جستجوی مقالات مرتبط با کلیدواژه « توکامک » در نشریات گروه « فیزیک »
تکرار جستجوی کلیدواژه «توکامک» در نشریات گروه «علوم پایه»-
یکی از سامانه های لازم جهت ارتقاء توکامک دماوند، کنترل اتوماتیک پروفایل فشار محفظه است. در این مقاله شناسایی و مدل سازی فشار محفظه خلا توکامک دماوند و هم چنین طراحی کنترل کننده مبتنی بر مدل انجام می گیرد. در این راستا ابتدا اقدام به طراحی و اجرای ساختار آزمایشی جهت اعمال سیگنال شناسایی و داده برداری از سیستم فشار محفظه خلا توکامک دماوند صورت می پذیرد. بدین صورت که پس از ایجاد خلا پایه، با تغییر و اعمال ولتاژ ورودی به عملگر پیزوالکتریک به طور هم زمان فشار محفظه خلا و ولتاژ اعمالی اندازه گیری می شود. پس از انجام فرایند داده گیری، در فرایند شناسایی، چندین مدل خطی حاصل گردید. هدف اصلی از شناسایی در این مقاله، طراحی کنترل کننده مناسب بود. که پس از تهیه مدل، کنترل کننده های PID مبتنی بر روش ZN و کنترل کننده پیش بین مبتنی بر مدل طراحی و شبیه سازی گردید که نتایج مطلوبی داشتند. در این پژوهش، برای داشتن خروجی بدون فراجهش و زمان خیز قابل تنظیم از طرف کاربر، پروفایل فشار مطلوب تهیه و فشار محفظه بر اساس کنترل کننده پیش بین مورد ارزیابی قرار گرفت. برای حفظ ایمنی پیزو الکتریک، کنترل کننده های خانواده PID و پیش بین با در نظر گرفتن محدودیت های عملی در سیگنال کنترلی () شبیه سازی شد در آخر نیز نتایج عملکرد آن ها بر اساس حذف تاخیر ذاتی سیستم، دنبال ر وندگی مدل مرجع، دامنه سیگنال کنترلی و حذف اغتشاش مقایسه و بررسی گردید که نتایج مطلوبی در ردیابی پروفایل فشار مطلوب، حذف تاخیر ذاتی سیستم و قابلیت پیاده سازی به دلیل محدود بودن دامنه سیگنال کنترلی دارند.کلید واژگان: توکامک, پلاسما, محفظه خلا, پمپ روتاری, پمپ توربومولکولار, عملگر پیزو, شناسایی سیستم, کنترل کننده پیش بین}One of the essential systems for the upgrade of Damavand Tokamak is the automatic control of the vacuum vessel pressure profile. This research performs the identification, modeling, and control of the vacuum chamber pressure in Damavand Tokamak. As a first step, the experimental structure is designed and implemented for the application of an identification signal and for the collection of data from the vacuum vessel pressure. Following the creation of the base vacuum, the input voltage to the piezoelectric is changed and applied. At the same time, both the vacuum vessel pressure and applied voltage are measured. Using experimental data, several linear models are identified for control. Then, considering the practical limitations of the control signal (25<Vp<65), Ziegler-Nichols-based PID and predictive controllers are designed and simulated. Also, their performance results were compared and evaluated based on compensating for the system’s inherent delay, disturbance rejection, and reference model following. The simulation results show the performance of controllers.Keywords: Tokamak, Plasma, vacuum vessel, rotary pump, turbo molecular pump, piezoelectric, model identification, predictive controller}
-
مجله فصل مشترک ها، لایه های نازک و سیستم های با بعد کم، سال پنجم شماره 1 (Summer-Autumn 2021)، صص 455 -465
اعتقاد بر این است که تاخیر زمانی بین سیگنال های سیم پیچ مغناطیسی در یک توکامک منجر به عدم دقت در اندازه گیری پارامترهای فیزیکی پلاسما در توکامک می شود. در این تحقیق، ما تاخیر زمانی بین سیگنال های سیم پیچ های مغناطیسی مورد استفاده در توکامک IR-T1 را محاسبه کرده و تاثیر آن را بر اندازه گیری جابجایی افقی پلاسما بررسی کردیم. تاخیر زمانی بین سیگنال های سیم پیچ های مغناطیسی با استفاده از تحلیل سری های زمانی محاسبه شد و جابجایی افقی پلاسما با استفاده از روش گشتاورهای چند قطبی اندازه گیری شد. نتایج تجربی نشان داد که با حذف تاخیر زمانی از سیگنال های سیم پیچ، اندازه گیری جابجایی افقی پلاسما در توکامک IR-T1 بهینه شد.
