Library of Standard Codes
Virtual TOKAMAK

RUS

Библиотека стандарных кодов

Новая версия кода «TOKAMEQ» для расчета конфигураций с произвольным профилем тока и с расширенным дивертором

В статье приводится описание новой версии стандартного кода «TOKAMEQ» (TOKAMak EQuilibrium) для расчёта МГД-равновесия плазменного шнура в установках токамак. Данный код является одним из модулей библиотеки программ «Виртуальный токамак». Новая версия кода позволяет проводить вычисления с любым профилем тока в плазме, а также вносить проводники с внешними токами в счётную область. В результате проведённых усовершенствований стал возможен расчёт конструкций с расширенным дивертором.

Ключевые слова: Библиотека программ «Виртуальный токамак», МГД равновесие, новая версия кода TOKAMEQ, произвольный профиль плотности тока, конфигурации с расширенным дивертором.

A NEW VERSION OF THE TOKAMEQ CODE FOR SIMULATION MHD EQUILIBRIUM CONFIGURATIONS WITH ANY PROFILE OF CURRENT DENSITY AND EXPANDED DIVERTOR (MODULE OF PROGRAM LIBRARY «VIRTUAL TOKAMAK»).

D.Yu. SICSHUGOV. In the present paper the new version of standard MHD equilibrium code TOKAMEQ (TOKAMak EQuilibrium) is

described. This code is one of the modules of the library The Virtual Tokamak. The new version of the code TOKAMEQ provides to obtain an equilibrium with any profile of current density. Also it is possible to put external coils into the work domain. After these improvements it becomes possible to simulate MHD equilibrium with expanded divertor.

Key words: The library of standard codes The virtual tokamak, MHD equilibrium, a new version of the code TOKAMEQ, configurations

with any profile of current density and with expanded divertor.

 ПДФ: читать, скачать

Numerical method for reconstruction the toroidal plasma boundary

 Abstract—Regularized filaments method is proposed for reconstruction

problem of the toroidal plasma boundary fromexternal magnetic measurements. Efficiency of proposed method was studied on the example of the analytical solution of the direct problem of plasma equilibrium in different experimental conditions. Method applied for numerical simulations of magnetic diagnostics system on the tokamak T-15M.

I. INTRODUCTION

Definition of extreme magnetic surface on the basis of experimentally measured external magnetic fields is one of the major problems of magnetic plasma diagnostics in tokamak devices. This task is formulated as an inverse MHDequilibrium problem for determination of boundary magnetic surface and is described as 2D elliptic differential equation of Grad–Shafranov [1] with additional Cauchy conditions on the measurements contour

 ПДФ: читать, скачать

Численное моделирование управления плазмой в модернизированном ТОКАМАКе Т-15

УДК 621.039.616

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ УПРАВЛЕНИЯ ПЛАЗМОЙ

В МОДЕРНИЗИРОВАННОМ ТОКАМАКЕ Т-15

В.Н. Докука, А.А. Кавин, В.Э. Лукаш, М.М. Соколов, Р.Р. Хайрутдинов, В.А. Хайрутдинова

НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия

Работа посвящена тестированию двухконтурной системы управления током, формой и положением плазмы в токамаке Т-15.

Основной целью системы магнитного управления является обеспечение эволюции тока и формы плазмы в соответствии с их программными сценариями на протяжении всего плазменного разряда. Программные сценарии для токов в обмотках полоидального поля и ряда контролируемых параметров, необходимых для моделирования магнитного управления плазмой, были разработаны на основе предварительно рассчитанных в определённые моменты сценария разряда равновесий. На лимитерной и диверторной стадиях сценария применяются различные виды регуляторов. Моделирование выполнено с помощью кода ДИНА в рамках системы МАТЛАБ-Симулинк. Представлены результаты моделирования омического сценария и сценария с дополнительным нагревом.

Ключевые слова: система контроля, сценарий, плазма, ток, форма, равновесие.

NUMERICAL SIMULATION OF PLASMA CONTROL

IN MODERNIZED TOKAMAK T-15

V.N. Dokuka, A.A. Kavin, V.E. Lukash, M.M. Sokolov, R.R. Khayrutdinov, V.A. Khayrutdinova

NRC «Kurchatov Institute», Moscow, Russia

The paper is devoted to testing of two-loop system for current, shape and position control in T-15 tokamak plasma. The main goal of magnetic control system using is to provide the evolution of plasma current and shape according to their programmed scenarios on all duration of plasma discharge. The programmed scenarios for poloidal field currents and for a set of controlled parameters required for modeling of the plasma magnetic control were developed by using the preliminary calculated equilibriums (snapshots) at specific time moments of discharge scenario. The different kinds of controllers are applied on limiter and divertor stages of scenario. Modeling is carried out by DINA code using in frame of MATLAB-Simulink environment. The results of simulations for ohmic and auxiliary heatingscenarios are presented.

Key words: control system, scenario, plasma, current, shape, equilibrium.

 ПДФ: читать, скачать