EAST安全巡检与联锁保护系统设计与实现

全超导托卡马克系统不同于常规托卡马克系统,有独特的运行特性和更高的运行风险.安全巡检与联锁保护系统是托卡马克系统中必不可少的-个重要组成部分.EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak)是我国自主研发的世界上第-个全超导托卡马克系统.本文详细分析了EAST的主要运行风险,针对运行风险制定的各子系统的安全监测和保护机制,及分布式 EAST 安全巡检与联锁保护系统的系统体系结构和系统的实现.EAST 已在中国科学院等离子体物理研究所建成并于2006年9月运行成功,获得等离子体,本系统已在EAST装置的2006-2007年度的几轮实验中成功应用.     

EAST安全联锁监管系统设计

全超导托卡马克装置(FullSuperconductingTokamak,FST)所有主要磁体均为超导磁体,其运行风险大大高于现有的其它超导托卡马克。EAST(ExperimentalAdvancedSuperconductingTokamak)是一个全超导托卡马克装置,为了避免人员和装置出现意外事故,建立了联锁系统与安全系统。安全联锁监管系统位于EAST联锁系统与安全系统的顶层,协调各分控系统的安全运行。根据EAST安全联锁系统的需求,采用可编程逻辑控制器、联锁信号光纤网和光电转换设备,建立了安全联锁监管系统,实现了事件收集、信号循环扫描、保护动作输出、系统状态和故障日志信息记录和实时监控等功能。该系统实际扫描周期平均值约0.7ms,最大值约3ms,达到了EAST安全联锁系统的要求。     

全超导非圆截面托卡马克中性束注入窗口材料活化研究

中性束注入加热为全超导非圆截面托卡马克(EAST)主要辅助加热方式之一.伴随着中性束注入加热,等离子体中子出射强度可达到1014 n/s.由于中性束注入窗口具有较大的开口尺寸,窗口泄露的大量中子可能影响系统的安全稳定运行.本文基于EAST中性束二维模型和蒙特卡洛程序MCNP与材料活化程序FISPACT,研究EAST两条...     

EAST托卡马克的中性束注入方案

高能中性束注入(Neutral beam injection,NBI)是核聚变装置托卡马克采用的芯部辅助加热和非感应电流驱动主要手段之一.本文介绍了国家大科学工程全超导托卡马克实验装置(Experimental advanced super-conductingtokamak,EAST)上的高能NBI加热方案及注入器的工程要求,并讨论了中性束在EAST等离子体中的传输等相关问题.     

EAST全超导托卡马克装置失超保护检测技术的现状及发展

EAST装置是"九五"国家重大科学工程项目之一,做为世界上第一个全超导托卡马克装置,其纵场和极向场线圈全部由超导磁体组成,进行安全,准确,有效的失超保护是装置安全运行的首要环节。如何在全超导托卡马克装置这样复杂的电磁环境进行失超检测在世界上也无先例可寻。EAST上失超检测系统经过几十轮单饼超导线圈实验及两轮装置正式放电实验后逐步建立和完善起来,并已通过工程验收达到装置实验运行要求。主要介绍了EAST超导装置失超检测系统的基本结构和检测原理,同时还简述失超检测技术的发展并给出了实验结果。     

EAST中性束注入器研制进展

EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)作为世界上第一个全超导非圆截面托克马克,其目标是研究1 000 s的长脉冲稳态运行的前沿性物理问题,要达成这一目标,必须有高功率电流驱动和辅助加热系统以实现EAST装置的高参数稳态运行。中性束注入(Neutral Beam Injection,NBI)加热是等离子体辅助加热和维持最有效的手段之一,为此一套注入功率4–8 MW、脉冲宽度10–100 s的中性束注入系统于2010年开工建设,并于2014年实现了对等离子体的加热和驱动。本文主要展示了EAST中性束注入器的最新进展,从长脉冲束引出和高功率束引出两个方面介绍了EAST中性束注入器综合测试台的最新实验结果,结果表明在束功率和脉冲宽度方面已经达到或超过设计指标。     

EAST上快波电流驱动的数值模拟

针对EAST全超导托卡马克的参数,利用射线追踪法在离子回旋共振频段（ICRF）发射机的工作频段内进行快波电流驱动的数值模拟,找到了一组适合于快波电流驱动的参数。模拟结果表明,发射频率只要避开基频吸收和二次谐频吸收,电流驱动的效果就很明显。     

