, Физико-технический институт им. А. Ф. Иоффе РАН, Санкт-Петербург Pассмотpено pешение задачи идентификации (pеконстpукции) сложного динамического объекта с pаспpеделенными паpаметpами-плазмы в магнитном поле токамака-методами физики. Идентифициpуются (восстанавливаются) pавновесные pаспpеделения полоидального потока, тоpоидального тока и гpаница плазмы. Pеконстpукция пpоводится в темпе наблюдений по сигналам магнитной диагностики вне плазмы в дискpетные моменты вpемени. По восстановленным pавновесиям стpоятся линейные динамические модели плазмы в магнитном поле токамака. Pазpаботанные алгоpитмы pеконстpукции и постpоения линейных моделей пpименены к экспеpиментальным данным сфеpического токамака Глобус-М в пpогpаммно-вычислительной сpеде MATLAB и гpафической сpеде виpтуальных пpибоpов LabVIEW. Показывается, как алгоpитмы восстановления pавновесия и упpавления фоpмой плазмы, котоpые могут быть получены на основе линейных моделей, могут встpаиваться в экспеpиментальный стенд pеального вpемени для пpименения в физическом экспеpименте токамака. Ключевые слова: идентификация, токамак, pеконстpукция pавновесия плазмы, pаспpеделенные паpаметpы, фоpма плазмы, полоидальный поток, тоpоидальный ток, линейные динамические модели, стенд pеального вpемени УПРАВЛЕНИЕ СЛОЖНЫМИ ТЕХНИЧЕСКИМИ ОБЪЕКТАМИ 1 Pабота выпоëнена пpи поääеpжке ãpанта PФФИ № 14-08-00380А. 2 www.iter. org 3 www.tokamak.info

No abstract

DIII-D physics research addresses critical challenges for the operation of ITER and the next generation of fusion energy devices. This is done through a focus on innovations to provide solutions for high performance long pulse operation, coupled with fundamental plasma physics understanding and model validation, to drive scenario development by integrating high performance core and boundary plasmas. Substantial increases in off-axis current drive efficiency from an innovative top launch system for EC power, and in pressure broadening for Alfven eigenmode control from a co-/counter-I p steerable off-axis neutral beam, all improve the prospects for optimization of future long pulse/steady state high performance tokamak operation. Fundamental studies into the modes that drive the evolution of the pedestal pressure profile and electron vs ion heat flux validate predictive models of pedestal recovery after ELMs. Understanding the physics mechanisms of ELM control and density pumpout by 3D magnetic perturbation fields leads to confident predictions for ITER and future devices. Validated modeling of high-Z shattered pellet injection for disruption mitigation, runaway electron dissipation, and techniques for disruption prediction and avoidance including machine learning, give confidence in handling disruptivity for future devices. For the non-nuclear phase of ITER, two actuators are identified to lower the L–H threshold power in hydrogen plasmas. With this physics understanding and suite of capabilities, a high poloidal beta optimized-core scenario with an internal transport barrier that projects nearly to Q = 10 in ITER at ∼8 MA was coupled to a detached divertor, and a near super H-mode optimized-pedestal scenario with co-I p beam injection was coupled to a radiative divertor. The hybrid core scenario was achieved directly, without the need for anomalous current diffusion, using off-axis current drive actuators. Also, a controller to assess proximity to stability limits and regulate β N in the ITER baseline scenario, based on plasma response to probing 3D fields, was demonstrated. Finally, innovative tokamak operation using a negative triangularity shape showed many attractive features for future pilot plant operation.

No abstract

This paper is focused on the plasma shape and current control in a large, next generation tokamak characterized by long-duration plasma discharges. The new features of these fusion devices are described and their impact on the feedback control requirements are investigated. Many of the controller design issues are addressed in the HJp synthesis framework, including the model reduction, the power constraints, the voltage limits and plant uncertainties. The application to the case of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) shows the effectiveness of this approach for the design of plasma controllers.

No abstract

No abstract

В вытянутых по вертикали токамаках для обеспечения работоспособности установок необходимо использовать системы управления положением плазмы как на лимитерной, так и на диверторной стадиях развития разряда. От качества этих систем зависят точность, быстродействие, устойчивость и надёжность управления не только положением плазмы, но также током и формой плазмы. Поэтому проблема разработки таких систем является важной и актуальной задачей современных токамаков. В данной работе по измеренным сигналам на магнитных петлях и поясах Роговского восстанавливается равновесие плазмы и относительно него строятся линейные мо-дели в малых отклонениях. Полученные модели позволяют синтезировать методами H  -теории оптимизации системы управления вер-тикальным и горизонтальным положением плазмы, ориентированные на работу со структурной неопределённостью моделей объекта. Эти системы применяются к плазмофизическому коду ДИНА, настроенному на плазму в токамаке Глобус-М. Применение разработан-ных систем на коде ДИНА позволило выявить сложную динамику магнитной конфигурации плазмы при тестировании замкнутой сис-темы ступенчатыми функциями Хевисайда. Нахождение вблизи границы бифуркации в пространстве параметров неустойчивой плазмы дало возможность обнаружить скачкообразное изменение Х-точки с верхней на нижнюю и наоборот. Разработка методики восстановле-ния магнитной конфигурации плазмы по данным магнитной диагностики наряду с опытом создания систем с обратной связью для управления плазмой в токамаках обеспечило возможность синтезировать новые цифровые регуляторы для стабилизации вертикального и горизонтального положения плазмы. Это также позволило провести тестирование синтезированных цифровых регуляторов в замкнутом контуре системы управления положением плазмы, содержащей в качестве нелинейной модели плазмы код ДИНА.Ключевые слова: токамак, управление, восстановление равновесия плазмы, линейные модели, H ∞ -регуляторы, бифуркация. In order to provide efficient performance of tokamaks with vertically elongated plasma a position control system for limited and diverted plasma configuration is required. The accuracy, stability, speed of response, and reliability of plasma position control as well as plasma shape and current control depend on the performance of the control system. Therefore, the problem of the development of such systems is an important and actual task in modern tokamaks. In this study, the measured signals from the magnetic loops and Rogowski coils are used to reconstruct the plasma equilibrium, for which linear models in small deviations are constructed. We apply methods of the H ∞ optimization theory to synthesize control system for vertical and horizontal position of plasma, capable to work with structural uncertainty of the models of the plant. These systems are applied to the plasma-physical DINA code which is configured for the tokamak Globus-M plasma. The testing of the developed systems applied to DINA code with Heaviside's step functions have revealed the complex dynamics of plasma magnetic configurations. Bein...