先进托卡马克概念和堆设计

由基于目前在大型托卡马克运行中获得的非常确实的经验的聚变堆设计的讨论中可以得出结论：这些堆在经济上是不具有吸引力的，描述了概念完善的各种选择方案中所涉及到的物理学，给出了某些实验结果的例子，并讨论了对堆经济学的可能影响。     

先进托卡马克概念

托卡马克堆设计是建立在今天由大托民克运行获得的充分确定的经验上的，从对这些设计的讨论人们断定，这样的堆在经济上是无吸引力的，本文描述概念改进的各种方案中所涉及的物理问题，并扼要评述了现在研究的主要实验结果。     

KSTAR托卡马克设计

韩国超导托卡马克（KSTAR）探索性研究项目是韩国国家聚变计划的重点项目，其主要工作是研制能稳态运行的先进超导托卡马克，为具有吸引力的聚变堆建立科学技术基础。该托卡马克的主要参数是，大半径1.8m，小半径0.5m，环向场3．5T，环向场3．5T，等离子体电流2MA，并具有强变形的等离子体横截面和双零偏滤器。最初由极向磁系统提供的脉冲长度为20s，但是通过非感应电流驱动脉冲长度可以增大到300s。等离子体加热和电流驱动系统包括中性束，离子回旋波，低杂波和电子回旋波，它们都可用于灵活的剖面控制。全套诊断设备计划用于等离子体控制和特性计算以及对物理学的了解。该项目已经完成概念设计阶段，进入到工程设计阶段。首次产生等离子体的日期确定在2002年。     

托卡马克聚变中子源的数值模型研究

托卡马克(Tokamak)聚变装置中子学分析中,聚变中子源描述是重要的输入参数,其准确性直接影响分析结果的可靠性。通过分析ITER和欧洲聚变示范堆(EU DEMO)中子学分析中所采用的聚变中子源模型,提出了一种完整描述Tokamak中L-mode、H-mode等离子体的D-D、D-T聚变中子源的数值模型。在中国聚变工程实验堆(CFETR)的工程集成设计平台上,编写了基于蒙特卡罗算法的程序SCG求解该数值模型,实现了读取(零维)等离子体参数、输出可供典型中子学软件MCNP直接读取的中子源定义文件的功能。以CFETR氦冷球床包层的中子学分析模型为基准,在相同的L-mode等离子体D-T聚变工况下,相较于采用EU DEMO源子程序,采用本模型计算得到的中子壁负载差异最大值为2.02%,包层氚增殖率差异为0.18%,全堆能量增益因子的差异为0.23%。结果表明,本模型与其他源描述的差异较小,可应用于CFETR的中子学分析。     

点火托卡马克等离子体芯部的新经典杂质输运

在假设杂质通量受新经典输运支配的条件下研究了点火聚变堆（ITER FDR）芯部的杂质行为。估计两种温度分布的平衡杂质分布,并与芯部扩散系数为Dan=0.5m^2/s的纯反常扩散结果作了比较。将所有相关等离子体粒种的碰撞考虑进去,计算了新经典通量。芯部的扩散系数低于0.1m^2/s,并随杂质Z的增加而减小。平均漂移速度总是向外,并引起对高Z元素的有效屏蔽。由于扩散系数小,芯部的He浓度分布猛烈上升。轴上氢浓度为CHe≈15%-17%。与用纯反常输运和CHe≈9%的轴上氦浓度作出的计算结果相反,He密度不仅由再循环边缘源确定而且由低的芯部输运、增强的稀释和减小的聚变源的相互作用确定。增强的稀释使总的聚变功率下降8%--11%。当Dan^He=0.2m^2/s的氦有一个附加反常芯部扩散,He的中心浓度下降到CHe≈10%。     

改善磁剪切的托卡马克等离子体中芯部输运的减弱

当ｑ分布从其正常的电阻平衡改变以致在磁轴附近的区域中ｑ＞１的磁剪切减小或反向时,许多托卡马克中都观察到辅助加热等离子体约束的自发改善。对整个等离子体约束的影响起因于等离子体内部输运垒的形成,在此处热输运系数和粒子系数都大为减小。这些内部输运垒有时是与独特的磁面,比如剪切反向的磁面联系在一起的。输运的减弱似乎可归因于剪切等离子体流对湍流的抑制作用,在ＴＦＴＲ中现已测到这种作用。湍流抑制理论的扩展证明     

先进超导托卡马克实验装置等离子体密度远程控制系统

在先进超导托卡马克实验装置实验阶段,与密度控制有关的实验数据和信息存储在实验现场的计算机系统中,对这些数据进行分析研究时需要到现场才能采集或获取.设计了托管控件,用于等离子体密度远程控制系统业务逻辑的封装,实现了增强型的B/S计算结构,解决了远程控制过程中复杂的科学计算,并实现了实验进程的同步监视.还在数据交换机制中部署了web services和Data File services两层服务,有效地维护了数据传数链路的松散耦合特性.实验证明,它不仅实现了密度的远程控制功能;而且在目前的托卡马克实验情况下,具有较好的数据传输性能.     

DⅢ—D托卡马克上杂质弹丸注入期间的快速向内杂质输运

为了辐射熄灭等离子休事的储能和缓和破裂效应,将熄灭剂氖弹丸注入ＤⅢ－Ｄ托卡马克等离子体中。在弹丸消融的时间范围内向径向输运导致氛在弹丸消融穿透半径内中心沉积,从而引起有效的射能量损耗。这个结果与所测量的加料弹丸的向外径向沉积相反。     

高β托卡马克等离子体的稳定性

高β（等离子体压强与磁压强之比）条件下的稳定性是经济上有吸引力的紧凑聚变堆的一个重要要求。在现代大托卡马克实验中，它也是重要的，其最好的性能现在常常受不稳定性限制，而不是受能量输运的限制。过去１０年，在我们对高β托卡马克等离子体稳定的了解以及在获得高的β值方面，已取得重大进展。理想磁流体动力学（ＭＨＤ）理论在预言稳定性极限上已获得很大成功，而由Ｔｒｏｙｏｎ等人预计的最大的稳定β值随规范化等离子体电     

模拟托卡马克聚变堆的设计

【英国《国际核工程》2002年8月刊报道】未来聚变堆所面临的最大挑战是如何约束等离子体。电磁模拟在托卡马克聚变堆的设计中起着很大作用。通过计算偏滤器(控制等离子体粒子耗尽和功率在机器中转移的装置)中的涡流,电磁模拟在托卡马克聚变堆设计中起主要作用。对聚变点火研究实验(FIRE)的预先设计研究正在进行之中,以评价在近期是否能对自加热等离子体有更多的科学认识。主要问题之一是设计能承受被击穿的等离子体面对部件,在此处等离子体压力和环向电流会很快弱化。在这些瞬间产生的涡流相当大,产生的应力足以损坏等离子体面对部件。美…     

大自举电流托卡马克的物理问题

基于ＪＴ－６０Ｕ的实验，讨论了由大举电流产生的有空心电流分布的托卡马克等离子体的物理问题。正好在ＪＴ－６０Ｕ中零售的半径内，获得了离子和电子内部输运势垒。环向粒子模拟对环向离子温度梯度（ＩＴＧ）微观不稳定性的分析表明，弱的和负的剪切减弱环向耦合并抑制ＩＴＧ模。在ＪＴ－６０Ｕ的负剪切实验中观测到硬β极限。理想ＭＨＤ模分析表明，ｎ＝１压强驱动扭曲模是一个似乎合理的候选者，改善对扭曲模的β极限的方法之一