S-1球马克的实验近况

受控核聚变研究目前的重点除了努力在托卡马克类装置中达到点火外,就是探索实现受控核聚变的新途径。美国普林斯顿大学的 S-1球马克就是一个不同于托卡马克的新型的磁约束装置。S-1球马克装置的真空室的直径为320厘米,体积为9650升,     

轮胎型真空室在核聚变装置上的设计与分析研究

在磁约束核聚变装置中,真空室是一个非常重要的关键部件,它为高温等离子体提供洁净运行环境。KTX装置是一种反场箍缩核聚变装置,它有别于托卡马克装置和仿星器核聚变装置。目前核聚变装置上使用的真空室由多个虾米扇段通过焊接成环形真空室,此类型真空室焊缝数量多,焊缝距离长,焊接变形控制难度大。根据装置要求,KTX磁约束核聚变装置真空室设计为轮胎型结构,大半径为1.4 m,截面半径为0.4 m,真空度为1.5×10-6Pa,且具有易于进入维护和更换真空室内部部件功能。本论文针对KTX装置真空室设计要求和技术参数,对轮胎型真空室开展设计,在设计过程中,基于真空室各种运行工况,对真空室开展了热、电磁和结构相关方面分析计算,根据计算结果对真空室进行优化和验证。本类型真空室设计和分析方法为未来磁约束核聚变装置真空室设计研制提供参考和借鉴。     

中国环流器新一号(HL-1M)受控核聚变实验装置再创新纪录

核工业西南物理研究院的中国环流器新一号受控核聚变实验装置继1996年首次获得2．且秒的长脉冲放电实验后，在今年5月8日的物理实验中又获得3．4秒的长脉冲放电新纪录，引起了世界聚变界的极大关注。这一成果的获得，是核工业西南物理研究院进一步改进和完善国际先进的硅化等真空室壁处理技术及良好的位移反馈控制技术的结果。目前，中国环流露新一号装置的等离子体电流、等离子体密度、等离子体温度和脉冲放电时间等参数都处于国际同类规模装置的领先地位。同时也证明我国自行设计建造的中国环流器新一号是一个性能优良的受控核聚变实验装…     

EAST装置等离子体放电真空室抽气系统抽速标定及应用

真空系统是聚变装置的重要组成部分,EAST真空系统包括等离子体放电真空室和低温超导真空室。等离子体放电真空室又称内真空室。内真空室抽气系统直接影响装置的粒子排出,关系到高参数等离子体放电获得。EAST装置升级改造后的内真空室抽气系统主要包括主抽管道抽气子系统、偏滤器抽气子系统和低杂波加热系统抽气子系统,整个抽气系统使用了6台分子泵、14台外置低温泵和2套内置低温泵。采用粒子平衡的方法,对内真空室抽气系统各子系统进行了抽速标定。实验结果表明,最佳抽气性能区间在5×10^-4～5×10^-3 Pa,并且随着真空室压力增大或者减小,各子系统的抽气速率均下降。对比改进前后的内真空室抽气系统的总抽速,改进后的最大抽速可达170 m³/s,总体抽气速率提升20%左右。在百秒量级等离子放电参数下,利用标定的抽气速率数据初步评估了燃料粒子的滞留情况。本研究为等离子体放电的壁滞留与再循环控制以及其他相关物理实验开展提供了数据支持。     

HL—1M装置第一壁的硅化和锂涂复

分别用１０％ＳｉＨ４＋９０％Ｈｅ辉光放电和真空室原位蒸锂并借助Ｈｅ辉光放电的等离子体气相沉积法对Ｈ－１Ｍ装置的内壁进行了硅化和锂涂复，进一步降低了装置硼化后的杂质和辐射功率损失，对氢有强轴气效应和低再循环特性，为多发弹丸注入，低混杂波电流驱动等物理实验取得重大成果提供了重要条件。     

HT—7托卡马克装置的外真空室改造设计

ＨＴ－７超导托卡马克装置是我国第一台具有超导环向场磁体系统的专用于进行核聚变科学研究实验的大型科学研究设备。它的最主要的结构特点是多层嵌套结构,外真空室是ＨＴ－７装置的多层嵌套结构的最外一层,它的密封性能和结构的可靠性对于整个装置具有决定性的影响。所以,确定密封结构和选择密土间外真空室改造设计的关键问题。     

