Effect of magnetic field perturbations on tokamak plasma

Abstract

Název: Vliv pole magnetických perturbací na plazma v tokamaku Autor: Tomáš Markovič Katedra: Katedra fyziky povrchů a plazmatu Vedoucí: Ing. Ivan Ďuran, Ph.D., Ústav fyziky plazmatu AV ČR v.v.i. Abstrakt: K základním vlastnostem tokamaků patří osová symetrie jejich mag- netického pole udržujícího plazma. Nicméně, jako např. důsledek nedokonalého umístnění cívek určených k vytváření tohoto pole dochází k slabému narušení této symetrie δB/B0 ∼ 10−4 , co může mít negativní dopady na kvalitu udržení plazmatu. Proto se typicky na tokamaky instaluje systém korekčních vinutí, které generují pole sloužící k potlačení těchto poruch. K predpovědi závažnosti vlivu očekávaných zdrojů δB na plazma budoucích tokamaků (jako ITER) a na posouzení efektivity systému korekčních vinutí byl proto v rámci spolupráce ITPA MHD vyvinut empirický vztah mezi kritickou magnitudou δB a globálními parametry tokamakového plazmatu. Tato hranice je vyjádřena jako horní limit magnitudy stínicích proudů indukovaných v plazmatu jako reakce na přítomnost δB na tzv. rezonančních površích. Mimo toho je možno systém korekčních cívek pole tokamaku využít k potlačení nestabilit typu ELM vhodnou optimalizací generovaného δB a zabránit tak...

Title: Effect of magnetic field perturbations on tokamak plasma Author: Tomáš Markovič Department: Department of Surface and Plasma Science Supervisor: Ing. Ivan Ďuran, Ph.D., Institute of Plasma Physics of the CAS Abstract: One of the main features of a tokamak is the inherent axisymmetry of its confinement magnetic field. Nonetheless, expected small misalignments of a tokamak magnetic coil system can lead to a δB/B0 ∼ 10−4 non-axisymmetric error field that can be detrimental to the plasma confinement. For that reason tokamaks have been equipped with a system of saddle-shaped magnetic coils that can generate a correction field to mitigate such δB. To predict the capabilities of the correction coil system and to provide construction limits for the δB sources in future tokamaks (such as ITER), the ITPA MHD group has developed empir- ical scaling that defines the limit for δB based on the global tokamak discharge parameters. This critical δB is characterised by the maximum resonant surface screening currents that plasma can sustain, and that are induced as a response to the δB. The tokamak correction coil system can be also utilized to generate an edge-plasma-coupling optimized δB to mitigate or suppress the size of edge localized mode - ELM instability crashes, preventing the damage of the plasma facing...