Данная работа посвящена моделированию кодом SOLPS-ITER разряда компактного сферического токамака Глобус-М2 на основе экспериментальных данных, полученных при помощи диагностики Томпсоновского рассеяния лазерного излучения, а также анализу влияния примеси на разряд на основе моделирования и изучению возможности перехода в режим отрыва диверторных пластин. Проблема снижения потоков тепла на диверторные пластины стоит наиболее остро на установках с высокой мощностью и сравнительно длительным временем удержания, так как на таких установках плотность потоков мощности на диверторные пластины не может превышать критическое значение 10 МВтм2 . И хоть в токамаке Глобус-М2 данная проблема не стоит остро, он является отличной площадкой для изучения физики управляемого термоядерного синтеза. Основной идеей перехода в режим отрыва диверторных пластин при помощи напуска излучающей примеси является сокращение потока мощности на диверторные пластины посредством излучения напускаемой примеси. При этом стоит учитывать распределение примеси в установке и не допускать ее скопления в зоне удержания. Иными словами, важно так подобрать примесь, скорость напуска и место напуска, чтобы подавляющий процент излученной мощности приходился на регионы, не являющиеся зоной удержания. В данной работе приведены результаты моделирования разряда токамака Глобус-М2 с различной скоростью напуска азота. Случай с минимальным напуском азота хорошо согласуется с экспериментальными данными, полученными в ходе разряда №38361 на 197 мс. Из результатов моделирования с увеличением скорости напуска азота можно сделать вывод, что переход в режим отрыва возможен на рассматриваемой установке в режиме H-mode, что совпадает с экспериментами, проводимыми на установке ASDEX-Upgrade[10]. Однако в силу отстутствия экспериментального подтверждения остается открытым вопрос не повторит ли Глобус-М2 сценарий разряда в токамаке COMPASS[8], на котором удалось получить лишь режим отрыва в L-mode, как отмечалось, в силу недостаточности мощности дополнительного нагрева и высоких потерь на излучение в зоне удержания.

This work is devoted to the reduction of heat fluxes to the divertor and to the studying of the possibility of using nitrogen as a radiating impurity for switching to the detachment mode on the compact spherical tokamak Globus-M2 by modeling with SOLPS-ITER code based on experimental data of Thomson scattering diagnostics. Reduction of heat flows to divertor plates is one of the most urgent problem in devices with high power and a relatively long pulse duration since in such devices the density of power flows to divertor plates should not exceed the critical value 10 МWtm2 . Although this problem is not acute in the Globus-M2 tokamak, it is an excellent platform for studying the physics of controlled nuclear fusion. The main idea of switching to the detachment mode by the radiating impurity seeding is reducing the power flow to the divertor plates due to radiation loss by the input impurity. At the same time, it is necessary to take into account the distribution of the impurity in the device and avoid its accumulation in the confinement zone. Also, it is important to choose the type of impurity, the impurity injection rate and the location so that the overwhelming percentage of the radiated power falls on regions which are not the confinement zone. This work presents the results of modeling the discharge of the Globus-M2 tokamak with different nitrogen injection rates. The purest of the presented cases agrees well with the experimental data obtained during discharge №38361 at 197 ms. According the modeling results with an increase of the nitrogen injection rate, it can be concluded that the transition to the detachment is possible in H-mode at the device , which coincides with the experiments conducted at the ASDEX-Upgrade tokamak[10]. However, due to the lack of experimental data the question remains open whether the Globus-M2 will repeat the discharge scenario of the COMPASS[8] tokamak where it was possible to obtain only detachment in L-mode, as noted, due to insufficient additional heating power and high radiation losses in the confinement zone.