Солдаткина Елена Ивановна

Вихревое удержание

Конфигурация магнитного поля в аксиально-симметричном пробкотроне не является благоприятной для МГД-устойчивого удержания плазмы. В ранних экспериментах на установке ГДЛ магнитогидродинамическая устойчивость достигалась при помощи связанных с пробкотроном дополнительных плазменных секций, обладающих благоприятной геометрией магнитного поля. Плотность истекающей плазмы в запробочной области (расширителе) газодинамической ловушки достаточно велика, что позволяет использовать расширители в качестве в качестве плазменных секций, стабилизирующих МГД-неустойчивости [1]. Для формирования благоприятной в смысле МГД-устойчивости конфигурации магнитного поля в расширителе использовались специальные катушки, охватывающие торцевые баки и создающие магнитное поле с направлением, обратным направлению поля в пробкотроне. Кроме расширителей, в качестве МГД-стабилизатора на установке ГДЛ также использовалась дополнительная ячейка с конфигурацией антипробкотрона, присоединенная к одному из торцов установки [2].

После существенной модернизации установки параметры плазмы в центральном соленоиде, где кривизна силовых линий магнитного поля неблагоприятна для устойчивости, достигли таких величин (температура электронов плазмы Te = 250 эВ, плотность плазмы 5*1013 см-3, относительное давление в точках остановки β = 0,6), что стабилизирующего действия дополнительных магнитных ячеек недостаточно. Поэтому в ГДЛ был применен метод дифференциального вращения плазмы, экспериментально описанный в [3] и обоснованный теоретически в [4].

Механизм получил название «вихревого удержания» и был реализован путем подачи потенциала на радиальные электроды – лимитеры, – расположенные вблизи пробочных узлов установки (Рис.1).

Рис. 1. Схема реализации вихревого удержания

Подаваемое на лимитеры напряжение обеспечивает вращение внешних слоев плазмы относительно внутренних в скрещенных ExB полях. Вихревое удержание не подавляет МГД-неустойчивость, но позволяет модифицировать ее таким образом, что линии потока на периферии становятся замкнутыми и плазма удерживается внутри образовавшегося вихря (рис.2).

Рис. 2. Замкнутые линии потока при реализации механизма «вихревого удержания»

Таким образом при помощи вихревого удержания поперечные потери в ГДЛ ограничиваются на уровне 10-15% от продольных потерь [5].

Если сделать простую оценку мощности, затрачиваемой на такую стабилизацию, считая, что вся затрачиваемая в системе мощность расходуется на нагрев плазмы, а потери – только продольные, оказывается, что эти затраты составляют единицы процентов от полной мощности нагрева системы. Такая оценка позволяет предварительно заключить, что метод вихревого удержания может быть применен в термоядерных установках класса нейтронного источника на основе газодинамической ловушки.

1. Ivanov A.A., Bagryansky P.A., Anikeev A.V. et al. of Plasmas, 1994. V.1. PP.1529-1535.
2. Anikeev A.V.,Bagryansky P.A., Deichuli P.P. et al. of Plasmas, 1997. V.4(2). PP.347-354.
3. Е.И.Солдаткина, П.А.Багрянский, А.Л.Соломахин, Физика Плазмы, 34, №4, 2008, стр.291-296.
4. D.Beklemishev, P.A.Bagryansky, M.S.Chaschin, E.I. Soldatkina, Fusion Science and Technology, 2010, V.57 (4), 2010, PP. 351-360.
5. A. Bagryansky, A.D. Beklemishev & E.I. Soldatkina, Fusion Science and Technology, 2007, 51:2T, 340-342.

Особенности энергобаланса

Ключевым с точки зрения приложений параметром потенциального термоядерного реактора на основе открытой магнитной ловушки является его энергетическая эффективность, поэтому изучение возможных каналов потерь энергии из системы критически важно для обоснования проекта такого реактора. Исследования по теме ранее проводились на установке ГДЛ в конфигурации с длительностью атомарной инжекции 1 мс. Современная установка ГДЛ оснащена инжекторами длительностью 5 мс, сценарий создания и поддержания разряда также претерпел изменения, полученные параметры приблизились к термоядерным величинам, поэтому задача изучения энергобаланса по-прежнему актуальна.

