тепла, в экваториальной плоскости строящегося экспериментального термоядерного реактора ИТЭР по оценкам, полученным с помощью современных токамаков, ожидается на уровне 1 мм [T. Eich et al., Nucl. Fusion 53 (2013) 093031], что соответствует нагрузкам на диверторные пластины порядка 100 МВт/м2. При этом предельно допустимые нагрузки на поверхность активно охлаждаемого вольфрамового дивертора оцениваются в 10-15 МВт/м2 [R. Pitts et al., Nucl. Mater. Energy 20 (2019) 100696]. Необходимое снижение потока тепла на пластины может быть достигнуто за счет увеличения плотности плазмы в пристеночном слое и напуска легких (с низким зарядом ядра) примесей. Излучение легких примесей в пристеночной плазме токамака 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 дивертора называется режимом «отрыва» (detachment, детачмент) и рассматривается в качестве основного режима работы реактора ИТЭР, а также термоядерных станций будущего. Проект 2018 года был посвящен изучению физики режима детачмента. Особенное внимание уделялось определению границ перехода в режим детачмента и его устойчивости, преимущественно при помощи наиболее развитого на данный момент двухмерного транспортного кода SOLPS. В ходе его реализации было исследовано влияние аномального поперечного переноса, геометрии приемных пластин и запирания излучения на переход диверторной плазмы в режим детачмента и его характеристики, была развита модель токово-конвективной неустойчивости, по-видимому, ответственной за переход плазмы в состояние флуктуирующего детачмента, улучшено описание реакций с участием молекулярного иона D2+, исследовано поведение литиевой мишени, представляющейся перспективной заменой вольфраму в качестве материала диверторных пластин, под воздействием экстремальных тепловых нагрузок и другие вопросы. В результате было определено несколько ключевых тем, дальнейшее исследование которых представляется наиболее важным с точки зрения решения проблемы пиковых тепловых нагрузок при помощи обеспечения устойчивого режима детачмента, а именно: 1) Развитие теории токово-конвективной неустойчивости, ответственной за переход в режим флуктуирующего детачмента и определяющей параметры работы дивертора в нем. Как показывает ряд недавних расчетных исследований, проведенных с использованием кода SOLPS5.0, область плазмы повышенной плотности, формирующаяся в окрестности Х-точки установки при переходе к режиму флуктуирующего детачмента (выраженная асимметрия в степени отрыва плазмы между внутренним и внешним диверторами), может влиять на структуру пьедестала температуры и плотности плазмы, изменяя, тем самым, потоки вещества и энергии, приходящие на обращенные к плазме материалы дивертора установки. 2) Исследование механизмов спонтанной потери симметрии в двухнулевой диверторной конфигурации, при которой эффективно работает лишь один из диверторов. Недавно была обнаружена крупномасштабная циркуляция потоков частиц в диверторном слое, характер которой изменялся при развитии асимметрии. Пока неясна причинно-следственная связь между изменением циркуляции и развитием асимметрии. Изучение этой связи может дать ключ к стабилизации неустойчивости, что позволит использовать двухнулевую магнитную конфигурацию в термоядерном реакторе, существенно расширив область возможных технических решений для реактора. Такие работы в мировой литературе нам не встречались. 3) Исследование перспектив замены вольфрамовых приемных пластин на пластины, покрытые жидким литием. Применение жидкометаллических покрытий способно защитить основной материал мишени дивертора от интенсивных потоков тепла из диверторной плазмы. Соответствующие конструкции, в принципе, доказали свою работоспособность в тестовых испытаниях на линейных плазменных установках. Однако, на наш взгляд, прямая экстраполяция этих результатов на токамаки невозможна. В частности, до сих пор нет надежного представления о степени загрязнения плазмы токамака продуктами эрозии жидкометаллической мишени. Кроме того, нет хорошего понимания того, какие процессы определяют поток тепла на жидкометаллическую мишень в диверторной конфигурации. Ясно, что осмысленное конструирование жидкометаллического дивертора неосуществимо, пока эти вопросы не будут прояснены. Мы изучим процессы взаимодействия плазмы с жидкометаллической мишенью, используя код SOLPS. Будут также определены оптимальная геометрия дивертора и режимы, в которых эффективное экранирование сопровождается умеренным загрязнением основной плазмы. 4) Исследование влияния отражения фотонов от поверхности обращенных к плазме материалов на степень запирания излучения в диверторной плазме и влияние запирания излучения в целом на сигналы оптических диагностик. Работы, проведенные в ходе Проекта 2018, показали, что запирание излучения приводит к смещению порога перехода в режим детачмента в область более высоких плотностей, а эксперименты на токамаке JET показали, что в режиме детачмента степень запирания излучения может превышать 90% в линии Лайман-альфа и 50% в прочих линиях серии Лаймана. Хотя качественно результаты наших расчетов сходятся с экспериментальными, для количественного сравнения необходимо учесть отражение фотонов от металлических поверхностей первой стенки токамака. Использование полученной самосогласованной модели переноса излучения и его отражения позволит оценить ошибки в интерпретации данных спектроскопических диагностик диверторной области токамака, связанные предположением об оптической прозрачности диверторной плазмы, более точно оценить влияние непрозрачности на порог перехода в режим детачмента и характеристики диверторной плазмы в нем, улучшить совпадение между моделированием и экспериментальными данными. Все предлагаемые направления исследования связаны с определением границ режима детачмента и управления плазмой в этом режиме, чем обусловлена их высокая актуальность в решении вопроса снижения пиковых тепловых нагрузок на обращенные к плазме элементы первой стенки токамака-реактора. Кроме того все пункты предполагают использование и дальнейшее развитие кода SOLPS, широко применяемого для моделирования процессов переноса на периферии токамака в диверторной конфигурации.

