Многие явления, определяющие поведение плазмы в токамаке или стеллараторе, критическим образом зависят от краевых эффектов. Вблизи стенки плазма делится последней замкнутой магнитной поверхностью (сепаратрисой) на две принципиально разные зоны. Внутри сепаратрисы магнитные поверхности замкнуты, частицы удерживаются на них и двигаются поперек магнитного поля за счет столкновений и аномального переноса. Во внешней зоне (Scrape Off Layer, SOL) магнитные поверхности пересекают пластины дивертора. В этой области основную роль играют потоки частиц и тепла вдоль силовых линий на пластины, поскольку потоки частиц и теплопроводность вдоль силовых линий намного больше, чем в радиальном направлении. Огромные потоки энергии, приходящие в очень узкую область пластин дивертора вблизи их пересечения с сепаратрисой, создают одну из сложнейших инженерных проблем при проектировании реактора. Характеристики пристеночной области определяют потоки энергии и частиц на материальные поверхности, а значит, и возможный срок их эксплуатации.
Область вблизи сепаратрисы критическим образом влияет на время удержания энергии и частиц, а следовательно, на температуру и плотность вещества в основном объеме токамака. Внутри сепаратрисы непосредственно за ней может возникать слой плазмы с маленькими коэффициентами диффузии и теплопроводности, так называемый транспортный барьер. При этом концентрация и температура плазмы в центральной области резко повышаются. Это явление носит название перехода в режим улучшенного удержания (L-H перехода). Режим улучшенного удержания рассматривается как основной операционный режим экспериментального реактора ITER.
В настоящее время считается, что переход в режим улучшенного удержания (Н-режим) связан с вращением плазмы в радиальном электрическом поле. Если радиальная производная скорости дрейфового вращения плазмы в электрическом поле (шир) оказывается достаточно большой, турбулентные процессы, приводящие к аномальному переносу частиц и тепла, могут подавляться, и коэффициенты переноса уменьшаются.
В связи со сложностью магнитной топологии при переходе от замкнутых магнитных поверхностей к открытым для анализа явлений в пристеночной плазме необходимо численное моделирование.
На кафедре физики плазмы в сотрудничестве с институтом Макса Планка (Германия) был разработан код B2SOLPS5.2. Этот код решает гидродинамические уравнения, описывающие пристеночную плазму токамака в сложной двумерной геометрии. С помощью кода B2SOLPS5.2 впервые промоделированы электрические поля и дрейфовые потоки в плазме как снаружи, так и внутри сепаратрисы. Промоделировано распределение электрического поля в режиме улучшенного удержания плазмы. Рассчитаны потоки примесей в пристеночной плазме токамака… и многое другое. Различные модификации кода B2SOLPS5.2 используются при моделировании на токамаках ASDEX-Upgrade, MAST, DIII-D, JT-60 и на российском токамаке Глобус-М. В настоящее время на кафедре разрабатывается код SOLPS-ITER. Этот код уже объявлен базовым при моделировании пристеночной плазмы ИТЭР. Сотрудники кафедры физики плазмы активно участвуют в международных программах по моделированию пристеночной плазмы в ASDEX-Upgrade и ИТЭР. К нам приезжают учиться использованию кода из Европы, США, Китая, и не только. Студенты, прошедшие практику на кафедре, затем используют полученные навыки моделирования на различных установках.
Группа моделирования пристеночной плазмы
По вопросам дипломной работы в данном направлении обращайтесь к Владимиру Александровичу Рожанскому
Некоторые публикации по численному моделированию пристеночной плазмы:
1) V. Rozhansky, S. Voskoboynikov, E. Kaveeva, D. Coster, R. Schneider. Simulation of tokamak edge plasma including self-consistent electric fields // Nuclear Fusion – 2001 — Vol.41,№4 — P.387-401
2) V. Rozhansky, E. Kaveeva, S. Voskoboynikov, D. Coster, X. Bonnin, R. Schneider. Modeling of electric fields in tokamak edge plasma and L-H transition // Nuclear Fusion – 2002 — Vol.42 №8 — P.1110-1115
3) V. Rozhansky, E. Kaveeva, S. Voskoboynikov, G. Counsell, A. Kirk, H. Meyer, D. Coster, G. Conway, J. Schirmer, R. Schneider . Modelling of radial electric field profile for different divertor configurations // Plasma Physics Controlled Fusion – 2006 — Vol. 48 P.1425-1435
4) V. Rozhansky, E.Kaveeva, P. Molchanov, I. Veselova, S. Voskoboynikov, D. Coster, G. Counsell, A. Kirk, S. Lisgo and the ASDEX Upgrade Team. Simulation of H-modes discharges in ASDEX-Upgrade and MAST // Journal of nuclear materials -2009- Vol.390-391-p.408-411
5) V. Rozhansky, E.Kaveeva, P. Molchanov, I. Veselova, S. Voskoboynikov, D. Coster, G. Counsell, A. Kirk, S. Lisgo, the ASDEX Upgrade Team and the MAST Team. New B2SOLPS5.2 transport code for H-mode regimes in tokamaks // Nuclear Fusion – 2009 – Vol. 49 025007
6)V. Rozhansky , E. Kaveeva, I. Veselova, S. Voskoboynikov, D. Coster. Towards Modeling of ITER H-mode // Contributions to Plasma Physics – 2010 – Vol. 50 338-342 (5pp)
7) V. Rozhansky , P. Molchanov, E. Kaveeva, S. Voskoboynikov, A. Kirk, E. Nardon, D. Coster, M. Tendler. Modeling of the Edge Plasma of MAST in the Presence of Resonant Magnetic Perturbations // Nuclear Fusion -2011- vol 51 083009
8) V.A. Rozhansky, UI.Yu. Senichenkov, E.G. Kaveeva, A.V. Gogoleva , E.O. Vekshina, S.P. Voskoboynikov, F. Wagner and the Globus-M team. Transport modeling of the Globus-M tokamak edge plasma // Proceedings of the 40th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, Espoo — 2013 — ECA Vol. 37D P1.105