Для сведения энергобаланса в ловушке необходимо измерять величины энергии, поступающей в плазму и теряемой из плазмы по различным каналам. Инжекторы нейтральных атомов являются основным источником энергии, поступающей в плазму, и выдают мощность 5 МВт, примерно половина из которой захватывается плазмой в типичных сценариях эксперимента. Эти величины вычисляются по данным вторично-эмиссионных датчиков, расположенных на приемниках пучков, а также проволочных калориметров, которыми снабжен каждый инжектор. Таким образом, при длительности инжекции в 5 мс захваченная плазмой энергия составляет порядка 12 кДж. В качестве возможных каналов потерь энергии были рассмотрены:

• продольные потери на приемник плазмы за пробкой ловушки,
• потери на радиальные лимитеры, ограничивающие размер плазмы и имеющие прямой контакт с ней,
• потери на резонансную перезарядку ионов плазмы на остаточном газе, а также на излучение.

Потери энергии из плазмы вдоль магнитного поля через пробки являются неотъемлемым каналом потерь для любой открытой ловушки, для их измерения штатно используется система пироэлектрических болометров на основе кристаллов ниобата лития, которые расположенных на одном из приемников плазмы в расширителе установки. Эта система позволяет измерять временной ход потока мощности на плазмоприемник и его радиальные профили по четырем радиусам.

Радиальные лимитеры напрямую контактируют с плазмой и принимают на себя часть ее энергии, для измерения величины которой используются датчики-калориметры, измеряющие скачок температуры в рабочем импульсе установки.

Для измерения величины потерь, обусловленных резонансной перезарядкой ионов плазмы на остаточном газе, используется линейка пироэлектрических болометров, конструкция которых идентична конструкции датчиков на приемнике плазмы, расположенная на внутренней стенке вакуумной камеры вдоль ее оси. В 2024 году линейка с болометрами была увеличена и в данный момент состоит из 23 датчиков, перекрывающих всю область движения горячих ионов в обе стороны установки (Рис. 1). Болометры чувствительны как к потокам частиц, так и к излучению, поэтому измеряют сумму этих величин, что удовлетворяет задаче энергобаланса.

Также в балансе энергии необходимо учитывать энергосодержание быстрых ионов W_fast, которое оценивалось по данным диамагнитной петли, установленной в центральной плоскости ГДЛ с помощью численного кода DOL, основанном на динамике кулоновского рассеяния и позволяющем рассчитать энергосодержание быстрых ионов как функцию времени. Скорость изменения энергосодержания быстрых ионов dW_fast/dt принималась за производную W_fast по времени.

Рис. 1. Общий вид установки ГДЛ с диагностическими зондами

Используя описанные диагностики, возможно оценить мгновенный энергобаланс плазмы в различных режимах ее удержания.

Рисунок 2 (а) демонстрирует динамику мощности в типичном разряде ГДЛ. Потери мощности на радиальных лимитерах здесь не учитывались, так как калориметры способны измерять только интегральные значения. Цветные линии обозначают указанные мощности согласно легенде графика, а черная линия обозначает суммарную мощность трех компонент PΣ = P_axial + P_wall + dW_fast/dt. Отметим, что мощность продольных потерь P_axial получена удвоением мощности, регистрируемой на западном приемнике плазмы, так как восточный приемник ГДЛ не оснащен соответствующей измерительной системой.