کلید واژگان: سری زمانی, تاخیر زمانی, تغییر فاز, پلاسما, توکامک}Journal of Interface, Thin Film and Low Dimension Systems, Volume:5 Issue: 1, Summer-Autumn 2021, PP 455 -465The time delay between magnetic coil signals in a tokamak is believed to lead to inaccuracy in the measurement of the plasma physical parameters in the tokamak. In this research, we calculated the time delay between the signals of magnetic coils used in IR-T1 tokamak and investigated its effect on the measurement of the plasma horizontal displacement. The time delay between the signals of the magnetic coils was calculated utilizing time series analysis, and the horizontal displacement of the plasma was measured using the multipole moments method. The experimental results showed that by eliminating the time delay from the coil signals, the measurement of plasma horizontal displacement in IR-T1 tokamak was optimized.
Keywords: Time Series, Time delay, Phase shift, Plasma, Tokamak} -
در این مقاله پارامترهای پلاسمای تخلیه درخشان هیدروژن با استفاده از سامانه پروب لانگمویر اندازه گیری گردید. بدین منظور برای اندازه گیری این پارامترها در توکامک دماوند، قسمت های مختلف پروب لانگمویر طراحی و ساخته شد. الکترود مورد استفاده در این سامانه یک مفتول از جنس تنگستن با قطر و طول به ترتیب 1/0 و 6 میلی متر است. مدار الکتریکی طراحی شده برای این سامانه قادر است تا ولتاژ و جریان به ترتیب 400 ولت و 1 آمپر را تامین نماید و می تواند پالس های مثلثی در بازه فرکانسی 10 هرتز الی 10 کیلوهرتز را تولید نماید. پلاسمای تخلیه درخشان هیدروژن به منظور پاک سازی محفظه خلا، به وسیله دو الکترود که در قسمت تحتانی توکامک دماوند وجود دارد، در ولتاژ 450 ولت، جریان 5/1 آمپر و فشار 3-10 تور تولید می گردد. با اعمال ولتاژ به الکترود پروب در بازه 200 الی 350 ولت، جریان عبوری از پروب اندازه گیری و با تحلیل مشخصه جریان- ولتاژ، پارامترهای پلاسما مشخص می شود. دمای الکترونی، چگالی پلاسما، پتانسیل پلاسما و طول دبای پلاسمای تخلیه درخشان هیدروژن که با استفاده از این سامانه اندازه گیری شده است به ترتیب برابر با 8/5 الکترونولت، 1015×17/1 بر متر مکعب، 236ولت و 523 میکرومتر می باشد.کلید واژگان: تخلیه درخشان, توکامک, پروب لانگمویر, دمای الکترونی, چگالی پلاسما}In this paper, the plasma parameters of hydrogen glow discharge were measured using Langmuir probe system. To measure these parameters in Damavand tokamak, different parts of the Langmuir probe were designed and fabricated. The electrode used in this system is a tungsten wire with diameter and length of 0.1 and 6 mm, respectively. The electrical circuit constructed for this system is capable of supplying voltage and current in the order of 400 V and 1 A, and can produce triangular pulses in the frequency range of 10 Hz to 10 kHz, respectively. Glow discharge hydrogen plasma, which is used for vacuum vessel cleaning and conditioning, is produced by two electrodes located in the lower part of the Damavand tokamak with the voltage of 450 V, current of 1.5 A and pressure of 10-3 Torr. By applying voltage to the electrode of probe, in the range of 200 to 350 V, the current drawn from the probe was measured. By interpreting the current-voltage characteristic, the plasma parameters were determined. The electron temperature, plasma density, plasma potential, and Debye length of the hydrogen glow discharge measured using this system are 5.8e V, 1.17×1015 m-3, 236 V and 523 μm, respectively.Keywords: Glow Discharge, Tokamak, Langmuir probe, Electron Temperature, Plasma Density}
-
