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Joule Heating of Plasma in the Toroidal Tokamak-3 Device; Chauffage du Plasma par Effet Joule, dans l'Installation Torique; Dzhoulev nagrev plazmy na toroidal'noj ustanovke Tokamak-3; Calentamiento de un Plasma por Efeto Joule en la Instalacion Toroidal Tokamak

Abstract

In Tokamak-3, a hydrogen plasma is formed and heated by an annular electric current of 40 to 60 kA. The time of current flow is 20 to 30 ms. The bulk of the experiments were performed with a 25-kOe stabilizing longitudinal magnetic field. The transverse component of the stray magnetic field was compensated for by using special correcting loops. In the course of the discharge there was no appreciable displacement of the centre of the column from the equatorial plane of the torus, and we observed a plasma-column drift ''to the outside'' (increase of the large radius of the loop). This motion can be caused by a change in the radius of the current column, by plasma heating or by the damping of the Foucault currents in the conducting vessel. We succeeded in obtaining a macroscopically stable plasma column in Tokamak-3 under these conditions, but the plasma temperature was lower than should be expected for the case with no anomalous energy losses. The interaction processes between the plasma column and the diaphragm must lead to large energy losses. We succeeded in attenuating this interaction by applying a diaphragm of special shape and by using the property of the column to  More>>
Authors:
Arcimovich, L. A.; Afrosimov, V. V.; Gladkovskij, I. P.; Mirnov, S. V.; Petrov, M. P.; Strelkov, V. S. [1] 
  1. Institut Atomnoj Ehnergii, Im. I.V. Kurchatova, Moskva, SSSR (Russian Federation)
Publication Date:
Apr 15, 1966
Product Type:
Conference
Report Number:
IAEA-CN-21/245a
Resource Relation:
Conference: Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Culham (United Kingdom), 6-10 Sep 1965; Other Information: 10 refs., 13 figs.; Related Information: In: Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research. Vol. II. Proceedings of a Conference on Plasma Physics and Controlled Physics Research Nuclear Fusion Research| 1017 p.
Subject:
70 PLASMA PHYSICS AND FUSION TECHNOLOGY; CONTAINERS; ELECTRIC CURRENTS; ELECTRIC POTENTIAL; ELECTRON TEMPERATURE; ENERGY LOSSES; ENERGY SPECTRA; EV RANGE 100-1000; INTERFEROMETERS; ION TEMPERATURE; JOULE HEATING; MAGNETIC FIELDS; MAGNETIC FLUX; MAGNETIC PROBES; PLASMA INSTABILITY; TIME DEPENDENCE; TOKAMAK DEVICES
OSTI ID:
22178062
Research Organizations:
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)
Country of Origin:
IAEA
Language:
Russian
Other Identifying Numbers:
Other: ISSN 0074-1884; TRN: XA13M2282002506
Submitting Site:
INIS
Size:
page(s) 595-616
Announcement Date:
Jan 09, 2014

Citation Formats

Arcimovich, L. A., Afrosimov, V. V., Gladkovskij, I. P., Mirnov, S. V., Petrov, M. P., and Strelkov, V. S. Joule Heating of Plasma in the Toroidal Tokamak-3 Device; Chauffage du Plasma par Effet Joule, dans l'Installation Torique; Dzhoulev nagrev plazmy na toroidal'noj ustanovke Tokamak-3; Calentamiento de un Plasma por Efeto Joule en la Instalacion Toroidal Tokamak. IAEA: N. p., 1966. Web.
Arcimovich, L. A., Afrosimov, V. V., Gladkovskij, I. P., Mirnov, S. V., Petrov, M. P., & Strelkov, V. S. Joule Heating of Plasma in the Toroidal Tokamak-3 Device; Chauffage du Plasma par Effet Joule, dans l'Installation Torique; Dzhoulev nagrev plazmy na toroidal'noj ustanovke Tokamak-3; Calentamiento de un Plasma por Efeto Joule en la Instalacion Toroidal Tokamak. IAEA.