HT—6B托卡马克真空室的放电清洗

本文叙述了在HT-6B托卡马克装置上,采用脉冲放电清洗去除真空室壁表面杂质的初步实验结果。用四极质谱计来测量放电前后杂质的变化。实验结果表明,脉冲放电清洗是去除轻杂质的有效方法。     

聚变装置真空系统远程泄漏检测方法研究

磁约束核聚变装置真空室具有体积较大,法兰连接和焊接结构多,内部水冷管道较长等特点。在热应力、电磁力以及中子辐照的共同作用下,真空室存在较大的泄漏风险。未来的托卡马克装置将涉及氚运行工况,考虑到核辐射对人体的影响,传统的真空室泄漏检测方法在氚运行工况下已不再适用。提出了基于真空羽流效应的托卡马克真空室内部泄漏检测方法和基于分子屏差分作用的托卡马克管道泄漏检测方法,分别用于托卡马克真空室内部水冷管道泄漏和外部窗口管道泄漏的检测和定位。实验结果表明,二者能够准确地检测出真空室内部水冷管道发生的泄漏和真空室连接的外部窗口管道发生的泄漏,并可以实现较为精确的定位,为未来涉及氚运行工况的托卡马克装置的检漏提供了新的方案。     

HL-2A装置器壁处理质谱分析

为了对HL-2A装置升级改造后的器壁处理效果展开分析，使用四极质谱计对HL-2A装置壁处理过程中或壁处理前后的残余气体进行了质谱测量。利用粒子平衡方程和质谱图变化分析了直流辉光放电清洗过程中的气体成分变化。研究了HL-2A装置壁处理的性能并优化了He+D₂-GDC的氦氘比例参数。结果表明：HL-2A装置真空室烘烤除气后，残余气体中H₂O所占百分比由烘烤前的92%降至56%，真空室真空度达到2.2×10^-5Pa；在不同阶段利用H₂-GDC、He-GDC、He+D₂-GDC进行壁处理消除了真空室内部件升级改造对壁处理造成的不利影响，保障了HL-2A装置等离子体放电实验的开展。     

我国"人造太阳"本世纪中叶点亮

世界上第一台非圆截面和全超导核聚变托卡马克装置，是我国新一代“人造太阳”实验装置-EAST，目前已进入总装冲剌阶段，2005年将如期完工。为了探索和平使用热核聚变能源的方式，我国从1990年开始兴建托卡马克实验装置，历时3年终建成国内第一代超导托卡马克装置-HT-7，使我国成为继俄、法、日之后第4个拥有同类实验装置的国家。经过十年探索，     

ITER计划和核聚变研究的未来

ITER(国际热核聚变实验实验堆)是规划建设中的一个为验证全尺寸可控核聚变技术的可行性而设计的国际托卡马克实验堆。是由美国、日本、欧盟、中国、俄罗斯、韩国和印度在内的7方共同参与合作的目前世界上最大型的国际大科学合作计划。ITER计划的参与各国将通过这项大型国际科学计划,学习和积累大型核聚变堆的研制技术,并培养人才。日本、中国等国家都计划通过参与ITER计划的建设和实验运行,缩短自身与国际核聚变研究最前沿的距离,在未来建造自己的聚变示范堆。最终实现核聚变能源的商业应用。     

HT-7中性束注入装置真空监控系统的设计

超导托卡马克装置HT-7中性束注入系统运行期间,实验环境中存在强磁场而要求封闭,因而对系统运行状况只能进行远距离监控,真空实时远程监控系统是整个监控系统的重要组成部分.本文介绍了真空实时远程监控系统的设计要求,讨论了该系统的硬件设计、软件设计及其工作原理,给出了部分实验结果.     

EAST超导托卡马克冷屏的结构设计及受热分析

EAST是一个拥有全超导磁体系统的托卡马克实验装置.为有效减少来自真空室和外真空杜瓦的辐射热以及支撑的传导热等各项热负荷,超导纵场磁体和极向场磁体被约80 K的真空室冷屏(内冷屏)和外真空杜瓦冷屏(外冷屏)所包容,从而保证磁体运行的稳定可靠.运用大型有限元分析程序ANSYS和FLUENT,对冷屏的受热状况进行了数值分析,为其结构设计和低温制冷方案的制定提供可靠的理论依据.     