در عصر حاضر، محصورسازی گداخت مغناطیسی به عنوان راهی برای تولید انرژی در نظر گرفته می شود. در این تحقیق، یکی از محدودیت های مگنتوهیدرودینامیکی یعنی جزایر مغناطیسی که به دلیل اثرات فشار ایجاد می شوند، مورد بحث قرار گرفت و لازم است به صورت سطوح مغناطیسی بسته، توسط یک جداگر که آنها را از سایر قسمت ها جدا می کند، احاطه شوند. از میدان های مغناطیسی خارجی، ضریب ایمنی و پروفایل های فشار، برای کنترل جزایر مغناطیسی استفاده می شود. این امر از طریق یک محیط خارجی، منحصرا گرمایش سیکلوترونی الکترون و همچنین جریان راه انداز انجام می شود. مطالعه سطوح شار مغناطیسی و تاثیر اختلالات مغناطیسی بر روی پلاسماهای توکامک، ما را از تشکیل جزایر مغناطیسی و محل آنها آگاه می سازد. در این تحقیق، همراه با بررسی جامع جزایر مغناطیسی و اهمیت آنها، روش های مرسوم برای بهبود محصورسازی مغناطیسی معرفی و مورد بحث قرار گرفتند. در این راستا، روش محدود کننده یک طرفه داغ و میدان تشدید مارپیچی که توسط سیم پیچ های مارپیچی خارجی تولید می شود، معرفی و مورد استفاده قرار گرفتند و جریان پلاسما، ولتاژ حلقه و نوسانات میرنوف برای حالت های مختلف به دست آمدند. در نهایت، عرض جزایر مغناطیسی و نرخ رشد آنها محاسبه و با نتایج تجربی مقایسه شدند.
کلید واژگان: توکامک, جزایر مغناطیسی, جداگر, محدود کننده یکطرفه, میدان تشدید مارپیچی}At the present time, Magnetic Confinement Fusion (MCF) is considered as a way to produce energy. In this work, one of the Magnetohydrodynamic (MHD) limitations has been discussed. As closed magnetic surfaces, the Magnetic Islands (MIs) which are generated due to pressure effects, need to be surrounded by a separatrix which separate them from the other parts. External Magnetic Fields (EMFs), the safety factor (q) and the pressure profiles would be used to take the MIs under control. This could be achieved through an exterior medium, exclusively the Electron Cyclotron Heating (ECH) as well as the Current Drive (ECCD). Study of the magnetic flux surfaces and the effect of magnetic perturbation on tokamak plasmas, inform us about the formation of the MIs and their locations. In this work, together with the comprehensive review of the MIs and their importance, the conventional methods for improving the magnetic confinement has been introduced and discussed. In this regards, the Hot Limiter Biasing (HLB) method and the Resonant Helical Field (RHF) which is produced by external Helical Coils (HCs) were introduced and used. Then, the plasma current (), the Loop voltage, and the MO were obtained for different states. Finally, the Magnetic Islands Width (W) and their Growth Rate (GR) were calculated and compared with the experimental results.
Keywords: tokamak, magnetic islands, separatrix, limiter biasing, resonant helical field} -
در این پژوهش با استفاده از روش بیناب نمایی غیرفعال، یک بیناب نمای دو کاناله نور مریی Ava-Spec-ULS3648TEC-2-RS-USB2 ، مجموعه خطوط بینابی با شدت تابش گسیلی بالا به منظور تشخیص وجود ناخالصی های کربن، نیتروژن، اکسیژن، آهن، کروم و تنگستن در پلاسمای توکامک IR-T1 شناساییشده است. عملیات بیناب نمایی در طول مدت زمان تخلیه الکتریکی درون پلاسمای توکامک انجام شده است. پس از انجام برازش و بهنجارش، پهنای موثر برای هر خط بینابی محاسبه شده است. با استفاده از نمایه های پهن شدگی های دوپلر و تجهیزات، دمای هیدروژن برابرeV 4.4 بدست آمده است که قابل مقایسه با نتایج حاصل از توکامک های COMPASS و ISTTOK می باشد. با محاسبه پهن شدگی های دوپلری و تجهیزات و به کمک اطلاعات بدست آمده از خطوط بینابی، دمای چند ناخالصی یونی در لبه پلاسمای توکامک IR-T1 حدود eV 2.3و در هسته آن حدود eV40 برآورد شده است. سپس اثر تغییرات ولتاژ بایاس لیمیتر بر پهنای موثر هیدروژن (Hβ)- پهن شدگی استارک- و اثر تغییرات میدان مغناطیسی بر پهنای موثر یون آهن (Fe I) - پهن شدگی زیمان- مورد بررسی قرار گرفته اند. نتایج از وابستگی شدت تابش و دمای خط بینابی هیدروژن را به ولتاژ بایاس لیمیتر نشان می دهد.