EAST实验场所与人员累积辐射剂量监测

实验型先进超导托卡马克(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)运行时存在一定的电离辐射。依据电离辐射防护与辐射源安全标准和放射性工作人员职业健康管理办法,结合实验监测数据对EAST装置周边环境及工作人员的电离辐射影响状况进行了评估。采用光释光和固体核径迹法,对EAST装置大厅人员通道入口、屏蔽门内外、周边诊断室以及主控制室等场所的中子、γ辐射剂量进行累积监测。共布置了13个监测点,全年连续测量,以90 d为一周期进行剂量片更替与读数。统计分析了2010-2017年EAST装置上从事核辐射相关工作关键岗位人员的个人辐射剂量165人次,并利用Access软件建立了场所与人员的辐射剂量数据库。结果显示:扣除天然本底辐射后,装置大厅外的监测点以及职业人员年有效剂量均低于0.5 m Sv,满足电离辐射防护国家标准的要求。     

EAST全超导托卡马克上硅漂移探测器软X射线能谱诊断

采用性能优越的15道硅漂移探测器（SDD）阵列,在EAST全超导托卡马克上建立了1套较为完善的软X射线能谱诊断系统,用以测量等离子体在软X射线辐射能段(1～20keV)的能谱。该诊断系统的观测范围基本覆盖了整个等离子体空间,因此,可满足EAST不同放电位形下电子温度测量的要求。利用该诊断系统,可获得时间分辨达50ms、空间分辨约为7cm的电子温度剖面。通过对比发现,由该诊断系统所得到的电子温度与其它电子温度诊断系统所测量的电子温度基本一致。此外,该诊断系统还可监测在软X射线能量范围内出现的一些金属杂质的特征线辐射。     

不锈钢和钨材料对东方超环(EAST)装置硬X射线诊断系统的影响

计算了不锈钢、铅和钨材料对不同能量硬X射线的衰减规律,根据计算结果设计了东方超环(EAST)超导托卡马克硬X射线诊断系统探测器的屏蔽准直体;详细介绍了EAST上硬X射线诊断系统,利用22Na放射源对诊断系统进行了台面实验测试,通过放射源的γ射线能谱研究了不锈钢和钨材料对γ射线的衰减规律,拟合计算了衰减系数;同时将实验结...     

液氮温度下高T_C超导材料电阻率及零场电流密度测量装置

介绍了测量液氮温度下高T_c超导材料电阻率及零场下电流密度装置的原理及结构。装置适用于测量电阻小于10~(-9)Ω临界电流大于600A的超导材料。由于采用了衰减法,所以精度较高。在液氮温度下,探头的线性度优于1％,放大器的漂移约为±1μV/h(折合到输入端),感应变压器可在超导环内产生1000A的感应电流。     

液氮温度下高T_c超导材料电阻率及零场电流密度测量装置

介绍了测量液氮温度下高T_c超导材料电阻率及零场下电流密度装置的原理及结构。装置适用于测量电阻小于10~(-9)Ω及临界电流大于600A的超导材料。由于采用了衰减法,所以精度较高。在液氮温度下,探头的线性度优于1％,放大器的漂移约为±1μV/h(折合到输入端),感应变压器可在超导环内产生1000A的感应电流。     

EAST低温系统的故障树分析

EAST是世界上进行聚变研究的先进超导托卡马克实验装置.低温冷却系统是EAST的主要子系统之一,担负着纵向和极向场线圈、纵场线圈盒、冷屏和电流引线的冷却功能,需保证其能长期稳定运行.本文运用故障树分析法来评价低温系统的可靠性,使用自主开发的软件RiskA建立低温系统的故障树模型并进行定量计算,得到系统的失效概率和部件的重要度,并提出改进建议,为系统的优化设计和提高可靠性提供参考.     

基于FPGA的EAST-ICRF实时监控系统设计

在全超导托卡马克核聚变实验装置(EAST)上进行核聚变试验时,离子回旋共振加热(ICRF)是该试验过程中加热等离子体的主要方法之一,而对发射机、传输线、真空室以及天线中的重要参数进行实时监测是托卡马克装置中ICRF对等离子体进行功率耦合的重要保障。提供了一种采用FPGA的ICRF实时监控系统设计方案、AD9252芯片以及SN74LS14型号施密特触发器进行数据采样,实现对各故障信号的实时显示、报警以及信号源的及时切断,同时利用FPGA可重复编程的特点,便于后期对系统进行维护和升级。     

