Анодний контур генератора складається з ємностей і індуктивності, що складається з індуктивності монтажу, роз'ємів і кабелів.
Постійна напруга зміщення на сітках генераторних ламп утворюється на опорах грідліков за рахунок протікання по них постійних складових сіткових струмів генераторних ламп.
За допомогою полуволновой лінії забезпечується протівофазного коливання в різних плечах.
Вісім радіочастотних кабелів, що живлять навантаження (антени), під'єднуються через роз'єми до задньої стінки генератора. Включення і виключення генерації виробляється подачею прямокутного імпульсу необхідної форми від стороннього джерела постійної напруги.
Антенний модуль ВЧ-генератора. Навантаженням ВЧ генератора є антена, яка в загальному випадку є системою з розподіленими параметрами, але поблизу робочої частоти може розглядатися як зосереджена індуктивність. До виникнення плазми активний опір складає долі Ома і утворюється за рахунок омічних втрат в антені, камері, системі вводу ВЧ енергії. Після виникнення плазми активний опір збільшується до одиниць Ом. Електрична схема модуля ВЧ комплексу токамака КТМ показана нижче (рис. 6).
Технічні характеристики антенного модуля
максимальна потужність - 2МВт;
максимальна напруга на кожному плечі - 25-30 кВ;
максимальна тривалість ВЧ імпульсу - 5 сек;
власна частота - 13.0 + 0.5МГц;
відстань від лимитера антенного модуля до сепаратріси плазми - 2.5см.
Пучки швидких атомів формуються за допомогою інжекторів - прискорювачів заряджених частинок, наприклад ядер дейтерію - дейтронів. Прискорені дейтрони проходять через спеціальний шар нейтрального газу і перетворюються на швидкі атоми дейтерію, які безперешкодно проникають в плазмовий шнур токамака під будь-яким кутом до магнітного поля. Вже існують інжектори з потужністю пучка понад 2 МВт при енергії атомів 20-40 кеВ. Використання інжекторів призвело до значного підвищення температури плазми. Так на токамаке PLT (США) цим способом вдалося нагріти плазму до 70 млн. Градусів.
Інжекція нейтралів. Нейтральна інжекція (NBI) є найбільш надійним і апробованим методом нагріву і генерації поздовжнього струму (CD), оскільки на відміну від ВЧ-методів не має проблем взаємозв'язку антена-плазма, що ускладнюють введення ВЧ-потужності в плазму. Для майбутніх термоядерних реакторів характерні як великі розміри, так і більш високі щільності плазми, у зв'язку з цим знадобиться інжекція нейтральних атомів з енергією порядку 1 МеВ. Високу ефективність генерації центрального поздовжнього струму пучком нейтральних атомів (NBCD) з енергією порядку 0,5 МеВ продемонстрували експерименти на японському токамаке JT - 60U [1, 2], підтвердивши припущення, закладені в проекті системи NBCD в споруджуваному міжнародному термоядерному реакторі ІТЕР. Передача енергії та імпульсу інжектіруемих іонів компонентам плазми може бути обчислена практично точно, спираючись лише на базові закони класичної електродинаміки. Недавні успіхи діагностики, з одного боку, і вдосконалення методики розрахунків, з іншого, дозволили провести верифікацію кодів, які розраховують инжекцию пучків за експериментальними даними. У більшості випадків було продемонстровано вельми близький збіг даних розрахунків і експериментів, однак для випадку нецентральной (внеосевой) інжекції в німецькій установці ASDEX-UG [3] були виявлені помітні розбіжності. Слід зазначити, що нагрівання плазми і генерація струму при внеосевой інжекції пучка мають принципове значення для здійснення перспективних гібридного [4] і квазістаціонарного сценаріїв розряду в ІТЕР. Більшість існуючих моделей в змозі надійно відтворювати радіальний профіль захоплення (іонізації) атомів пучка і, відповідно, розраховувати нагрів електронного та іонного компонентів основний плазми. Для розрахунку генерації струму принциповим є пітч-кут (кут між напрямком швидкості іона і магнітного поля), точність визначення якого насамперед залежить від точності завдання геометрії інжекції. Крім цього, навіть невеликі похибки в завданні пітч-кута можуть виявитися принциповими в аналізі втрат швидких іонів пучка і асоційованих теплових навантажень на перший стінку токамака.
Геометрія інжекції нагрівний пучка ІТЕР. Стандартним завданням геометрії інжекції в більшості кодів є завдання положення осі інжекції щодо камери токамака (рис. 6).
У разі нагрівний пучка ІТЕР прицільний радіус його центральній лінії складає Rтанг=5,3102 м. Базове відхилення осі інжекції від горизонталі (вертикальний нахил пучка) становить 2,819?. Максимальне і мінімальне відхилення, складові 3,331? і 2,306?, задають допустимий діапазон напрямків інжекції і, отже, локалізації області нагріву ...