کلید واژگان: توکامک, ناخالصی, پهن شدگی بینابی, دمای یونی, بیناب نمائی غیر فعال, بایاس لیمیتر}In this study, using the passive spectroscopic method, a two-channel visible light channel Ava-Spec-ULS3648TEC-2-RS-USB2, high-emission spectral line set, to detect the presence of carbon, nitrogen, Oxygen, iron, chromium and tungsten have been identified in the IR-T1 tokamak plasma. Spectroscopic operations were performed during the period of electrical discharge inside the tokamak plasma. After performing the fitting and normalization, the effective width (FWHM) is calculated for each spectral line. Using Doppler broadening profiles and instrument, the hydrogen temperature is obtained at 4.4 eV, which is comparable to the results of COMPASS and ISTTOK tokamak. By calculating the Doppler broadening profiles and instrument, and using the information from the spectral lines, the ionic impurity temperature at the edge of the IR-T1 tokamak plasma is estimated at about 2.3 eV and at the core at about 40eV. Then, the effect of variation of biasing voltage on the FWHM of hydrogen (Hβ) - Stark broadening - and the effect of variation of magnetic field on the FWHM of iron ion (Fe I) - Zeeman broadband- are investigated. The results show the dependence of the radiation intensity and the temperature of the hydrogen on the biasing voltage.Keywords: Tokamak, Impurity, Spectroscopic Broadening, Ionic temperature, Passive spectroscopy, Bias limiter}
-
اندازه‌گیری جریان پلاسمای توکامک دماوند با استفاده از پروب‌های مغناطیسی به عنوان پیچه روگوفسکی گسستهدر این مقاله مجموعه پروب‌های مغناطیسی توکامک دماوند که برای اندازه‌گیری میدان مغناطیسی قطبی موضعی به کار می‌روند، در یک ساختار جدید، به عنوان یک پیچه روگوفسکی گسسته نصب شده در داخل محفظه خلا مورد استفاده قرار گرفتند. مزیت مهم این کار، عدم تاثیر پذیری پیچه روگوفسکی جدید از میدان های مغناطیسی ایجاد شده توسط پیچه های میدان خارجی نظیر پیچه اهمی و پیچه تعادلی است. مبانی نظری برای محاسبه میدان های مغناطیسی در فضای میان دو پروب مورد بحث و بررسی قرار گرفته و با داده های آزمایشگاهی راستی آزمایی شد. کم‌ترین خطا در روش محاسباتی المان محدود با مرتبه دوم، برای استفاده از قانون مداری آمپر از حالت پیوسته (انتگرال) به جمع بندی گسسته (سیگما) حاصل گردید. همچنین پایداری جریان‌های اندازه گیری شده در حضور خطای اندازه گیری میدان مغناطیسی مورد بحث و بررسی قرار گرفته است. با توجه به نتایج حاصل، مشخص گردید که مجموعه پروب های مغناطیسی توکامک دماوند می توانند با روش محاسباتی المان محدود مرتبه دوم و با دقت بسیار بهتر از پیچه روگوفسکی اصلی توکامک دماوند، به عنوان یک پیچه روگوفسکی گسسته مورد استفاده قرار گیرند.کلید واژگان: توکامک, جریان پلاسما, پروب‌های مغناطیسی, پیچه روگوفسکی}Measurement of plasma current in damavand tokamak using magnetic probes assembly as a discrete rogowski coilIn this paper, the magnetic probes assembly of Damavand tokamak which is being used for measurement of local magnetic fields, were utilized as a discrete Rogowski coil inside the vacuum vessel.An important advantage of this approach is the insensitivity of the new Rogowski coil to magnetic fields created by the external ohmic and equilibrium coils. Thae theoretical basis for the calculation of magnetic fields in the space between two probes was discussed and verified with experimental data. The lowest error was obtained in the second-order finite element computational method for discretizing Ampere's Law Integral. Moreover, the stability of measured currents considering error for magnetic field measurement was investigated. According to the results, it was found that Damavand Tokamak magnetic probes with the finite element second-order calculation method could be used as a more accurate discrete Rogowski coil than the machine main Rogowski coil.Keywords: Tokamak, Plasma current, Magnetic probes, Rogowski coil}