EAST托卡马克装置冷屏的真空要求与受热分析

冷屏是EAST超导托卡马克核聚变实验装置的重要部件之一。对冷屏系统的氦泄漏漏率做了计算,介绍了其检漏实践;采取有限元法对内冷屏的受热状况进行了计算分析,以验证内冷屏氦冷却管道设计方案的可靠性。     

磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展

核聚变能是潜在的清洁安全能源,其最终的实现对中国能源问题的解决尤其重要。磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题:高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。其中关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用(Plasma-Wall Interactions,PWI)过程和机理的深入理解。PWI现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面以外的边界等离子体(又称为刮削层,Scrapped-Off Layer,SOL)和直接接触SOL的面对等离子体材料(Plasma-Facing Materials,PFM)区域内。因此,PWI问题直接决定了聚变的装置运行安全性、壁材料部件研发进程和未来壁的使用寿命。弄清PWI的各种物理过程和机理并施以有效的控制,是未来核聚变能实现的重要环节之一。对PWI国内外研究现状进行了详细的总结评述,并阐述了PWI的未来发展趋势和亟待解决的问题。     

Effects of backstreaming and real or virtual leaks on the vacuum contamination in a turned-off turbomolecular pumped uhv system

The total pressure rise and the increase in partial pressure of various species in a switched-off turbomolecular pumped uhv system are presented. The virtual and real leaks are found to become important after a short time which is determined by the vacuum system parameters and that the back-streaming effects are negligible for a time scale comparable to the slowing down time of the rotor speed of the turbomolecular pump. The application of the results of the studies to an elaborately cleaned large size turbomolecular pumped vacuum system of a plasma device—Tokamak ADITYA—is also discussed.     

EAST装置2 kW/4.5 K氦制冷机透平膨胀机的测试

EAST装置于2006年成功进行工程调试和物理实验,全部超导磁体均已冷却到液氦温度,并获得了第一次等离子体.低温系统共有4台俄制氦透平膨胀机,通过气体绝热膨胀来获得低温.实验表明4台透平的设计满足EAST装置对冷量的需求,透平效率略低于设计值,流量比设计值大.介绍了EAST低温系统中4台透平膨胀机的设计参数、启动过程和运行,并对透平膨胀机在运行过程中的性能参数进行测试和分析.     

Safety and reliability in superconducting fusion magnet systems

Superconducting toroidal field coils for future commercial Tokamak reactors must operate safely and reliably for periods of up to 30 years or more with minimal interruption for maintenance. This paper represents an initial attempt to consider safety and reliability issues for superconducting fusion magnets. Goals and approaches for safety and reliability are characterized. Possible accident initiators are identified, and the effect of mechanical, thermal, and electrical factors are examined, by using some early Tokamak reactor concepts as illustrations. Principal factors in magnet instrumentation and control are identified, and the role of engineered-safety features are discussed.     

Shielding design of the ITER NBI duct for nuclear and bremsstrahlung radiation

Three-dimensional Monte Carlo shielding analyses are conducted on the ITER Neutral Beam Injection (NBI) duct for the nuclear and bremsstrahlung radiation. The detailed distribution is evaluated about the nuclear heating rate and surface heat load of the NBI duct wall by the neutron and photon transport calculation. The analytical representations of these nuclear responses are established as a function of the distance from the blanket surface. It is clarified that these representations are different between the duct wall facing the plasma and that hidden from the plasma, and also between the duct wall in the blanket region and that in the vacuum vessel region. These results are very useful for the shielding design of the NBI duct wall in the nuclear fusion reactor.     

Verlust der Heliumdichtheit geschweißter Aluminiumbauteile

Loss of Helium tightness of aluminium vacuum components — Vacuum leak search with the UST‐procedure Vacuum in nuclear fusion reactors is used within the plasma vessel and the cryostat — the latter in order to isolate the superconducting magnetic coils from heat transfer through the gas atmosphere. In case of loss of superconductivity the resulting temperature rise causes an enormous increase of Helium pressure in the cryostat endangers the isolating vacuum. Therefore prior to installation all parts of the cryostat undergo thorough leak‐checking procedures. This paper compares the results of two leak detection methods and presents the advantages of the Utra‐Schnüffler‐Testgas‐(UST‐) technique developed for this purpose.