Рис. 2. Мгновенный баланс мощности в ГДЛ. (а) Измеренные в эксперименте потоки мощности (б) Мощности каждого компонента в процентах от захваченной мощности в течение интервала работы атомарных инжекторов

Особый интерес в мгновенном балансе мощностей представляет временной интервал от 4 до 7,4 мс, когда работают инжекторы нейтрального пучка. Мощности каждой компоненты в процентах от захваченной мощности в течение этого интервала представлены на рисунке 2 (б). Из рисунка видно, что мощность нейтральных пучков, которая переходит в энергосодержание быстрых ионов dW_fast/dt, достигает максимума ∼25% вскоре после начала работы инжекторов и уменьшается примерно до 10% к концу инжекции. Продольные потери P_axial начинаются со значения около 10% и постепенно растут до ∼50%. Потери на резонансную перезарядку и излучение остаются примерно постоянными на уровне ∼35% на протяжении всей инжекции. Общая суммарная мощность измеренных потерь достигает к концу импульса P_Σ ∼90% от захваченной мощности.

Методы повышения относительного давления

Относительное давления плазмы β (отношение давления плазмы к давлению удерживающего ее магнитного поля) является одним из ключевых при разработке проектов будущих термоядерных реакторов на основе открытой ловушки. Коэффициент усиления термоядерной мощности пропорционален относительному давлению как Q ∝ β/(√(1 - β)).

Определяющий вклад в давление плазмы в экспериментах на ГДЛ вносит популяция быстрых ионов, возникающая в результате перезарядки пучков нейтральных атомов на мишенной плазме. Быстрые ионы удерживаются адиабатически, совершая колебания между точками остановки. При неизменной мощности нагрева пучками сокращение расстояния между точками остановки приводит к увеличению плотности энергии быстрых ионов и, соответственно, к повышению их давления.

Сближение точек остановки быстрых ионов реализовано посредством обратимой модификации магнитной системы ГДЛ. Коммутация специально сконструированной пары двойных катушек в режиме с удвоенным количеством витков позволяет реализовать магнитную конфигурацию с областью движения быстрых ионов в 1,5 раза более короткой, чем в стандартной конфигурации. Дополнительная к этому перекоммутация пары центральных катушек из последовательного соединения в параллельное реализует магнитную конфигурацию со сжатием области движения быстрых ионов в 2 раза относительно стандартной и со сниженным полем в центре. Параметр δ равен отношению расстояния между точками остановки в стандартной конфигурации к таковому в любой иной конфигурации. Описанные конфигурации магнитгого поля с указанием точек остановки быстрых ионов показаны на Рис. 1.

Рис. 1. Распределение магнитного поля ГДЛ в стандартной конфигурации и в случае сближенных точек остановки быстрых ионов

На Рис. 2 показаны зависимости диамагнитного потока в центральной плоскости установки от времени для некоторых характерных разрядов во всех трёх конфигурациях. Режимы удержания плазмы в различных конфигурациях были оптимизированы для достижения максимального значения диамагнитного потока.

Рис.2. Временная зависимость диамагнитного потока, измеренная в центральной плоскости ГДЛ

Взаимодействие плазмы с нейтральным газом

Амбиполярная теория предусматривает течение плазмы в расширитель в режиме, близком к бесстолкновительному, что накладывает жесткие ограничения на вакуумные условия в расширителе. При этом неясно, какое давление остаточного газа допустимо и что происходит при наличии существенного количества нейтралов. Представляется вполне возможной ионизация остаточного газа, за счет которой популяция запертых электронов в расширителе увеличится и начнет существенно влиять на плазму в ловушке. Очевидно также, что будет очень трудно удовлетворить требованиям высоких вакуумных условий в расширителе действующего нейтронного источника или реактора синтеза. Простые оценки для типичных параметров плазмы в установке ГДЛ показывают, что в области расширителя вблизи пробки (K=10, диаметр плазмы 15 см, n = 10¹² см^-3) вероятность ионизации нейтрального газа близка к единице, поэтому ток ионов на приемник плазмы должен существенно увеличиваться при наличии газа в расширителе. Если каждая молекула газа отдает электрон при столкновении с плазмой и ток образовавшихся «холодных» электронов равен току ионов из ловушки, то предельно допустимая плотность газа оказывается равной n_crit = 10¹² см^-3. При плотностях выше этой параметры плазмы в ловушке должны существенно снижаться за счет проникновения туда образующихся холодных электронов. Однако измеренные параметры плазмы в центре ловушки остаются постоянными вплоть до плотностей газа n = 10¹⁴ см^-3 (рис. 1).