-
طراحی منبع باریکه یونی جهت استفاده در سامانه گرمایش تزریق باریکه خنثی یک توکامک نمونه
در این مقاله، با استفاده از نرم افزار کامسول به طراحی و شبیه سازی یک منبع تولید یون براساس مولد پلاسمای چگال هلیکونی و سیستم استخراجکننده متناسب با آن جهت استفاده در طراحی سامانه گرمایش تزریق باریکه خنثی برای یک توکامک نمونه مانند توکامک دماوند پرداخته شده است. براساس محاسبات جهت افزایش دمای الکترونی پلاسمای این توکامک به 300 الکترون ولت و دمای یونی به 150 الکترون ولت، این توکامک نیازمند یک سامانه تزریق باریکه خنثی با انرژی 5/4 کیلوالکترون ولت، جریان 7/6 آمپر و توان 15/30 کیلووات می باشد. در این راستا در مدل سازی حاضر یک سیستم مولد پلاسمای هلیکونی با چگالی 1018×51/5 یک بر مترمکعب، دمای الکترونیپلاسما 8/2 الکترونولت و سیستم استخراج کننده ای با 280 حفره (قطر 5/3 میلی متر) و جریان باریکه یونی 7 آمپر، جهت استفاده در طراحی این سامانه گرمایشی، طراحی و شبیه سازی و ارایه شده است. هم چنین در این طراحی تمامی مسایل نوری باریکه یونی از قبیل واگرایی، بار فضایی، و قطر باریکه که می تواند بر کیفیت باریکه تاثیر بگذارد، مورد بررسی قرار گرفته است.
کلید واژگان: سیستم تزریق باریکه خنثی, منبع یون, استخراج باریکه, توکامک, بار فضایی}Design of ion beam source for a sample tokamak neutral beam injection heating systemIn this paper, the design and simulation of ion source based on a helicon plasma generator and its corresponding extraction system for design of the neutral beam injection heating system of a sample tokamak like Damavand tokamak using COMSOL software have been investigated. Based on our previous calculations, to increase the electron temperature of this tokamak to 300 eV and the ion temperature to 150 eV, it requires a neutral beam injection system with energy 4.5 KeV, 6.7 A current, and 30.15 kW power. In this regard, in the present model, a dense helicon plasma source with an electron density of 5.51×1018 m-3, an electron temperature of 2.8 eV and an extraction system with 280 holes (3.5 mm in diameter) and 7 A ion beam for this heating system were designed, simulated and presented. Also, in this design, all the optical issues of the ion beam such as divergence, space charge, and beam size which can affect the beam quality are investigated.
Keywords: NBI system, ion source, beam extraction, Tokamak, space charge} -
مطالعه ناخالصی های یونی موجود در پلاسمای توکامک، ابزاری اساسی جهت بررسی رفتار پلاسما و تعیین پارامتر های مختلف آن از قبیل دما، چگالی الکترونی و سرعت شارش پلاسماست. بدین منظور، یک سیستم بیناب سنجی نور مریی با توان تفکیک عالی برای اندازه گیری دمای ناخالصی یونی کربن درون پلاسما روی توکامک IR-T1 نصب شده است. با پردازش خطوط بینابی گسیلی ثبت شده توسط بیناب سنج، مکان خط بینابی مربوط به ناخالصی کربن برآورد شده است. با اعمال برازش و بهنجارش بر خط بینابی و انطباق تابع توزیع گاوسی بر داده های تجربی، پهنای موثر خط بینابی کربن تعیین شده و سپس میزان پهن شدگی دوپلری آن و در نتیجه دمای ناخالصی یونی کربن محاسبه شده است. دمای یون کربن CIII حدود 6/0 ±1/18 الکترون ولت به دست آمده است. دمای ناخالصی اندازه گیری شده با نتایج حاصل از توکامک های ISTTOK و COMPASS مقایسه و تایید شد.کلید واژگان: بیناب سنجی غیر فعال, پهن شدگی, دمای یونی, توکامک, ناخالصی}The study of ionic impurities present in tokamak plasma is an essential tool for studying plasma behavior and determining its various parameters such as temperature, electron density and plasma flow rate. For this purpose, high resolution optical spectroscopy system was installed on the Tokamak IR-T1 to measure the carbon-ion impurity temperature in the plasma. By processing the emission spectral lines recorded by the spectrometer, the location of the spectral line corresponding to the carbon impurity is estimated, and the effective width of the carbon spectral line is determined by matching a Gaussian function to the experimental data. Given the effective width of the carbon spectrum line, its doppler broadening and consequently the carbon ionic impurity temperature are calculated. Carbon CIII ion temperature is obtained about . The experimental impurity temperature is comparable to the results of ISTTOK and COMPASS tokamaks.Keywords: passive spectrometry, broadening, ion temperature, Tokamak, Impurity}
