Contrôle et stabilité Entrée-Etat en dimension infinie du profil du facteur de sécurité dans un plasma Tokamak PDF Download
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Author: Federico Bribiesca Argomedo
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Languages : fr
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Book Description
Dans cette thèse, on s'intéresse au contrôle du profil de facteur de sécurité dans un plasma tokamak. Cette variable physique est liée à plusieurs phénomènes dans le plasma, en particulier des instabilités magnétohydrodynamiques (MHD). Un profil de facteur de sécurité adéquat est particulièrement important pour avoir des modes d'opération avancés dans le tokamak, avec haut confinement et stabilité MHD. Pour cela faire, on se focalise sur la commande du gradient du profil de flux magnétique poloidal dans le tokamak. L'évolution de cette variable est donnée par une équation de diffusion avec des coefficients distribuées et temps-variants. En utilisant des techniques de type Lyapunov et les propriétés de stabilité entrée-état du système on propose une loi de commande robuste qui prend en compte des contraintes non-linéaires dans l'action imposées par la physique des actionneurs.
Author: Federico Bribiesca Argomedo
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Dans cette thèse, on s'intéresse au contrôle du profil de facteur de sécurité dans un plasma tokamak. Cette variable physique est liée à plusieurs phénomènes dans le plasma, en particulier des instabilités magnétohydrodynamiques (MHD). Un profil de facteur de sécurité adéquat est particulièrement important pour avoir des modes d'opération avancés dans le tokamak, avec haut confinement et stabilité MHD. Pour cela faire, on se focalise sur la commande du gradient du profil de flux magnétique poloidal dans le tokamak. L'évolution de cette variable est donnée par une équation de diffusion avec des coefficients distribuées et temps-variants. En utilisant des techniques de type Lyapunov et les propriétés de stabilité entrée-état du système on propose une loi de commande robuste qui prend en compte des contraintes non-linéaires dans l'action imposées par la physique des actionneurs.
Author: Federico Bribiesca Argomedo
Publisher: Springer Science & Business Media
ISBN: 3319019589
Category : Technology & Engineering
Languages : en
Pages : 105
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Book Description
Control of the Safety Factor Profile in a Tokamak uses Lyapunov techniques to address a challenging problem for which even the simplest physically relevant models are represented by nonlinear, time-dependent, partial differential equations (PDEs). This is because of the spatiotemporal dynamics of transport phenomena (magnetic flux, heat, densities, etc.) in the anisotropic plasma medium. Robustness considerations are ubiquitous in the analysis and control design since direct measurements on the magnetic flux are impossible (its estimation relies on virtual sensors) and large uncertainties remain in the coupling between the plasma particles and the radio-frequency waves (distributed inputs). The Brief begins with a presentation of the reference dynamical model and continues by developing a Lyapunov function for the discretized system (in a polytopic linear-parameter-varying formulation). The limitations of this finite-dimensional approach motivate new developments in the infinite-dimensional framework. The text then tackles the construction of an input-to-state-stability Lyapunov function for the infinite-dimensional system that handles the medium anisotropy and provides a common basis for analytical robustness results. This function is used as a control-Lyapunov function and allows the amplitude and nonlinear shape constraints in the control action to be dealt with. Finally, the Brief addresses important application- and implementation-specific concerns. In particular, the coupling of the PDE and the finite-dimensional subsystem representing the evolution of the boundary condition (magnetic coils) and the introduction of profile-reconstruction delays in the control loop (induced by solving a 2-D inverse problem for computing the magnetic flux) is analyzed. Simulation results are presented for various operation scenarios on Tore Supra (simulated with METIS) and on TCV (simulated with RAPTOR). Control of the Safety Factor Profile in a Tokamak will be of interest to both academic and industrially-based researchers interested in nuclear energy and plasma-containment control systems, and graduate students in nuclear and control engineering.
