诊断聚变等离子体的技术进展

为了安全运行，探索和优化聚变实验的性能以及详细研究等离子体物理，聚变研究主要依靠等离子体诊断，近几年，等离子体诊断技术取得了许多进展，这不仅是新的革新技术发展的结果，也是公认方法的改进和精心运用的结果。磁约束等离子体具有许多自由度，并受许多边界条件的影响，因此，了为完全表征聚变等离子体的特征，需要测量大量相应的等离子体参数，一些参数，如磁场、电流、温度和密度，有十分明显的要求。但有一些参数却更难捉     

欧美聚变等离子体输运专题讨论会会议

这篇报告综述了提交于１９９６年９月２日－５日在意大利瓦伦纳举行的欧美变等离子体输运过程专题讨会的论文。本报告人分为主要部分：芯部输送、等离子体涨落、瞬态输 以及仿星民托卡马的比较。     

TFTR中氘—氘聚变产物的反常损失

在TFTR^[1]中类a氘－氘（D－D）聚变产物至少有三种反常损失：（1）与米尔诺夫振荡和鱼骨型振荡以及锯齿崩溃有关的磁流体动力学（MHD）引起的D－D聚变产物的损失；（2）在无大的MHD活性时发生的部分热化D－D聚变产物慢的“延迟”损失；（3）在直接的电子加热实验期间，也可能在少数类^3He加热期间观察到的离子国顺旋共振加热（ICRH）引起的D－D 聚变产物损失。本文对上述三种情况都将评论 ，重点在由MHD活性引起的最大反常损失的那些方面。把实验结果与各种聚变产物输运机制的数值模型作了比较。     

欧洲—美国聚变等离子体输运专题讨论会

本文概述了欧洲－美国（ＥＵ－ＵＳ）聚变等离子体中输运专题讨论会的论文。该会议于１９９８年９月７日－１０日在瑞典哥德堡召开。本文的编排反映了会议本身的安排,即６次分会：芯部输运定标、仿星器－ＲＦＰ－托卡马克的比较、起伏、改善的约束、瞬态输运以及边缘－芯部相互关系。     

TFTR反磁剪切等离子体中的反常束离子损失

在利用短的氚束脉冲注入氚束加热的具有反磁剪切（RS）的托卡马克聚变实验堆等离子体（PNBI=15MW)的实验中,观测到反常的束离子损失。实验测得的总的14MeV中子发射、沿8个径向位置的中子通量和垂直的等离子体储能与TRANSP的扩展集编码的模拟结果的比较表明,在比氚束脉冲长度Δt=70ms短得多的时间尺度内、大约40％的束功率损失掉了。对照最近JT－60U上的RS实验结果,我们还不能确认这种反常结果来源于磁场的波纹。     

HL-1M装置波加热和加料等离子体的辐射损失特性

等离子体中的杂质将对等离子体的能量平衡产生很大的影响,杂质的增多将增加辐射损失功率,降低等离子体温度,使得等离子体约束性能变差。由于等离子体辐射损失功率与等离子体中的杂质密度有一定的关系,我们测量到等离子体辐射损失功率和辐射功率密度分布就可以得到等离子体中有关杂质的信息。     

用于诊断磁约束等离子体的软X射线能谱仪

文章描述HT-6M托卡马克装置上的软X射线能谱仪的组成。给出HT-6 M弦积分的软X射线连续谱的解析表达式,计算其强度并据以进行真空准直系统的物理设计。首批实验结果表明物理设计合理,谱仪性能良好。     

IONIZATION STATE DISTRIBUTION AND RADIATIVE COOLING RATE FOR ARGON IN A LOW-DENSITY PLASMA

This paper presents the coronal ionization state distribution for argon. The calculations includeab initiorate coefficients for collisional excitation followed by autoionization (EA), and rates for direct ionization and dielectronic and radiative recombination. The EA rate coefficients have been fitted to analytical expressions, and the fitting coefficients are tabulated. The paper then presents the calculated radiative cooling coefficient for argon ions in a low-density plasma as a function of temperature. The channels for power loss from argon ions include collisional-radiative (CR) line emission, dielectronic and radiative recombination, and bremsstrahlung emission. The power emitted via CR line emission for each ion is tabulated on a grid of temperatures and densities. The total power loss coefficient is fitted to an analytical expression in powers of the temperature.     

Effects of Sputtering of and Radiation by Aluminum on Magnetized Target Fusion Plasmas

We estimate numerically the rate of radiation by aluminum impurities for parameters relevant to magnetized target fusion (MTF) plasmas. We demonstrate that the coronal equilibrium is appropriate for expected MTF plasma parameters. Using the coronal equilibrium, we estimate the power radiated per impurity ion is 0.25–0.5 × 10⁻¹⁶ MW for temperatures and densities relevant to present plasma parameters taken from the FRX-L experiment at Los Alamos National Laboratory and is approximately 75.0 × 10⁻¹⁶ MW for temperatures and densities relevant to anticipated MTF plasmas. We calculate the sputtering rate of aluminum by thermal deuterium and tritium plasma ions is a few percent assuming an impact angle of 45°. Finally, we estimate that with aluminum impurity levels of a few percent, the impurity radiation power density would be approximately 25 kW/cm³ for FRX-L conditions and 2.5 GW/cm³ for anticipated conditions in a MTF plasma. While we have assumed a sputtering model of impurity generation, the results for the power density apply for impurity levels of a few percent, regardless of the generation mechanism.     

Opacity calculation based on average atom model

ＯｐａｃｉｔｙｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｂａｓｅｄｏｎａｖｅｒａｇｅａｔｏｍｍｏｄｅｌＳｕｎＹｏｎｇＳｈｅｎｇ，ＭｅｎｇＸｕＪｕｎａｎｄＺｈｅｎｇＳｈａｏＴａｎｇ（ＬａｂｏｒａｔｏｒｙｏｆＣｏｍｐｕｔａｔｉｏｎａｌＰｈｙｓｉｃｓ，Ｉｎｓｔｉｔｕｔ...     

大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全

大破口失水事故时，安注系统由冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂流入堆芯。如果把安注系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，从热段注入的冷却剂带走了上腔室和堆芯内的较多热量而降低了上腔室内的压力，使冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。同时，从热段注入的部分冷却剂在上腔室内撞击在导向管上后，沿着导向管流入堆芯，堆芯得到的冷却剂比单一冷段安注时得到的冷却剂要多，堆芯会更安全