-
مشخصات پلاسما در ناحیه ی منحرف کننده ی توکامک به وسیله ی مقدارهای متفاوت از پارامترهای پلاسما (چگالی و دمای پلاسما)، ترکیب پلاسما و فرایندهای پویای غالب در پلاسما تعیین می شود. روشی برای مطالعه ی نظری برهم کنش هیدروژن با سطح دانه ی غبار ارایه و نتایج به دست آمده، برای تشکیل مولکول هیدروژن روی سطح دانه های غبار در ناحیه ی منحرف کننده به کار گرفته شد. در این روش، با در نظر گرفتن هر دو جای گاه جذب شیمیایی و فیزیکی روی سطح دانه، اتم های جذب شده روی سطح از طریق پخش گرمایی از یک جای گاه به جای گاه دیگر رفته و مولکول هیدروژن را تشکیل می دهند. آهنگ تشکیل مولکول هیدروژن روی سطح غبار دما- بالا در ناحیه ی منحرف کننده برای گستره ای از دماها و چگالی های گاز به دست آمد.کلید واژگان: پلاسما, توکامک, غبار, منحرف کننده}Tokamak divertor plasma is characterized by variety of plasma parameters such as plasma density and temperature, as well as plasma composition and overcoming plasma dynamics processes. A model was surveyed for theoretical study of the interaction of hydrogen with dust surface and the results is applied to the formation of H2 molecule on the dust grain surfaces in the tokamak divertor plasma. In this model, by considering both physisorbed and chemisorbed sites on the grain surface, the adatoms on the surface migrate from one adsorb site to other adsorb site by thermal diffusion and form H2 on the dust grain surfaces. The H2 formation rate on the high temperature dust surfaces in the divertor plasma region has been found for a range of gas temperatures and densities.Keywords: Plasma, Tokamak, Dust, Divertor}
-
انتشار پرتو X سخت در توکامک دماوند، هم زمان با تحول زمانی جریان پلاسما و ولتاژ حلقه، مورد بررسی قرار گرفته است. در این کار تجربی شات هایی را در نظر گرفته ایم که در آن ها جریان پلاسما از 17 تا kA32 تغییر می کرد. تحول زمانی جریان پلاسما تا مرحله ی گسیختگی، تحول زمانی ولتاژ حلقه و پرتو X منتشره تجزیه و تحلیل شده است. در جریان های کم تر از kA20 پرتو X سخت به هنگام مرحله ی گسیختگی مشاهده می شود و مدت دوام تخلیه کم تر از ms10 می باشد، ولی برای جریان های پلاسمای بیش تر از kA20، پرتو X سخت از شروع تخلیه تا گسیختگی پلاسما که حدود ms20 طول می کشد مشاهده می شود. دو روند تولید الکترون گریزان در این توکامک ملاحظه می شود. روند اول مشابه با مشاهدات انجام یافته در سایر توکامک ها و به هنگام گسیختگی است. این روند با استفاده از نظریه دریسر تولید الکترون گریزان، قابل درک است. روند دوم که تقریبا از شروع تا پایان تخلیه قابل مشاهده است با پدیده ی بهمن مرتبط می باشد.کلید واژگان: پرتو X سخت, الکترون گریزان, توکامک, از هم گسیختگی پلاسما}: In this experimental work, hard x-ray emission in Damavand tokamak along with the temporal evolution of plasma current and loop voltage have been studied for shots in which plasma current varies from 17 to 32kA. The time evolution of plasma current from beginning of the discharge to the disruption phase, loop voltage, and hard x-ray emission has been anlalyzed. The hard x-ray emission for the plasma current less than 20kA has been observed during the disruption phase, where the discharge duration is less than 10ms. For plasma current is more than 20kA, however, hard x-ray can be observed at the beginning to the disruption phase and it persists for 20ms. Two kinds of regimes can be realized for the runaway electron production in this tokamak. The first regime is similar to other tokamaks and takes place during the disruption phase. This regime is understood by Dreicer theory of runaway electron production. The second regime which is observed from the beginning to the end of discharge is related to the avalanche event.Keywords: Hard X-Ray, Runaway Electrons, Tokamak, Plasma Disruptio}