Ожидаемые результаты
По результатам исследований мы ожидаем: 1) Получить данные динамики насыщенной токово-конвективной турбулентности, формирующейся в диверторной плазме установки в режиме флуктуирующего детачмента. На их основе получить пространственно-временные спектры турбулентности и рассчитать пространственные распределения аномальных потоков тепла и частиц в диверторе токамака для последующего применения в расчетах в коде SOLPS. 2) Установить физические механизмы, ответственные за спонтанную потерю симметрии в токамаке с симметричной двухнулевой магнитной конфигурацией. Найти условия возникновения такой асимметрии и способы её подавления (если это возможно). 3) Изучить роль различных физических процессов в экранировании пластин дивертора, покрытых жидким металлом – в частности, литием. Определить факторы (размер, геометрия приемных пластин, инжекция примеси и т.д.), положительно влияющие на удержание продуктов эрозии диверторных пластин, покрытых жидким литием в диверторе токамака. Для среднеразмерного (масштаба Т-15МД) и крупного (масштаба JET) токамаков найти окно рабочих параметров, в котором эффективная защита поверхности жидкометаллической мишени сочетается с приемлемым уровнем загрязнения центральной плазмы. 4) Определить степень влияния отражения фотонов от поверхности обращенных к плазме материалов на запирание излучения водорода в пристеночном слое токамака. Установить, насколько изменится порог перехода диверторной плазмы в режим детачмента и его параметры при учете запирания излучения в пристеночном слое и его отражений от поверхности первой стенки. Количественно оценить возможные ошибки в интерпретации спектральных диагностик диверторной плазмы, связанные с предположением об оптической прозрачности пристеночной плазмы. Эти результаты позволят более точно определить операционное окно параметров детачмента и способы управления плазмой в этом режиме, а значит обеспечить устойчивое горение разряда в токамаке-реакторе с приемлемыми нагрузками на компоненты дивертора.


