интегральное моделирование плазмы токамака

Intmodeling1 intmodeling2Радиальные профили концентрации и температур в плазме токамака ASDEXUpgrade: эксперимент и интегральное моделирование

 Для проектирования токамака-реактора необходимо решать систему уравнений переноса частиц и энергии как в пристеночной, так и в центральной плазме. В центральных областях токамака достаточно одномерных уравнений. Одним из наиболее полных кодов для описания внутренней области токамака является одномерный код АСТРА. Он был разработан в Курчатовском Институте в Москве и теперь является одним из самых востребованных как на российских токамаках, так и на ведущих установках за рубежом, таких как JET, MAST (Англия), ASDEX-Upgrade (Германия). Этот код используется и для предварительного моделирования центральной области ИТЭР. С помощью кода АСТРА можно рассчитать профили температур электронов и ионов и их концентрацию, выход нейтронов в результате термоядерной реакции, определить эффективность нагрева плазмы. В то же время в пристеночной области, где имеет место сложная форма камеры токамака и сложная конфигурация удерживающего плазму магнитного поля, необходимо решать двумерную задачу. Для этого широко используется код B2SOLPS5.2, разработанный на кафедре физики плазмы в сотрудничестве с институтом Макса Планка(Германия) (ссылка на описание двумерного моделирования), который позволяет описание всей пристеночной области, включая дивертор, в том числе и в режиме улучшенного удержания.

Для получения общей картины внутренней и пристеночной областей токамака необходимо одновременно провести моделирование внутренней области с помощью кода АСТРА и пристеночной плазмы с помощью B2SOLPS5.2, так, чтобы профили параметров и поток тепла из центра на периферию были гладкими. На кафедре физики плазмы ведется такая работа в рамках программы интегрального моделирования. Разработан автоматизированный алгоритм объединения кодов, который в настоящее время используется для моделирования токамаков ASDEX-Upgrade и Глобус-М. На базе моделирования получено полное распределение потоков частиц и тепла в этих токамаках, хорошо согласующееся с экспериментальными данными. В дальнейшем схема интегрального моделирования будет использована для расчетов ИТЭР.

По вопросам дипломной работы в данном направлении обращайтесь к Илье Юрьевичу Сениченкову

Публикации по данной тематике

1) I Yu Senichenkov, E G Kaveeva, V A Rozhansky, S P Voskoboynikov,P A Molchanov, D P Coster, G V Pereverzev, the ASDEX-Upgrade Team and the Globus-M Team. Integrated modeling of H-mode tokamak discharges with ASTRA and B2SOLPS numerical codes// Plasma Physics and Controlled Fusion – 2014 – Vol 56 — 055002

2) I.Yu. Senichenkov, E.G. Kaveeva, A.V. Gogoleva, E.O. Vekshina, G.V. Zadvitskiy, P.A. Molchanov, V.A. Rozhansky, S.P. Voskoboynikov, N.A. Khromov, S.A. Lepikhov, V.K. Gusev and The Globus-M Team. Integrated modelling of the Globus-M tokamak plasma and a comparison with SOL width scaling // Nuclear Fusion — 2015 — 55 053012