-
آرایش و پیکربندی پلاسمای توکامک در میزان پارامترهای آن تاثیر چشمگیری دارد و در روابط محاسباتی کاملا ملموس است. در انجام محاسبات ترابرد، ضرایب و کمیت های اساسی وجود دارند که محاسبه دقیق آنها با توجه به دستگاه معادلات از اهمیت خاصی برخوردار است. از آنجا که توکامک سیستمی چنبره ای است علاوه بر اثرهای کلاسیک لازم است اثرهای نئوکلاسیک ناشی از انحنای میدان در آن مورد بررسی قرار گیرند. ذرات به دام افتاده در هندسه ای با میدان قوی بر مسیرهای موازی شکلی نوسان می کنند که بر بسیاری از پارامترهای برخوردی ترابرد اثر دارد. در اینجا محاسبه دقیق کسر ذرات به دام افتاده با توجه به مدل تعادلی استاندارد در آرایش بیضی شکلی که برای توکامک در نظر گرفته شده با استفاده از مدل Lin-Liu صورت گرفته است. لازم به ذکر است که در این محاسبات، پروفیل میانگین میدان مغناطیسی بر سطوح شار با انتگرالگیری تحلیلی با فرض تابع بیضوی گون در حالت «نسبت منظر» خیلی بزرگ و جابجایی صفر مرکز سطوح بدست آمده است. با استفاده از فرمولبندی و مدل مناسب در رژیم های مختلف برخوردی ضریب هدایت نئوکلاسیک پلاسما در توکامک دماوند با داشتن کسر ذرات به دام افتاده حساب می شود و منحنی های لازم به دست می آیند. بی شک در محاسبه ترابرد و کمیتهای دیگر از این داده ها برای توکامک دماوند می توان بهره گرفت.کلید واژگان: توکامک, ترابرد نئوکلاسیک, کسر ذرات به دام افتاده, ضریب هدایت پلاسما, دستگاه مختصات شار}Configuration of Tokamak plasma has a dominant effect on its parameters. In the calculation of transport, there are some transport coefficients and quantities, where the knowledge of their precise values, according to the system of equations, is essential to be realized. Tokamak has a toroidal configuration, in addition to classical effects, it is necessary to study the neoclassical effects due to the field curvature. The trapped particles in strong electromagnetic fields oscillate on banana-shaped orbits which in turn affect many other collisional transport parameters. Here, a precise estimation of trapped particles based on the standard equilibrium model for an elliptical shape of Tokamak plasma has been carried out using Lin-Liu model. It should be added that in this calculation, the profile of the averaged magnetic field on the flux surfaces has been derived using analytical integration and consideration of an elliptic shape for ellipticity function in the limit of large aspect ratio and zero shift of magnetic flux surfaces. Having the fraction of the trapped particles, by following the formulation and using an appropriate model in various collisional regimes, the neoclassical conductivity of plasma in Damavand Tokamak is obtained and the respective variations have been found. The presented results can exploit the computation of transport and other quantities of Damavand Tokamak.Keywords: Tokamak Devices, Neoclassic Transport Theory, Plasma Radial Profile, Magnetic Field Configurations, Plasma, Trapped Particles Instability}
- نتایج بر اساس تاریخ انتشار مرتب شده‌اند.
- کلیدواژه مورد نظر شما تنها در فیلد کلیدواژگان مقالات جستجو شده‌است. به منظور حذف نتایج غیر مرتبط، جستجو تنها در مقالات مجلاتی انجام شده که با مجله ماخذ هم موضوع هستند.
- در صورتی که می‌خواهید جستجو را در همه موضوعات و با شرایط دیگر تکرار کنید به صفحه جستجوی پیشرفته مجلات مراجعه کنید.
©2000-2024 magiran.com All Rights Reserved.