Radial profiles of plasma density and poloidal rotation velocity measured by microwave reflectometry for different regimes of RF plasma production in “Uragan-3m” torsatron

Studies on choice of optimized regimes of RF plasma production/heating in Uragan-3M were performed by using microwave reflectometry. Radial profiles of electron density and it fluctuation and poloidal rotation velocity have been measured for different RF antenna configurations and confining magnetic field direction. It was shown that plasma parameters are changing at magnetic field reversal. Best regime is that one when magnetic field direction is “normal” (that one at which magnetic configuration was “tuned” at magnetic surfaces studies). This regime is characterized by higher value of electron density and by higher value of poloidal rotation velocity shear

Radial distributions of RF discharge plasma parameters and radial electric field in the Uragan-3M torsatron

The results of local measurements of RF discharge plasma parameters (plasma density and its fluctuations, electron temperature and energy of superthermal electrons, plasma poloidal rotation velocity) in the Uragam-3M torsatron are presented. The obtained data are analyzed taking into account the peculiarities of the Uragan-3M magnetic configuration and scenario of RF plasma production and heating. Some suppositions about mechanisms of a radial electric field generation are discussed with the calculation of a magnetic configuration island structure

Erosion, permeation and outgassing performances of tin coating under/after hydrogen plasma iffadiation

An erosion behavior of TiN-coated stainless-steel (SS) surfaces was investigated during biased-limiter experiments within the Uragan-3M torsatron and during simulation experiments, which were performed with plasma-accelerator and glow-discharge (GD) plasmas. For a TiN-coated SS head-plate of a limiter the arc ignition probability was found to be lower than 10-4 per plasma pulse. Possible physical mechanisms of this effect had been discussed. Within special vacuum stands, using thermal-desorption and mass-spectrometry methods, there were performed measurements of an outgassing rate and hydrogen permeability of TiNcoatings. The negligible outgassing from TiN-coated SS samples, during their heating up to 473 K, was observed after a cleaning procedure with a molecular hydrogen inflow under pressure of about 10-4 Torr, on contrary to the considerable increase of (q) rate for the irradiated samples. Measured values of the TiN-film hydrogen permeability were several times lower, and activation energy of the hydrogen permeation was considerably lower than that for the SS films (15 kJ/mole instead of 19.9 kJ/mole). The use of TiN-coated SS and diffusion membranes, for the reduction of the erosion, recycling, and hydrogen isotope inventory control, as well as for improvement of vacuum conditions, has been considered

Density and potential fluctuations in the edge plasma of the Uragan-3m torsatron

Ion saturation current and floating potential fluctuations are recorded by movable array of 4 Langmuir probes near the boundary of the confinement region in the l = 3/m = 9 Uragan-3M torsatron with an RF produced and heated plasma. On the basis of these data main spectral and time characteristics of the low frequency electrostatic turbulence have been derived. The existence of the radial electric field shear and reversal of poloidal phase velocity of the fluctuations at the plasma boundary have been confirmed. The time function of the turbulent E×B particle flux contains intermittent bursts with the amplitude multiply exceeding the average flux. Up to 70% of the total fluctuating flux is carried in these bursts

Effects of plasma heating on the magnitude and distribution of plasma flows in the helical divertor of the Uragan-3M torsatron

Recently, a strong up-down asymmetry in the poloidal distributions of diverted plasma flows has been observed in the l = 3/m = 9 Uragan-3M torsatron, in many features similar to what have been observed in the l = 2 Heliotron E heliotron/torsatron. With this asymmetry, the predominant outflow of the diverted plasma is directed with the ion toroidal drift. On this basis, the asymmetry can be related to the space non-uniformity of the charged particle loss. In the work reported, the magnitude of divertor flow in U-3M and the vertical asymmetry in its distribution are studied as functions of the heating parameter P/, P being the power absorbed in the plasma, and are juxtaposed with corresponding P-related changes in the density and fast ion content in the plasma. As P/ increases, an increase of fast ion content and of particle loss, on the one hand, and an increase of divertor flow magnitude and of vertical asymmetry of the flow, on the other hand, are observed. A mutual accordance between these processes validates the hypothesis on a dominating role of fast particle loss in formation of vertical asymmetry of divertor flows in helical devices

Divertor flow and particle loss behaviors in spontaneous change of confinement state in the URAGAN-3M torsatron