Рис. 1. Поток нейтронов и температура электронов в центральной части ГДЛ при разной плотности нейтрального газа в расширителе

Прямое измерение профилей плотности ионного тока на плазмоприемник датчиками потока ионов показало, что эти профили слабо меняются даже при больших плотностях атомарного газа (рис. 2). Полный ток на плазмоприемник остается постоянным. Таким образом, критическая плотность нейтрального газа в расширителе ловушки оказалась в 100 раз больше, чем показывали грубые оценки. Эти результаты изложены в статье [E.I. Soldatkina, et al. Plasma and Fusion Research Volume 14, 2402006 (2019) DOI: 10.1585/pfr.14.2402006].

Рис. 2. Распределение плотности тока ионов по радиусу при разной плотности нейтрального газа в расширителе

Первые результаты измерений при помощи системы оптической томографии показывают, что концентрация нейтральной компоненты внутри плазмы в расширителе оказывается существенно меньше ожидаемой с учетом инжекции большого количества газа перед рабочим импульсом (рис. 3). Видно, что при различии количества газа в 100 раз, интенсивность свечения в расширителе растет только в 10 раз.

Рис. 3. Интенсивность свечения атомарного газа в расширителе ГДЛ:

а – плотность газа n = 10¹² см^-3, б – плотность газа n = 10¹⁴ см^-3

Установка "Газодинамическая Ловушка" (ГДЛ)

Установка "Газодинамическая Ловушка" (ГДЛ), созданная в Институте ядерной физики в 1986 году, относится к классу открытых ловушек и служит для удержания плазмы в магнитном поле.

Что такое плазма?

Описание газодинамической ловушки

Программа исследований

Наши результаты

Семинары лаборатории

Публикации

Работа студентов на ГДЛ

Фотоальбом

СМИ о нас

Совместные исследования

Что такое плазма?

Плазма - это полностью или частично ионизованный газ, в котором суммарный отрицательный заряд частиц равен суммарному положительному заряду. Поэтому в целом плазма является электрически нейтральной средой, или как говорят в физике, плазма обладает свойством квазинейтральности. Плазма считается четвертым (после твёрдого, жидкого и газообразного) агрегатным состоянием вещества и является нормальной формой существования вещества при температуре порядка 10 000 градусов и выше. 

Плазма очень распространена во Вселенной. Солнце и звёзды представляют собой не что иное, как сгустки высокотемпературной плазмы. Но на Земле плазмы очень мало, природный пример – верхний слой атмосферной оболочки Земли, он также образован из плазмы – это так называемая ионосфера. Космические частицы и частицы солнечного ветра ионизуют верхний слой атмосферы, и образовавшаяся плазма удерживается магнитным полем Земли. То есть, это своеобразная земная магнитная ловушка. В период повышенной солнечной активности поток заряженных частиц солнечного ветра деформирует магнитосферу планеты. Вследствие развития гидромагнитных неустойчивостей плазма проникает в верхнюю атмосферу в районе полюсов. Атмосферные газы взаимодействуют с заряженными частицами плазмы, возбуждаются и рождают свечение. Этим обусловлено явление полярного сияния, видимое только на полюсах.

Исследования плазмы как необычного состояния вещества в природе проводятся уже более века, а начиная со второй половины 20 века, в неразрывной связи с «генеральным направлением» физики плазмы – осуществлением самоподдерживающейся управляемой реакции термоядерного синтеза (УТС).