Arcimovich, L. A., Afrosimov, V. V., Gladkovskij, I. P., Mirnov, S. V., Petrov, M. P., and Strelkov, V. S. 1966. "Joule Heating of Plasma in the Toroidal Tokamak-3 Device; Chauffage du Plasma par Effet Joule, dans l'Installation Torique; Dzhoulev nagrev plazmy na toroidal'noj ustanovke Tokamak-3; Calentamiento de un Plasma por Efeto Joule en la Instalacion Toroidal Tokamak." IAEA.
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title = {Joule Heating of Plasma in the Toroidal Tokamak-3 Device; Chauffage du Plasma par Effet Joule, dans l'Installation Torique; Dzhoulev nagrev plazmy na toroidal'noj ustanovke Tokamak-3; Calentamiento de un Plasma por Efeto Joule en la Instalacion Toroidal Tokamak}
author = {Arcimovich, L. A., Afrosimov, V. V., Gladkovskij, I. P., Mirnov, S. V., Petrov, M. P., and Strelkov, V. S.}
abstractNote = {In Tokamak-3, a hydrogen plasma is formed and heated by an annular electric current of 40 to 60 kA. The time of current flow is 20 to 30 ms. The bulk of the experiments were performed with a 25-kOe stabilizing longitudinal magnetic field. The transverse component of the stray magnetic field was compensated for by using special correcting loops. In the course of the discharge there was no appreciable displacement of the centre of the column from the equatorial plane of the torus, and we observed a plasma-column drift ''to the outside'' (increase of the large radius of the loop). This motion can be caused by a change in the radius of the current column, by plasma heating or by the damping of the Foucault currents in the conducting vessel. We succeeded in obtaining a macroscopically stable plasma column in Tokamak-3 under these conditions, but the plasma temperature was lower than should be expected for the case with no anomalous energy losses. The interaction processes between the plasma column and the diaphragm must lead to large energy losses. We succeeded in attenuating this interaction by applying a diaphragm of special shape and by using the property of the column to shift to the outside in the course of the process. The problem of the investigations was to determine various plasma parameters under these conditions, including electron and ion temperatures. To determine the electron temperature from the change of plasma resistance, it is necessary to know the column-radius changes with time, as well as the electric characteristics of the column. By using a computer to solve a set of equations, including the electrical engineering and the equilibrium equations, we can determine the time-dependence of changes in plasma temperature and density and also in the radius and displacement of the plasma, column, making use of experimentally measured time dependencies of plasma current, voltage and magnetic probe and radio interferometer signals. The computed temperature function increases during the process and reaches 100 to 200 eV. Spectroscopic measurements of the electron temperature give values close to the computed values. The measured energy distributions of the fast neutral-atom flux fit in well with the assumption that the ion distribution of the plasma resembles a Maxwellian distribution of about 100 eV. A significant departure of this distribution from a Maxwellian is observed in the unstable discharge at the same moments as the characteristic plasma column instabilities. In addition, a perceptible difference is observed in the flux of neutrals from the' ''upper'' and the ''lower'' portions of the column, which can be explained by ion drift fluxes inside the column that have large transverse velocities. (author) [French] Dans l'installation Tokamak-3, on cree un plasma d'hydrogene et on le chauffe par un courant electrique annulaire de 40 a 60 kA. Le temps de passage du courant est de 20 a 30 ms. Une grade partie des experiences a ete faite avec un champ magnetique longitudinal stabilisateur de 25 kOe. La composante transversale du champ magnetique parasite etait compensee au moyen de courants passant dans des spires de correction speciales. Dans ces conditions il ne s'est produit aucun deplacement perceptible du centre de la colonne a partir du plan equatorial du tore, au cours de la decharge, et les auteurs ont observe une derive de la colonne de plasma 'vers l'exterieur' (accroissement du grand rayon de la spire). Ce mouvement peut etre cause par une variation du rayon de la colonne de courant, par le chauffage