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Languages : en
Pages : 11
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Author: Hartmut Zohm
Publisher: John Wiley & Sons
ISBN: 3527677348
Category : Science
Languages : en
Pages : 254
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This book bridges the gap between general plasma physics lectures and the real world problems in MHD stability. In order to support the understanding of concepts and their implication, it refers to real world problems such as toroidal mode coupling or nonlinear evolution in a conceptual and phenomenological approach. Detailed mathematical treatment will involve classical linear stability analysis and an outline of more recent concepts such as the ballooning formalism. The book is based on lectures that the author has given to Master and PhD students in Fusion Plasma Physics. Due its strong link to experimental results in MHD instabilities, the book is also of use to senior researchers in the field, i.e. experimental physicists and engineers in fusion reactor science. The volume is organized in three parts. It starts with an introduction to the MHD equations, a section on toroidal equilibrium (tokamak and stellarator), and on linear stability analysis. Starting from there, the ideal MHD stability of the tokamak configuration will be treated in the second part which is subdivided into current driven and pressure driven MHD. This includes many examples with reference to experimental results for important MHD instabilities such as kinks and their transformation to RWMs, infernal modes, peeling modes, ballooning modes and their relation to ELMs. Finally the coverage is completed by a chapter on resistive stability explaining reconnection and island formation. Again, examples from recent tokamak MHD such as sawteeth, CTMs, NTMs and their relation to disruptions are extensively discussed.
Author: Laurent Laborde
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Les récents progrès des tokamaks dans le domaine des "~scénarios avancés~" préfigurent le régime de fonctionnement d'un futur réacteur à fusion thermonucléaire contrôlée. Comparés au régime de référence, ces scénarios sont caractérisés par un allongement du temps de confinement du plasma, conséquence d'une amélioration substantielle de la stabilité magnétohydrodynamique et du confinement des particules et de l'énergie. Ceci devrait permettre d'obtenir des performances de fusion comparables à un courant plasma plus faible. Un réacteur à fusion du type tokamak pourrait alors fonctionner en continu car la totalité du courant pourrait être générée de façon non-inductive. L'accès à ce type de régime est conditionné par l'apparition d'une barrière interne de transport, liée à l'évolution du profil de courant dans le plasma, qui se traduit par un raidissement des profils de température et de pression. La nature des barrières a pu être mieux comprise en confrontant des simulations à des expériences de transport de la chaleur : il s'agit d'une zone de forte réduction des phénomènes de turbulence, principaux acteurs du transport et du déconfinement des particules et de la chaleur. Le contrôle et le maintien à l'état stationnaire de cette barrière assureraient donc une avancée notable, notamment en vue du réacteur expérimental ITER
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A plausible interpretation of the experimental evidence is that energy confinement in tokamaks is governed by two separate considerations: (1) the need for resistive MHD kink-stability, which limits the permissible range of current profiles - and therefore normally also the range of temperature profiles; and (2) the presence of strongly anomalous microscopic energy transport near the plasma edge, which calibrates the amplitude of the global temperature profile, thus determining the energy confinement time tau/sub E/. Correspondingly, there are two main paths towards the enhancement of tokamak confinement: (1) Configurational optimization, to increase the MHD-stable energy content of the plasma core, can evidently be pursued by varying the cross-sectional shape of the plasma and/or finding stable radial profiles with central q-values substantially below unity - but crossing from ''first'' to ''second'' stability within the peak-pressure region would have the greatest ultimate potential. (2) Suppression of edge turbulence, so as to improve the heat insulation in the outer plasma shell, can be pursued by various local stabilizing techniques, such as use of a poloidal divertor. The present confinement model and initial TFTR pellet-injection results suggest that the introduction of a super-high-density region within the plasma core should be particularly valuable for enhancing ntau/subE/. In D-T operation, a centrally peaked plasma pressure profile could possibly lend itself to alpha-particle-driven entry into the second-stability regime.
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Simultaneous achievement of high energy confinement, [tau][sub E], and high plasma beta, [beta], leads to an economically attractive compact tokamak fusion reactor. High confinement enhancement, H=[tau][sub E]/[tau][sub E-ITER89P]= 4, and high normalized beta[beta][sub N]=[beta]/(I/aB)= 6%-m-T/MA, have been obtained in DIII-D experimental discharges. These improved confinement and/or improved stability limits are observed in several DIII-D high performance operational regimes: VH-mode, high[ell][sub i] H-mode, second stable core, and high beta poloidal. The authors have identified several important features of the improved performance in these discharges: details of the plasma shape, toroidal rotation or ExB flow profile, q profile and current density profile, and pressure profile. From the improved physics understanding of these enhanced performance regimes, they have developed operational scenarios which maintain the essential features of the improved confinement and which increase the stability limits using localized current profile control. The stability limit is increased by modifying the interior safety factor profile to be nonmonotonic with high central q, while maintaining the edge current density consistent with the improved transport regimes and the high edge bootstrap current. They have calculated high beta equilibria with[beta][sub N]= 6.5, stable to ideal n= 1 kinks and stable to ideal ballooning modes. The safety factor at the 95% flux surface is 6, the central q value is 3.9 and the minimum in q is 2.6. The current density profile is maintained by the natural profile of the bootstrap current, and a modest amount of electron cyclotron current drive.