Для того, чтобы произошла реакция синтеза, исходные ядра должны преодолеть силу электростатического отталкивания, для этого они должны иметь большую кинетическую энергию. Если предположить, что кинетическая энергия ядер определяется их тепловым движением, то можно сказать, что для реакции синтеза нужна большая температура. Поэтому реакция названа «термоядерной». Чтобы вступить в реакцию, ядра должны преодолеть потенциальный барьер. Например, для реакции дейтерий-тритий величина этого барьера составляет примерно 0,1 МэВ. (Электронвольт (сокращённо эВ или eV) — внесистемная единица энергии, используемая в атомной и ядерной физике. Один электронвольт равен энергии, которая необходима для переноса электрона в электростатическом поле между точками с разницей потенциалов в 1 В. Таким образом, 1 эВ = 1,602 176 487(40)×10⁻¹⁹ Дж = 1,602 176 487(40)×10⁻¹² эрг). Для сравнения, энергия ионизации водорода — 13 эВ. Поэтому вещество, участвующее в термоядерной реакции будет представлять собой практически полностью ионизированную плазму. 

Главными реакциями синтеза с участием изотопов легких атомов являются следующие: 

причем вероятность двух каналов D+D реакции одинакова. Эти реакции в конечном итоге ведут к появлению радиоактивных продуктов, которые образуются во вторичных реакциях с участием термоядерных нейтронов в стенках реактора. Этого недостатка лишена реакция

D + ³He → ⁴He (3.6 МэВ) + p (14.7 МэВ)

На Земле 3He практически отсутствует, однако он обнаружен на поверхности Луны. Если термоядерная энергетика когда-нибудь станет реальностью, то вероятно она будет основана именно на этой реакции. А на сегодняшний день основной реакцией для будущей термоядерной электростанции выбрана реакция D+T благодаря высокому энерговыделению и большому сечению реакции.

В настоящее время международное научное сообщество приступило к строительству крупнейшего международного экспериментального термоядерного реактора типа токамак под названием «ИТЭР». В ближайшие десятилетия ИТЭР должен продемонстрировать возможность функционирования самоподдерживающейся управляемой термоядерной электростанции на основе реакции синтеза дейтерия и трития. Однако очевидно, что для дальнейшего развития термоядерной энергетики будущего и строительства таких станций, которые будут работать десятилетиями, уже сегодня нужно отобрать из уже существующих и создать новые надежные материалы, способные на протяжении всего срока службы выдерживать мощные нейтронные потоки. Для проведения испытаний таких материалов необходим мощный источник термоядерных нейтронов. Согласно требованиям специалистов в области термоядерного материаловедения, плотность потока нейтронов с энергией 14 МэВ в зоне испытаний должна быть порядка 2 МВт/м2. Источник нейтронов с таким потоком может быть создан на основе открытой ловушки.

Описание газодинамической ловушки

Программа исследований

Основные направления исследований на установке ГДЛ:

• Исследование МГД устойчивости двухкомпонентной плазмы с высоким значением относительного давления в осесимметричной магнитной ловушке, стабилизированной вихревым транспортным барьером.

• Изучение удержания частиц и энергии в мишенной плазме при нагреве мощной атомарной инжекцией в присутствии популяции быстрых ионов. Решение данной задачи подразумевает изучение продольного удержания и исследование поперечного переноса вещества и энергии.

• Исследование удержания быстрых ионов, их функции распределения и методов повышения относительного давления плазмы.

• Изучение поведения нейтрального газа в процессе нагрева плазмы атомарной инжекцией, исследование влияния свойств первой стенки на баланс частиц нейтрального газа. Сюда примыкают также задачи поиска оптимального способа поддержания материального баланса частиц мишенной плазмы.

• Исследование физических процессов в расширителе ГДЛ.

• Изучение высокочастотных колебаний, связанных с неравновесностью функции распределения ионов.

• Применение дополнительных методов нагрева электронов пазмы: ЭЦР нагрев и инжекция электронных пучков.

• Равитие численных кодов для моделирования удержания двухкомпонентной плазмы в осесимметричной открытой ловушке

Наши результаты

ЭЦР нагрев

Изучение АИЦ неустойчивости

Взаимодействие плазмы с электронным пучком

Численные коды

Физика расширителя

Вихревое удержание

Особенности энергобаланса

Методы повышения относительного давления

Взаимодействие плазмы с нейтральным газом