du plasma ou par l'amortissement des courants de Foucault dans la chemise conductrice. Dans ces conditions, ies auteurs ont reussi a obtenir dans l'installation Tokamak-3 une colonne de plasma, stable du point de vue macroscopique; cependant la temperature du plasma etait inferieure a la temperature prevue en cas d'absence de pertes anormales d'energie. Les processus qui apparaissent dans le cas d'une interaction entre la colonne de plasma et le diaphragme doivent entrainer d'importantes pertes d'energie. Les auteurs ont pu attenuer cette interaction en recourant a un diaphragme de forme speciale et en utilisant la propriete que possede la colonne de se deplacer vers l'exterieur au cours du processus. Les recherches avaient pour objet de determiner les divers parametres du plasma dans ces conditions, notamment les temperatures des electrons et des ions. Pour determiner la temperature des electrons d'apres la variation de la resistance du plasma, il faut connaitre la loi regissant les variations du rayon de la colonne dans le temps, ainsi que les caracteristiques electriques de la colonne. .La solution, au moyen d'un ordinateur, d'un systeme d'equations comprenant l'equation electrotechnique et l'equation d'equilibre permet de determiner les variations dans le temps de la temperature du plasma et de sa densite, et egalement celles du rayon et du deplacement de la colonne de plasma, en se basant sur les dependances par rapport au temps des parametres ci-apres, mesurees experimentalement: courant de plasma, tension, signaux de sonde magnetique et du radiointerferometre. La fonction temperature calculee par ordinateur croit pendant le processus et atteint de 100 a 200 eV. Les mesures spectroscopiques de la temperature des electrons donnent des valeurs proches des valeurs calculees. Les resultats des mesures du spectre d'energie du flux d'atomes neutres rapides coiencident bien avec l'hypothese que la distribution des ions de plasma ressemble a une distribution de Maxwell avec une temperature ' d'environ 100 eV. Les auteurs ont observe un ecart significatif de la nature de cette distribution par rapport a celle de Maxwell dans les conditions d'une decharge instable a des moments qui correspondent aux instabilites caracteristiques de la colonnede plasma. Ils ont observe en outre une difference perceptible dans le flux des neutres provenant des parties 'superieure' et 'inferieure' de la colonne, qui peut s'expliquer par la presence, a l'interieur de la colonne, de flux de derive d'ions ayant de grandes vitesses transversales. (author) [Spanish] En la instalacion Tokamak-3 el plasma de hidrogeno se obtiene y calienta con una corriente electrica anular de 40 a 60 kA. El tiempo de paso de la corriente es de 20 a 30 ms. Muchos de los experimentos se efectuaron con un campo magnetico longitudinal estabilizado de 25 kOe. La componente transversal del campo magnetico disperso se compenso con ayuda de corrientes procedentes de circuitos correctores especiales. Durante la descarga no tuvo lugar ningun desplazamiento perceptible del centro de la columna con respecto al plano ecuatorial del toro y se observo una deriva de la columna de plasma 'hacia el exterior' (aumento del radio mayor del circuito). Este movimiento puede ser provocado por un cambio del radio de la columna de corriente, por el calentamiento del plasma o por el amortiguamiento de las corrientes de Foucault en el recipiente conductor. En estas condiciones, se consiguio obtener en la instalacion Tokamak-3 una columna de plasma macroscopicamente estable; sin embargo, la temperatura del plasma fue inferior a la que era de esperar en ausencia de perdidas anomalas de energia. Los procesos que tienen lugar durante la interaccion de la columna plasmatica con el diafragma originan grandes perdidas de energfa. Esta interaccion pudo atenuarse dando al diafragma una forma especial y utilizando la propiedad de la columna de desplazarse hacia el exterior en el transcurso del proceso. El problema investigado consistia en determinar varios parametros del plasma en estas condiciones, en particular las temperaturas electronica y ionica. Para determinar la temperatura electronica basandose en los cambios de la resistencia del plasma, es preciso conocer ademas de las caracteristicas electricas de la columna, la ley que rige el cambio del radio de esta ultima en funcion del tiempo. La solucion, utilizando un