Тема работы «Моделирование режима с излучающей Х-точкой в токамаке-реакторе CFETR». Одним из основных вопросов в работе токамака является снижение тепловых нагрузок на стенки камеры токамака. Для этого используется дивертор, куда из-за магнитной конфигурации приходят потоки энергии из зоны удержания, прошедшие сепаратрису. Однако, максимальные нагрузки на дивертор тоже ограничены. Для ITER qoutmax=10 МВт/м2, а для будущего прототипа термоядерного реактора DEMO qoutmax=5МВт/м2. Сейчас для защиты дивертора используется напуск примеси (азот, неон, аргон), за счет которых происходит переизлучение большей доли энергии в диверторной области. Однако, по оценкам для DEMO максимальный поток, который должен проходить через сепаратрису, для работы токамака равен 160 МВт, при том, что в результате термоядерного синтеза такой поток будет достигать 400 МВт. Одним из вариантов решения данной проблемы является большой напуск примеси, из-за чего она будет проникать через сепаратрису и излучать внутри нее. Данный режим называется режимом с излучающей Х-точкой. Он наблюдается на современных токамаках, таких как ASDEX Upgrade, JET и упешно моделируется численным кодом SOLPS-ITER для ASDEX Upgrade. В то же время неизвестно возможно ли его получение в будущих токамаках реакторах, таких как CFETR, DEMO.В данной работе был получен в моделировании численным кодом SOLPS-ITER режим с излучающей Х-точкой для токамака-реактора CFETR. В данном режиме наблюдается сильное падение потоков энергии внутри сепаратрисы с 770 МВт до 0.1 МВт на масштабе 4.5 см. На диверторе достигается режим отрыва с  qoutmax=700 KВт/м2. Пик излучения смещен на внешний обвод, из-за того, что в этой области Te=11 эВ, что является температурой, при которой излучательная способность аргона максимальна. Наблюдается отсутствие протекания тока в холодной области, весь основной ток течет только по горячем поверхностям. Радиальное электрическое поле качественно выглядит как неоклассическое без явных изменений.

The subject of the graduate qualification work is "Modeling of radiative X-point regime in tokamak-reactor CFETR". Surface protection from heat fluxes is the one of the main issues of tokamak design. Divertor of future thermonuclear reactor DEMO can handle only qoutmax=5 MW/m2. Impurity seeding such as argon, nitrogen, neon, is used to protect divertor. They radiate in divertor area and lead to detachment. However, Demo divertor plates can handle only 160 MW, while heat fluxes can reach 400 MW during fusion. To decrease such fluxes, huge impurity seeding can be used. In this case impurity starts to radiate in the area above X-point. This is called radiative X-point regime. It is observed on tokamaks such as ASDEX Upgrade and JET. This regime can lead to absence of ELM. Also it decreases heat fluxes and doesn't deteriorate time confinement significantly. All of this factors make the regime promising for the future thermonuclear power plants. Although it is unknown, whether it exists on machines such as DEMO, CFETR.The paper presents results of CFETR edge plasma modeling. SOLPS-ITER package was used for this modeling. Radiative X-point regime is achieved in the modeling with high argon density. Radiative spot takes place above the X-point and it is shifted in the low field side area. Radial heat fluxes are decreased from 770 MW at core boundary to 0.1 MW at the separatrix. Electron temperature in the maximum of radiation area is Te=11 eV. The temperature corresponds to maximum of Lz. There is a detachment on the divertor: qoutmax=700 kW/m2. There is absence of current flow in cold area above X-point. Radial electric field differs from neoclassical radial electric field, but doesn't change its sign as was observed in ASDEX Upgrade modeling.

• Введение
• Глава 1. Обзор литературы
  • Режим с излучающей Х-точкой
  • Численное моделирование режима с излучающей Х-точкой
  • CFETR
  • Цель работы
• Глава 2. Метод исследования
• Глава 3. Расчеты с фиксированным напуском газа
• Глава 4. Режим с излучающей Х-точкой
• Глава 5. Заключение
• Список литературы