 

ОТЧЁТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ


Аннотация результатов, полученных в 2021 году
Подготовлен расчётный код для моделирования динамики токово-конвективной турбулентности (ТКТ) с учётом эффектов продольной конвекции плазмы, кривизны силовых линий магнитного поля и граничных условий на параметры плазмы в окрестности приёмных пластин дивертора и Х-точки токамака. Проведены расчёты турбулентной динамики плазмы внутреннего дивертора токамака DIII-D в режиме флуктуирующего детачмента. Получены временные и пространственные спектры турбулентных флуктуаций параметров плазмы (температуры электронов и плотности электрического тока) в объёме плазмы и на приемных пластинах дивертора, качественно согласующиеся с результатами моделирования ТКТ в рамках моделей, включающих лишь продольную конвекцию плазмы либо кривизну линий магнитного поля, а также с результатами экспериментальных наблюдений на токамаке [Wang et al., PoP 2020]. Получены пространственные распределения турбулентных диффузионных и тепловых потоков плазмы, возникающих при достижении насыщенного состояния токово-конвективной турбулентности, которые могут быть использованы в транспортных кодах подобных SOLPS. Показано, что структура потоков пространственно симметрична, что может говорить о преобладающем влиянии продольной конвекции плазмы при установлении турбулентного режима течения плазмы. Модифицирована модель эрозии SOLPS: добавлены эффекты термического распыления и испарения с произвольного количества диверторных пластин. Выполнено моделирование литиевого дивертора в конфигурации токамака Т–15МД. Показано, что основным механизмом экранирования пластин дивертора является излучение ионов лития. Роль экранирования увеличивается с увеличением энергии, поступающей через сепаратрису в пристеночный слой (SOL), Psol, и уменьшается с увеличением полного числа ядер водорода в SOL, Ntot. В рассмотренных режимах работы при небольших Ntot загрязнение плазмы составляет больше 50%. Увеличение Ntot, достигающееся путем увеличения газонапуска водорода в дивертор, уменьшает загрязнение, но увеличивает электронную плотность, приближая ее к пределу Гринвальда, роль экранирования при этом снижается. Поэтому положительный эффект от экранирования в рассмотренной конфигурации может быть достигнут только в очень узком операционном окне по Ntot и Psol. Также были найдены коэффициент редепозиции R=0.9 и эффективная энергия экранирования порядка 100 эВ. Разработан модуль учета отражения фотонов от поверхности обращенных к плазме материалов для кода EIRENE. В модуле при помощи метода Монте-Карло реализована модель двулучевой функции отражательной способности Кука-Торренса, а в качестве источника параметров отражения от различных металлических поверхностей используются данные из базы данных кода RAYSECT. Разработанный модуль имплементирован в программный пакет SOLPS4.3. Корректность работы модуля в рамках пакета SOLPS4.3 верифицирована путем сравнения результатов решения модельной одномерной задачи о переносе излучения в линии Лайман-альфа дейтерия в узком слое плазмы с заданными фоновыми профилями плотности и температуры ионов и нейтральных атомов с результатами, полученными при помощи кода RADTRANSP. С помощью кода SOLPS4.3, дополненного разработанным модулем, исследовано влияние отражения фотонов линии альфа серии Лайман дейтерия от первой стенки на переход в режим детачмента пристеночной плазмы. Показано, что учет отражения фотонов от обращенных к плазме элементов первой стенки с вероятностью 50% снижает потери на излучение дейтерия на 10–15%. Наиболее выражен эффект от учета отражения в пристеночном слое основной камеры, в диверторном же объеме эффект играет заметную роль лишь при низкой плотности плазмы. Кроме того, учет отражения фотонов усиливает наблюдаемый при росте поглощения фотонов эффект смещения порога перехода в режим детачмента в область более высоких значений средней плотности плазмы на сепаратрисе, однако, при умеренном коэффициенте отражения (до 50%) его влияние на окно рабочих параметров относительно невелико. Также, учет отражения излучения от поверхности обращенных к плазме материалов приводит к росту плотности плазмы вблизи приемных пластин, в то время как температура плазмы остается практически неизменной. Из полученных результатов можно сделать вывод о том, что корректный учет отражения фотонов от первой стенки не критичен при определении окна рабочих режимов дивертора, и включать этот ресурсоемкий инструмент целесообразно только в том случае, если ставиться задача детального сравнения результатов моделирования с данными оптических диагностик.