Under conditions of spontaneous change of plasma confinement state having been observed recently in the U-3M torsatron with a natural helical divertor, it is shown that at the initial phase of this change all the components of the diverted plasma flow (DPF) decrease, while thermal (TI) and suprathermal (STI) ion content in the bulk plasma increases and the TI+STI fraction in the DPF is reduced on the ion В×∇В drift side, thus indicating an improvement of ion confinement. The initial phase is ended by a DPF rise on the ion В×∇В drift side, a TI+STI content decay in the bulk plasma and a rise of TI+STI outflow into the DPF, these being indications of an ion confinement deterioration. However, a simultaneous DPF reduction on the electron В×∇В drift side and a rise of electron density and ECE indicate an improvement of electron confinement.В умовах виявленої раніше спонтанної зміни режиму утримання в торсатроні У-3М з природним гвинтовим дивертором показано, що на початковій стадії цієї зміни зменшуються всі складові плазмового диверторного потоку (ПДП), в той час, як зростає кількість теплових (ТІ) та надтеплових (НТІ) іонів в основній плазмі, засвідчуючи про покращення їх утримання. Початкова стадія завершується зростанням ПДП на боці іонного дрейфу В×∇В, зменшенням кількості ТІ та НТІ в основній плазмі та підвищеним виходом їх до ПДП, що є ознакою погіршення утримання іонів. Але одночасне зменшення ПДП на боці електронного дрейфу В×∇В і зростання електронної густини та електронного циклотронного випромінювання вказують на покращення утримання електронів.В условиях обнаруженного ранее спонтанного изменения режима удержания в торсатроне У-3М с естественным винтовым дивертором показано, что на начальной стадии этого изменения уменьшаются все составляющие плазменного диверторного потока (ПДП) и растёт содержание тепловых (ТИ) и сверхтепловых (СТИ) ионов в основной плазме, свидетельствуя об улучшении их удержания. Начальная стадия завершается возрастанием ПДП на стороне ионного дрейфа В×∇В, уменьшением содержания ТИ и СТИ в основной плазме и повышенным их уходом в ПДП, что говорит об ухудшении удержания ионов. Однако, при этом уменьшается ПДП на стороне электронного дрейфа В×∇В и растут плотность электронов и электронное циклотронное излучение, что указывает на улучшение удержания электронов

Formation of ITB in the vicinity of rational surfaces in the Uragan-3M torsatron

It was shown that there is the possibility of ITB formation in the vicinity of rational surfaces in a torsatron magnetic configuration. The formation of ITB is accompanied by fast change of plasma poloidal rotation velocity, radial electric field and its shear and the decrease of plasma density fluctuations. After the ITB formation the transition to the improved plasma confinement takes place. The transition stars when electron temperature in the region of rational surfaces is sufficient to satisfy the condition υTe/uei>>2πR0 (here υTe is electron thermal velocity and uei is the frequency of ion – electron collisions, and R0 is the major radius of the torus). Such a regime can be maintained during the whole duration of RF discharge without any disturbances.Показано, що існує можливість формування внутрішнього теплового бар’єру (ВТБ) в плазмі ВЧ розряду в околиці раціональних поверхонь в торсатронній магнітній конфігурації. Формування ВТБ супроводжується бистрими змінами швидкості полоідального обертання плазми, радіального електричного поля и його шира і зменшенням флуктуацій густини плазми поблизу раціональних поверхонь. Після формування ВТБ спостерігається перехід в режим поліпшеного утримання плазми. Час переходу зменшується із збільшенням ВЧ потужності нагріву.Показано, что имеется возможность формирования внутреннего теплового барьера (ВТБ) в плазме ВЧ разряда в окрестности рациональных поверхностей в торсатронной магнитной конфигурации. Формирование ВТБ сопровождается быстрыми изменениями скорости полоидального вращения плазмы, радиального электрического поля и его шира и уменьшением флуктуаций плотности плазмы вблизи рациональных поверхностей. После формирования ВТБ наблюдается переход в режим улучшенного удержания плазмы. Время перехода сокращается с увеличением ВЧ мощности нагрева

ICRF plasmas for fusion reactor applications

The ICRF plasma production technique is considered as a promising alternative tool for the following applications in the present and next generation superconducting fusion devices: (i) Wall conditioning in the presence of permanent high magnetic field; (ii) Assistance for the tokamak start-up at low inductive electric field (E₀ ~ 0.3 V/m in ITER); (iii) Target dense plasma production (ne ≥ 10¹⁹ m⁻³) in stellarators. The paper presents a review of the ICRF plasma production technique and its applications in the present-day tokamaks and stellarators. The perspective of the alternative technique applications in ITER is analyzed in the frame of 0-D plasma modeling.ВЧ-метод утворення плазми (ICRF) розглядається як перспективний альтернативний інструмент для таких застосувань у сучасних й майбутніх надпровідних термоядерних установках: (i) ВЧ-чистка стінок в присутності постійного сильного магнітного поля; (ii) Aсистування старту токамака у режимі слабого вихрового електричного поля (E₀~ 0.3 В/м в ITERі); (iii) Створення густої вихідної плазми (ne ≥ 10¹⁹ м⁻³) в стелараторах. Зроблено огляд ВЧ-метода створення плазми та його застосування у сучасних токамаках й стелараторах. В рамках моделювання 0-D плазмовим кодом проведено аналіз перспективності використання даного метода в ITERі.ВЧ-метод создания плазмы (ICRF) рассматривается как перспективный альтернативный инструмент для следующих применений в современных и будущих сверхпроводящих термоядерных установках: (i) ВЧ-чистка стенок в присутствии постоянного сильного магнитного поля; (ii) Aссистирование старту токамака в режиме слабого вихревого электрического поля (E₀ ~ 0.3 В/м в ITERе); (iii) Создание плотной исходной плазмы (ne ≥ 10¹⁹ м⁻³) в стеллараторах. Сделан обзор ВЧ-метода создания плазмы и его применений в современных токамаках и стеллараторах. В рамках моделирования 0-D плазменным кодом проведен анализ перспективности использования данного метода в ITERе