Одной из основных задач в проектировании термоядерных установок на основе токамака является снижение тепловых нагрузок на стенки вакуумной камеры. На текущий момент это делается с помощью диверторной магнитной конфигурации: потоки тепла выходят из зоны удержания и спускаются полоидально на диверторные пластины. Они рассчитаны на большие тепловые нагрузки и охлаждаются дополнительно. Но их операционные пределы тоже конечны, и, к примеру, для токамака ITER это q = 10 МВ/м2 в стационарном режиме работы, не учитывая переходных процессов. Для уменьшения тепловых нагрузок сейчас используется напуск переизлучающей примеси (неон, азот, аргон), а так же различные диверторные конфигурации: Super–X Divertor, X Divertor и многие другие. Многообещающей конфигурацией является «угловая». Она была успешно использована на токамаке EAST после предварительного моделирования кодом SOLPS-ITER. В то же время не известно, будет ли она эффективна на других токамаках, таких как TRT. В данной работе исследованы три операционных режима «углового» дивертора для токамака ТРТ, а именно попадание сепаратрисы в верхнюю, нижнюю и «угловую» части мишени. Получены данные о плотности потока энергии на пластины, оценки для условий формирования газовой мишени на внешней пластине. Наблюдается режим отрыва для горизонтальной пластины, для двух других этот режим сменяется на частичный отрыв. Плотности потока энергии в горизонтальной и угловой конфигурации не превышают 10 МВ/м2, что делает такие конфигурации возможными для токамака ТРТ. Вертикальная конфигурация является неприемлемой из-за высокого распыления и возможного расплавления вольфрама.

One of the main goals in the construction of a tokamak is the reduction of thermal loads on the walls of the vacuum chamber. Currently, this is done using a divertor magnetic configuration: heat flows out of the confinement zone and descend poloidally onto the divertor plates. They are designed for high thermal loads and are additionally cooled. But their limits are also finite, and, for example, for the ITER tokamak it is q = 10 MW/m2 in the stationary mode of operation, not taking into account transients. To reduce thermal loads, impurities seeding (neon, nitrogen, argon) is now used, as well as various divertor configurations, such as Super–X Divertor, X Divertor and many others. A promising configuration is the «corner» one, which has already been used on the EAST tokamak and is successfully modeled by the SOLPS-ITER code. At the same time, it is not known whether it will be effective on other tokamaks, such as TRT. In this work, three operating modes of the «corner» divertor for the TRT tokamak reactor are investigated, namely, the separatrix hitting the upper, lower, and “corner” targets. Data on the density of the energy flux to the plates and estimates of the formation of a gas target for the outer plate are obtained. A detachment mode is observed for a horizontal plate, for the other two this mode is replaced by a semi-detachment. The energy flux densities for the horizontal and corner configurations do not exceed 10 MW/m2, which makes such configurations possible for the TRT tokamak. The vertical configuration is unacceptable due to the high sputtering and possible melting of the tungsten.

• Введение
• Глава 1. Обзор литературы
  • Проекты альтернативных диверторов
    • X Divertor
    • Super–X Divertor
    • «Snowflake» Divertor
    • «Corner» Divertor
  • Численное моделирование классического дивертора ТРТ
  • Цель работы
• Глава 2. Метод исследования
• Глава 3. Результаты сравнительного моделирования с различным положением страйк-поинта
  • Результаты влияния диверторной конфигурации на параметры на внешней экваториальной плоскости
    • Профиль концентрации на внешней экваториальной плоскости
    • Профиль температуры на внешней экваториальной плоскости
  • Результаты режима работы диверторов
    • Внутренняя пластина
    • Внешняя пластина
• Заключение
• Список литературы