Studium okrajového plazmatu tokamaku COMPASS a jeho poloidálních variací

Abstract

V budoucích fúzních reaktorech bude nezbytně nutné udržovat velký teplotní spád mezi okrajem udrženého plazmatu a první stěnou včetně divertoru. Tato práce zkoumá, jestli v podobném režimu (anglicky zvaném conduction-limited regime) může pracovat i Scrape-Off Layer (SOL) tokamaku COMPASS v Praze. Diskuze je založena na vzájemném srovnání pěti diagnostik elektronové teploty: horizontální a vertikální reciproké sondy, starého a nového divertorového pole a Thomsonova rozptylu. Jejich profily jsou srovnány za pomoci korekce pozice separatrix a je dosaženo závěru, že pro SOL tokamaku COMPASS je typický jen velmi malý spád teploty i pro parametry, kdy by již měl nastat režim s velkými teplotními gradienty. Jako vysvětlení je zde navrženo, že paralelní profil teploty by mohlo zplošťovat proudění tepla.

In future fusion reactors, maintaining a large temperature drop between the confined plasma and the first wall including the divertor will be vitally necessary. This thesis addresses the question whether the Scrape-Off Layer (SOL) of tokamak COMPASS in Prague can also operate in this conduction-limited regime. The discussion is based on comparing the electron temperature profiles measured by five diagnostics: the horizontal and vertical reciprocating probes, the old and new divertor array, and the Thomson scattering. Only small parallel temperature gradients are found even in those discharges with collisionality sufficiently high to induce the conduction-limited regime. The possibility of quite strong parallel heat convection is suggested as an explanation of the temperature profile flattening.