+
Действующая цена700 499 руб.
Товаров:
На сумму:

Электронная библиотека диссертаций

Доставка любой диссертации в формате PDF и WORD за 499 руб. на e-mail - 20 мин. 800 000 наименований диссертаций и авторефератов. Все авторефераты диссертаций - БЕСПЛАТНО

Расширенный поиск

Исследование влияния лития на характеристики плазмы в токамаке

  • Автор:

    Прохоров, Андрей Станиславович

  • Шифр специальности:

    01.04.14

  • Научная степень:

    Кандидатская

  • Год защиты:

    2004

  • Место защиты:

    Москва

  • Количество страниц:

    127 с. : ил.

  • Стоимость:

    700 р.

    499 руб.

до окончания действия скидки
00
00
00
00
+
Наш сайт выгодно отличается тем что при покупке, кроме PDF версии Вы в подарок получаете работу преобразованную в WORD - документ и это предоставляет качественно другие возможности при работе с документом
Страницы оглавления работы

1. Введение
2. Глава 1 Описание экспериментальной установки
3. Глава 2 Система измерения радиационных потерь
4. Глава 3 Метод восстановления профиля радиационных потерь
5. Глава 4 Результаты восстановления профиля радиационных потерь. Влияние на излучение температуры диафрагмы
6. Глава 5 Абсолютная калибровка болометра
7. Глава 6 Влияние лития на разряд плазмы в токамаке
8. Глава 7 Баланс частиц лития в плазме токамака
9. Глава 8 Изучение быстрого проникновения примесей в центр плазменного шнура во время срыва
10. Заключение
11 .Список используемой литературы
В настоящее время одним из самых перспективных типов плазменных ловушек для целей управляемого термоядерного синтеза (УТС) является токамак, где разрядная камера представляет собой тор. Плазменный шнур в нем удерживается винтовыми магнитными полями, которые создаются током, текущим по самой плазме, и большим продольным (тороидальным) полем, создаваемым внешними катушками. Однако, для осуществления термоядерной реакции в такой ловушке необходима температура плазмы порядка Т=10 КэВ. Такая температура необходима для того, чтобы выход О -Т - реакции был максимальным, при минимальном значении давления плазмы, т.е. произведения концентрации электронов на температуру плазмы. Пе Т=шіп [1]. Удержание плазмы магнитным полем не является абсолютным, то есть часть горячих заряженных частиц продолжает выходить на стенку камеры за счет диффузии поперек магнитного поля, а также при срыве в плазме. Кроме этого, магнитное поле никак не задерживает излучение и нейтральные частицы, которые также передают на стенку, значительную часть энергии из плазмы. Поэтому между плазмой и первой стенкой токамака во время разряда идет достаточно сильный теплообмен. Потоки частиц и излучений на первую стенку токамака уже очень высоки при температуре электронов в плазме существенно ниже оптимальных КЖэВ. Из-за этого, помимо разрядной камеры, необходим специальный приемник теплового потока из плазмы на стенку - диафрагма, либо специальное устройство, называемое дивертором. Его основные функции: уменьшить взаимодействие плазмы со стенкой и помешать примесям проникнуть в центр плазменного шнура. Как было показано в [2], поток энергии на пластины дивертора токамак-реактора УТС могут достигать с]0—0.6КВт/см2, Чтобы снизить тепловую нагрузку на пластины дивертора, необходимо, чтобы как можно большая часть энергетического потока приходилась на долю излучения.
Излучение позволяет более равномерно распределить поток тепла и снизить тепловую нагрузку в диверторе.
Согласно[2], основной поток энергии, поступающий из плазмы в дивертор, сосредоточен в относительно узком слое вблизи сепаратрисы -символичной магнитной поверхности, разделяющей область замкнутых и разрушенных поверхностей. Это связано с теплопроводностным механизмом транспортировки энергии вдоль силовых линий магнитного поля кондуктивного потока тепла в объем дивертора. В диверторе при этом возникает область конверсии кондуктивного тепла в излучение и область объемной рекомбинации плазмы. Для этого температура чисто водородной плазмы должна быть довольно низкой Т=1эВ. Это охлаждение достигается излучательными потерями за счет нейтральной фракции О- Г , либо за счет примесей. Таким образом, если обеспечить поступление атомов примеси в плазму со стенок, то атомы, ионизуясь и возвращаясь назад, будут циркулировать в близи сепаратрисы. При этом за счет ионизации, рекомбинации и тормозного излучения слой, в котором будут находиться эти примеси, отдаст часть энергетического потока из центра шнура на его прериферию в виде излучения на стенку.
Существует серьезная проблема выбора вещества в качестве такой примеси. Применение таких традиционных материалов, как V/, Ве, С позволяет до некоторой степени решить задачу для ИТЭРа, хотя и довольно сложным техническим приемом, гребукяцим механической смены диверторных пластин после 1000 импульсов. Каждый из этих хорошо апробированных на токамаках материалов имеет наряду с определенными достоинствами серьезные недостатки. Вследствие их возникают проблемы: высоких Ъ, съема тепла, большой эрозии, накапливающейся пыли и т.д. Для дальнейших шагов, например, создания Е)ЕМО-реакгора, задача остается нерешенной.
Ь і - показания болометра для і канала.
Однако, в связи с тем, что в плоскости измерения болометра располагается литиевая диафрагма, которая может вносить большую асимметрию в излучение в силу высокой интенсивности свечения на диафрагме нейтрального лития, на нижней половине в плоскости измерений нельзя использовать предположение о тороидальной симметрии. Из-за этой особенности необходимо заранее выделить область, где возможно сильное, ассиметричное влияние диафрагмы и рассматривать две различные области. В первой из них наблюдается асимметричное излучения литиевой диафрагмы и область, где тороидальная симметрия должна сохраняться. С этой целью весь плазменный шнур в плоскости измерения болометра был разбит на два региона, границей которым служила средняя линия. В нижнем регионе наблюдается как влияние диафрагмы, так и тороидальная симметрия и решение, полученное после нашей Абелизации иногда нельзя считать вполне корректным, в верхнем же регионе должна соблюдться тороидальная симметрия и, найдя решение для него, мы можем распространить его на весь плазменный шнур. При рассмотрении всего плазменного шнура этот фактический взлет свечения нейтрального лития вблизи диафрагмы не должен привести к катастрофическим последствиям, и может внести лишь на некоторую поправку в расчет полных излучательных потерь.
Далее, при применении нашего метода восстановления профиля радиационных потерь перед нами встает задача определения границы областей.
Дело в том, что разбиение шнура на равные области, как это делается в ходе стандартной Абелизации, делает задачу неустойчивой. В итоге было найдено следующее решение. Размер и границы областей определим положением и геометрической шириной каналов. Области должны иметь такую ширину, чтобы каждый последующий канал от периферии к центру

Рекомендуемые диссертации данного раздела

Время генерации: 0.163, запросов: 967