 

Публикации

1. Верхаг К., Липшитц Б., Харрисон Дж.Р., Дювал Б.П., Фил А., Венсинг М., Боуман С., Гейл Д.С., Кукушкин А., Моултон Д., Перек А., Пшенов А., Федеричи Ф., Февиер О., Миатра О., Смолдерс А., Тейлер С. The role of plasma-molecule interactions on power and particle balance during detachment on the TCV tokamak Nuclear Fusion, Vol. 61, p. 106014 (год публикации - 2021) https://doi.org/10.1088/1741-4326/ac1dc5


Аннотация результатов, полученных в 2022 году
Выполнены расчёты динамики турбулентности плазмы внутреннего дивертора в условиях, отвечающих режиму флуктуирующего детачмента токамака DIII-D, в рамках модели динамики среды, включающей механизмы токово-конвективной и перестановочной неустойчивостей, а также такие дополнительные эффекты, как продольная конвекция плазмы, граничные условия дебаевского слоя и условия в окрестности Х-точки. Найдены параметры плазмы в окрестности Х-точки, при которых возможно развитие токово-конвективно-перестановочной турбулентности плазмы. Получены временные и пространственные спектры флуктуаций. Найдено, что в спектрах преобладают крупномасштабные в тороидальном направлении моды (номера мод ~ 1-3) с характерными частотами на уровне ~ 18 кГц. Получены распределения амплитуд флуктуаций температуры электронов, плотности и потенциала плазмы по объёму диверторной ноги. Показано, что флуктуации плотности плазмы локализованы главным образом вблизи пластин дивертора, тогда как флуктуации температуры и потенциала плазмы распределены преимущественно в области перехода от горячей плазмы к холодной фоновой. Получены распределения по объёму диверторной ноги аномальных потоков тепла и частиц. Найдены значения турбулентных коэффициентов переноса, которые могут быть использованы в транспортных кодах подобных SOLPS. Проведен анализ чувствительности основных параметров дивертора Т-15МД с жидколитиевыми пластинами к параметрам модели: толщине мишени L, температуре внешней поверхности T0, фактору эрозии γ. Показано, что с ростом L или T0 экранирование становится сильнее, а с увеличением γ экранирование ослабевает. Конкретно, расчеты для Т-15МД в SOLPS показали, что в зоне средних мощностей 10-15 МВт, уменьшение γ в 40 раз (с 1 до 0.03) приводит к малозаметному влиянию на экранирование, максимальная разница составляет 2 МВт на внешней мишени. Это означает, что даже образование гидрида и полное покрытие поверхности Li водородом практически не влияет на режим работы дивертора. Более существенно влияние L и T0, то есть фактически влияние конструкции самой мишени. Изменение этих величин в 2 раза приводит к изменению в нагрузке на мишень при максимальном PSOL (мощность, проходящая через сепаратрису) примерно в 10 МВт/м2, то есть сравнимо с самой нагрузкой. Получено операционное окно по мощности PSOL и электронной плотности на сепаратрисе n_esep. Окно ограничено значениями растворения плазмы литием, выбранным 10 %, и пределом по электронной плотности Гринвальда. Из-за неглубокого дивертора Т-15МД загрязнение плазмы литием довольно сильное и окно, в котором эффективно экранирование, достаточно узкое и существует при мощностях PSOL 8- 12 МВт и n_esep 0.2 – 0.3 х 10^20 м^-3. В токамаке с более глубоким дивертором удержание эродированного Li в диверторном объеме лучше и растворение Li пристеночной плазмы меньше. Это продемонстрировано расчетами в SOLPS для токамака DEMO-ТИН (термоядерный источник нейтронов). Разработан модуль, позволяющий моделировать интегральные по хордам наблюдения диверторной области токамака сигналы в линиях серии Бальмера водорода: 1) в предположении оптически прозрачной среды на основании двумерных распределений параметров пристеночной плазмы, полученных в коде SOLPS4.3, 2) из не полностью прозрачной среды на основании распределений атомарного водорода по возбужденным состояниям, полученных в процессе самосогласованного моделирования переноса плазмы и излучения в коде SOLPS4.3. На примере токамака TRT показано, что при фиксированном газонапуске излучающей примеси в установке с металлической первой стенкой запирание излучения приводит к смещению окна рабочих параметров установки в область бОльших плотностей диверторной плазмы и соответственно бОльших плотностей