Na drodze do energii termojądrowej, tokamaki stanowią obecnie najbardziej obiecującą metodę przeprowadzenia kontrolowanej reakcji termojądrowej. Aby uniknąć problemu retencji trytu, jaki ma miejsce w przypadku ścian tokamaka wykonanych z komponentów węglowych, divertor Międzynarodowego Eksperymentalnego Reaktora Termojądrowego (ITER) będzie wykonany z wolframu (W). W związku z tym małe stężenia domieszek wolframu będą obecne w plazmie ITER-a. Niewielkie stężenia wolframu są wystarczające, aby znacząco wpłynąć na działanie tokamaka, a mogą nawet prowadzić do zakończenia wyładowania plazmowego. W szczególności krytycznym zagadnieniem, które musi być zbadane, jest wpływ domieszek o wysokiej liczbie atomowej Z na dynamikę szybkich (supratermalnych) elektronów. Zagadnienie to jest ważne z ze względu na dwa aspekty. Po pierwsze konieczne jest rozwijanie metod tłumienia wiązek elektronów uciekających w plazmie po zerwaniu sznura plazmowego. Po drugie domieszki wolframowe mają negatywny wpływ na efektywność generowania prądu szybkich elektronów w plazmie tokamakowej. Jak dotąd, główny nacisk kładziono na badania dotyczące domieszek o niskiej liczbie atomowej Z, takich jak węgiel, azot czy argon. Jednak obecnie konieczne jest rozszerzenie metod badania dynamiki szybkich elektronów na cięższe domieszki, takie jak krypton, molibden czy wolfram. W związku z tym niezbędne jest uwzględnienie efektu częściowego ekranowania podczas oddziaływania pomiędzy jonami domieszek a szybkimi elektronami w plazmie. Cel ten został osiągnięty poprzez konsekwentne włączenie teorii częściowego ekranowania do obliczeń kinetycznych. Wykorzystany w pracy łańcuch kodów numerycznych C3PO/LUKE/R5-X2 jest standardowym narzędziem do modelowania LHCD w tokamaku Tore Supra, ostatnio zmodernizowanym do tokamaka WEST. W przedstawionej pracy szczególny nacisk został położony na konsekwencje obecności nie w pełni zjonizowanych domieszek o wysokiej liczbie atomowej Z na generowanie przepływu prądu za pomocą fal LH oraz intensywność promieniowania hamowania emitowanego przez szybkie elektrony dla przypadku tokamaka WEST.
On the road to fusion energy, tokamaks currently represent the most promising method to confine the thermonuclear plasma. To avoid the tritium retention issue experienced with carbon walls, the divertor of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) will be made of tungsten (W). However, this means that small concentrations of tungsten impurities will be present in the ITER plasma. They are sufficient to significantly affect the operation of the tokamak, sometimes even leading to the termination of the plasma discharge. In particular, a critical issue that needs to be investigated is the effect of high-Z impurities on the dynamics of fast (suprathermal) electrons. This issue arises when considering either the mitigation of a runaway electron beam in a post-disruptive plasma or a suprathermal electron population generated with a current drive method, using, e.g. Lower Hybrid (LH) waves. So far, the main focus has been put on relatively low-Z impurities such as carbon, nitrogen or argon. However, it is now necessary to extend the methods of studying the dynamics of fast electrons to heavier impurities such as krypton, molybdenum or tungsten. Consequently, it is necessary to consider the partial screening effect during the interaction between impurity ions and fast electrons in a plasma. This goal has been achieved by consistently incorporating the partial screening theory into kinetic calculations. The chain of numerical codes C3PO/LUKE/R5-X2 used for this purpose is the standard tool for modelling LH current drive on the Tore Supra tokamak, recently upgraded to the WEST - W environment in a steady-state tokamak. A particular emphasis is placed on the consequences of high-Z non-fully ionized impurities on LH current drive and the fast electron bremsstrahlung intensity on WEST.
Poza zaznaczonymi wyjątkami, licencja tej pozycji opisana jest jako Uznanie autorstwa 4.0 Międzynarodowe