calculadora, de un sistema de ecuaciones que comprende la ecuacion electrotecnica y la de equilibrio, permite determinar la variacion de la temperatura del plasma y su concentracion en funcion del tiempo, asf como la variacion del radio y del desplazamiento de la columna de plasma basandose en la variacion medida experimentalmente, de la corriente del plasma, de la tension y de las senales captadas por sondas magneticas y por el radiointerferometro en funcion del tiempo. La funcion calculada para la temperatura aumenta durante el proceso hasta alcanzar de 100 a 200 eV. Las mediciones espectroscopicas de la temperatura electronica dan valores proximos a los calculados. Los resultados de las mediciones del espectro energetico del flujo de atomos neutros rapidos concuerdan satisfactoriamente con los calculados partiendo del supuesto de que el espectro ionico del plasma es proximo al espectro de Maxwell con una temperatura de 100 eV aproximadamente. Se observa una desviacion significativa de la naturaleza de ese espectro con respecto al espectro de Maxwell en un regimen inestable de descarga en los momentos que corresponden a las inestabilidades caracteristicas de la columna de plasma. Ademas, se ha observado una diferencia perceptible en el flujo de atomos neutros procedentes de la parte 'superior' e 'inferior' de la columna, lo que puede explicarse por la presencia dentro de la columna de flujos ionicos de deriva animados de grandes velocidades transversales. (author) [Russian] V ustanovke Tokamak-3 vodorodnaja plazma sozdaetsja i nagrevaetsja kol'cevym jelektricheskim tokom velichinoj v 40-60 ka. Vremja protekanija toka 20-30 msek. Bol'shaja chast' opytov provedena pri velichine stabilizirujushhego prodol'nogo magnitnogo polja 25 000 je. S pomoshh'ju tokov, propuskaemyh po special'nym korrektirujushhim vitkam, kompensirovalas' poperechnaja sostavljajushhaja rassejannogo magnitnogo polja. Pri jetom v techenie razrjada ne proishodilo zametnogo smeshhenija centra shnura ot jekvatorial'noj ploskosti tora i nabljudalsja drejf plazmennogo shnura ''naruzhu'' (uvelichenie bol'shogo radiusa vitka). Jeto dvizhenie mozhet byt' vyzvano izmeneniem radiusa tokovogo shnura, nagrevom plazmy ili zatuhaniem tokov Fuko v provodjashhem kozhuhe. V jetih uslovijah na ustanovke Tokamak-3 udalos' poluchit' makroskopicheski ustojchivyj plazmennyj shnur, odnako temperatura plazmy okazalas' men'she, chem. sledovalo ozhidat' pri otsutstvii anomal'nyh poter' jEhnergii. K bol'shim poterjam jEhnergii dolzhny privodit' processy, proishodjashhie pri vzaimodejstvii plazmennogo shnura s diafragmoj. Jeto vzaimodejstvie udalos' oslabit', primeniv diafragmu special'noj formy i ispol'zovav svojstvo shnura smeshhat'sja naruzhu v techenie processa. Zadachej issledovanij javljalos' opredelenie razlichnyh parametrov plazmy v jetih uslovijah, v tom chisle jelektronnoj i ionnoj temperatur. Dlja opredelenija jelektronnoj temperatury po izmeneniju soprotivlenija plazmy neobhodimo, krome jelektricheskih harakteristik shnura znat' zakon izmenenija vo vremeni radiusa shnura. Reshenie na schetnoj mashine sistemy uravnenij, vkljuchajushhej jelektrotehnicheskoe uravnenie i uravnenie ravnovesija, pozvoljaet opredelit' izmenenie vo vremeni temperatury plazmy i ee koncentracii, a takzhe radiusa i smeshhenija plazmennogo shnura na osnovanii, jeksperimental'no izmerennyh zavisimostej ot vremeni toka v plazme, naprjazhenija, signalov magnitnyh zondov i radiointerferometra. Vychislennaja funkcija temperatury vozrastaet za vremja processa i dostigaet 100-200 jev. Spektroskopicheskie izmerenija jelektronnoj temperatury dajut znachenija blizkie k vychislennym. Rezul'taty izmerenij jenergeticheskogo spektra potoka bystryh nejtral'nyh atomov horosho soglasujutsja s predlozheniem o tom, chto spektr ionov plazmy blizok k maksvellovsko- mu s temperaturoj okolo 100 jev. Sushhestvennoe otklonenie haraktera spektra ot maksvel- lovskogo nabljudaetsja v neustojchivom rezhime razrjada v momenty, sootvetstvujushhie harakternym nestabil'nostjam plazmennogo shnura. Krome togo obnaruzhena zametnaja raznica potoka nejtralov iz ''verhnej'' i ''nizhnej'' chastej shnura, chto mozhet byt' ob'jasneno nalichiem vnutri shnura drejfovyh potokov ionov, obladajushhih bol'shimi poperechnymi skorostjami. (author)}
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month = {Apr}
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