Author: CLARISSE.. BOURDELLE
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Languages : fr
Pages : 156
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DANS UN PLASMA DE TOKAMAK, LE TRANSPORT DE L'ENERGIE EST PRINCIPALEMENT DE NATURE TURBULENTE. AFIN D'AUGMENTER LE NOMBRE DE REACTIONS DE FUSION, IL EST NECESSAIRE D'AMELIORER LE CONFINEMENT DE L'ENERGIE. L'OBJET DE CETTE THESE EST D'IDENTIFIER LES PARAMETRES PERMETTANT L'OBTENTION DE PLASMAS DONT L'ENERGIE EST MIEUX CONFINEE AFIN DE GUIDER LES EXPERIENCES A VENIR. POUR CE FAIRE, UN CODE NUMERIQUE A ETE DEVELOPPE. IL CALCULE LES TAUX DE CROISSANCE QUI CARACTERISENT LA RAPIDITE DE L'AMORCAGE DES INSTABILITES. L'ANALYSE DE STABILITE EST COMPLETEE PAR L'EVALUATION DU TAUX DE CISAILLEMENT DE LA VITESSE DE ROTATION DUE AU CHAMP ELECTRIQUE RADIAL. LORSQUE CE TAUX EST SUPERIEUR AU TAUX DE CROISSANCE LOCAL MAXIMAL, LA TURBULENCE IONIQUE EST STABILISEE. LE TAUX DE CISAILLEMENT DE ROTATION ET LE TAUX DE CROISSANCE SONT DETERMINES A PARTIR DES PROFILS RADIAUX DE DENSITE, DE TEMPERATURE ET DU FACTEUR DE SECURITE D'UN PLASMA DONNE. EN PARTICULIER, TROIS FAMILLES DE PLASMAS SONT ANALYSEES. DANS LES PLASMAS RADIATIFS DE TEXTOR (MODES RI), L'INJECTION D'IONS DE NOMBRE DE CHARGE ELEVE ENTRAINE LA DIMINUTION DES TAUX DE CROISSANCE. DANS LES PLASMAS A FORTE DENSITE DE TORE SUPRA, UN FORT CISAILLEMENT MAGNETIQUE ET/OU UN CHAUFFAGE DES IONS PLUS EFFICACE ASSOCIE A UNE BIFURCATION DE LA DIRECTION DE ROTATION TOROIDALE (PAR AILLEURS NON-EXPLIQUEE) DECLENCHENT L'AMELIORATION DU CONFINEMENT. DANS TORE SUPRA, DES GRADIENTS DE PRESSION ELECTRONIQUE LOCALEMENT TRES RAIDES (APPELES BARRIERES INTERNES DE TRANSPORT) SONT OBTENUS SUITE A UNE INVERSION DU CISAILLEMENT MAGNETIQUE. CE CISAILLEMENT MAGNETIQUE LOCALEMENT NEGATIF A UN EFFET STABILISANT. DANS CES TROIS TYPES DE PLASMAS, LES TAUX DE CROISSANCE DIMINUENT, LE CONFINEMENT S'AMELIORE, LES PROFILS DE DENSITE ET DE TEMPERATURE SE PIQUENT. CES PIQUAGES ENTRAINENT UNE AUGMENTATION DU TAUX DE CISAILLEMENT DE ROTATION QUI PERMET DE MAINTENIR LA QUALITE DU CONFINEMENT.
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Languages : en
Pages : 34
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The experimental program of the Princeton Beta Experiment-Modified (PBX-M) Tokamak is directed towards tailoring plasma profiles to achieve greater stability and confinement and to gain access to the second stability region. Modification of the current density profile has been achieved with lower hybrid current drive (LHCD), leading to a regime free of global magnetohydrodynamic modes, while raising the value of q(O) above unity. The diffusion of the fast electrons produced by LHCD has been examined using two dimensional hard x-ray imaging. Ion Bernstein waves (IBW) have been used for ion heating: a preliminary analysis shows that ion heating was spatially localized and in agreement with theoretical calculations. Divertor biasing has modified the electric field inside the last closed surface, resulting in the formation of a transport barrier, which in turn has reduced the threshold power of Neutral Beam Injection (NBI) for H-mode transition by 25%.
Author: APS Division of Plasma Physics. Annual Meeting
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Pages : 15
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