EAST4.6GHz/4MW低杂波电流驱动系统隔直器优化设计

为了研究全超导托卡马克稳态高参数等离子体性能,2008年在EAST托卡马克装置上研制并成功建成了一套能最大传输2兆瓦,工作频率是2450MHz的低混杂波电流驱动系统,要实现低杂波长时间地维持等离子体电流,还需要对低杂波系统的输出功率大小及运行时间长度提出更高要求,拟研制一套波源输出功率4 MW,中心频率4.6GHz,波谱范围为1.7< N_(//)< 2.5,运行脉冲宽度0～1000秒低杂波电流驱动系统.在EAST4.6GHz/4MW低杂波电流驱动系统中,因为速调管放大器和低杂波天线有共同的接地点,速调管放大器电源为负高压,有接地点,低杂波天线有接地点,并且和EAST托卡马克相连,在系统中要求不能有两个接地点,所以要通过隔直器来隔断托卡马克和速调管之间的的直流通路.论文详细介绍了隔直器的原理和设计过程,在以4.6GHz为中心频率,150MHz的频带范围内,隔直器各个端口微波性能良好.     

EAST托卡马克上截面效应对电荷交换复合光谱测量结果的影响

离子温度和旋转速度是聚变等离子体中的重要物理参数,在先进实验超导托卡马克EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)上电荷交换复合光谱(Charge e Xchange Recombination Spectroscopy,CXRS)诊断是测量这些物理参数的标配诊断之一。由于截面效应的存在,CXRS诊断测量的谱线线型会受到影响,导致得到的离子温度和旋转速度偏离实际值,为了得到真实值,需要对离子温度和旋转速度进行修正。在EAST上,分别采用常用的动力学理论和数值计算方法对测量到的实验数据进行修正,同时对比两种方法对截面效应的修正结果,可以看出两种方法得到的结果趋势基本一致。对2015年EAST上电荷交换复合光谱测量到的典型的实验数据进行修正,结果表明在目前的放电条件下截面效应对离子温度的影响比较小,而对旋转速度的影响低于10%。     

Achieving temporary divertor plasma detachment with MARFE events by pellet injection in the EAST superconducting tokamak

A new pellet injection system has been equipped on the experimental advanced superconducting tokamak(EAST) in the 2012 campaign,with a pellet size of Ф 2 mm?×?2 mm,a frequency of1 Hz–10 Hz and velocity of 150 m s~(-1)–300 m s~(-1).The deuterium pellet is well-known for plasma fuelling as well as for? triggering the edge localized mode(ELM).In the 2012 campaign,pellet injection experiments were successfully carried out on EAST.Temporary plasma detachment achieved by deuterium pellets has been observed in a double null(DN) divertor configuration,with multi-pellet injections at a repetition frequency of 2 Hz.The partial detachment of the outer divertors and complete detachment of the inner divertors was achieved after 35 ms of each pellet injection,which have a duration of 30–60 ms with the maximum degree of detachment(DOD) reaching 3.5 and 37,respectively.Meanwhile,the multifaceted asymmetric radiation from the edge(MARFE) phenomena was also observed at the high field side(HFS) near both the lower and upper X-points with radiation loss suddenly increased to about 15%–70%,which may be the main cause of divertor plasma detachment.The temporary detachment induced by pellet injection may act as a new way to study divertor detachment behaviors.     

Recent results of fusion triple product on EAST tokamak

High fusion triple product has been obtained in the advanced scenarios with high normalized beta (β_N) on the Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST).A record value of n_(i0)T_(i0)τ_E~1.0?×?10~(19)m~(-3)ke V s for EAST deuterium plasma has been achieved,which is due to the formation of strong and broad internal transport barriers (ITBs) in n_e,T_eand T_iprofiles.Analysis shows that the strong ITB formation could be attributed to the reduction of transport from ITG modes.Based on the analysis,the physical mechanisms and methods to furtherimprove the plasma performance are discussed.     

EAST中性束注入器水流热量累积测量系统误差分析

水流量热法是强流离子束束功率测量常用的方法,由于测量仪表安装位置的问题,EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)全超导托卡马克中性束注入水流热量累积测量系统中存在不可忽略的误差。本文结合水流热量累计测量系统的原理分析其误差的来源,针对其中由于采集时间有限和真空室内外热传递损失三部分误差来源进行了详细的分析和修正,将沉积功率百分比由73.72%提高到86.27%,修正结果显著。最终将修正方法嵌入到现有的沉积功率计算系统中,实时地进行误差修正,从而得到更精确的沉积在热承载部件上的功率沉积,为功率沉积分布和中性化效率的精确测量提供依据。     

变负荷电流引线的设计

超导核聚变实验装置(EAST)的极向场超导磁体常常运行在空载、变电流条件下,将这种电流引线设计成过载电流引线可以进一步降低低温系统的热负荷。本文计算了不同材料制作的电流引线在额定电流和过载情况下的漏热、温度分布等参数,在分析计算的基础上给出了制造电流引线时的选材原则以及过载运行的条件。