на сепаратрисе по сравнению с оптически прозрачной плазмой. Кроме того, запирание излучения приводит к уменьшению скорости откачки, вследствие повышенной ионизации нейтрального водорода в междиверторном пространстве и связанного с этим уменьшения давления нейтралов на входе в систему откачки. В тоже время, отражение фотонов серии Лаймана не оказывает практически никакого влияния на ключевые параметры работы дивертора даже при 50% коэффициенте отражения, что заведомо является оценкой сверху для ультрафиолетовой части спектра. Проанализировано влияние запирания излучения на сигналы спектральных диагностик. Расчеты показывают, что интегральный сигнал в линиях Бальмера из дивертора возрастает примерно в 4 раза при достижении детачмента во внутреннем диверторе и в 7-8 раз при достижении детачмента во внешнем. При наблюдении области выхода сепаратрисы на приемную пластину по хорде, проходящей через междиверторное пространство, увеличение амплитуды сигнала вследствие учета запирания излучения может достигать 10-12 раз. Отклонение соотношения сигналов в различных линиях серии Бальмера может достигать фактора 2. В области ионизующейся плазмы учет запирания излучения приводит к росту отношения сигнала в линии H-альфа к более высоким линиям серии Бальмера, в рекомбинирующей плазме наблюдается обратная ситуация. В результате ошибки в определении параметров плазмы, возникающие при анализе сигналов спектральных диагностики без учета запирания излучения в базовом сценарии работы токамака TRT, могут достигать 100%, что сделает их эффективно неприменимыми. В целях повышения достоверности результатов проведена верификация кода SOLPS4.3, являющегося в данном проекте основным инструментом для моделирования макроскопических процессов переноса в пристеночной плазме, ответственных за установление режима детачмента. Оказалось возможным получение из общих физических соображений некоторых соотношений (законов подобия), которые воспроизводятся в численных расчётах в упрощенной квазиодномерной геометрии. Можно выделить четыре безразмерных параметра, описывающих в упрощённой модели состояние диверторной плазмы, относящихся к входной мощности, эффективности удержания нейтралов в диверторе, а также эффектов трёхчастичного взаимодействия и ступенчатых процессов возбуждения и ионизации атомов в диверторной плазме. Расчёты, проведенные кодом SOLPS4.3 в упрощенной квази-одномерной постановке, показали, что нормированные профили параметров плазмы для различных размеров модели в различной входной мощности при тех же значениях предлагаемых безразмерных параметров совпадают – то есть, квази-одномерные расчёты воспроизводят законы подобия, получаемые из общих физических соображений для такой постановки задачи. Кроме того, эти расчёты воспроизводят качественные особенности результатов двумерного моделирования, в частности, наличие бифуркаций решения при определенных условиях. Это позволяет сделать выводы, что расчёты SOLPS4.3 не противоречат общим физическим соображениям и что применение одномерной аналитической модели для интерпретации результатов моделирования детачмента этим кодом оправдано.

 

Публикации

1. А.А. Степаненко Effects of magnetic geometry on dynamics of current-convective turbulence in tokamak divertor plasma Physics of Plasmas, - (год публикации - 2022)

2. Крашенинников С.И., Кукушкин А.С., Пшенов А.А. Divertor plasma detachment: roles of plasma momentum, energy, and particle balances Plasma Physics and Controlled Fusion, Том 64 Стр. 125011 (год публикации - 2022) https://doi.org/10.1088/1361-6587/ac9a6f

3. Маренков Е.Д., Пшенов А.А., Кукушкин А.С. Simulation of lithium flow, redeposition, and vapor shielding in liquid lithium divertor of T-15MD tokamak with SOLPS 4.3 code Plasma Physics and Controlled Fusion, Том 64, Стр. 115006 (год публикации - 2022) https://doi.org/10.1088/1361-6587/ac91a3

4. С.И. Крашенинников, А.С. Кукушкин 1D model of tokamak scrape-off layer and divertor plasmas: dimensionless parameters and the results of numerical simulations Physics of Plasmas, 29, 12, 122502 (10pp) (год публикации - 2022) https://doi.org/10.1063/5.0129131


Возможность практического использования результатов
не указано