HL-l装置初步实验研究

HL-1装置在纵向磁场2.3T下运行,获得了135kA平衡稳定等离子体(平顶时间150ms)。电子温度500eV,电子密度2.5×10~(13)cm~(-3),能量约束时间10ms,有效电荷数小于3,最低稳定运行安全因子2.5。实验表明,纵场杂散分量仅约纵场的万分之一,导体壳和平衡场基本上能保证等离子体的平衡。放电延续时间可长达1.04s。在对MHD稳定性进行大量观测的基础上,确定了稳定运行区域;极限密度符合Murakami定标律。在现有的欧姆加热条件下,能量约束时间服从Alcator C定标律。 本文对实验结果进行了综合分析讨论。     

HL-1装置等离子体平衡实验研究

本文讨论HL-1装置等离子体的平衡。用对称磁探针测量了等离子体的水平位移和垂直位移,并由微机数据处理系统即时给出位移随时间的变化规律。分析了装置存在的各种杂散场对等离子体平衡的影响。通过垂直位移测量鉴别了纵向场线圈和加热场绕组引起的水平杂散场的方向和大小。实验表明,选取合适的内、外垂直场参数,在电流的平顶段,能使等离子体稳定平衡于真空室小截面中心外侧3cm的位置,即在装置孔栏中心附近。     

HL-1装置等离子体平衡实验研究

本文讨论HL-1装置等离子体的平衡。用对称磁探针测量了等离子体的水平位移和垂直位移,并由微机数据处理系统即时给出位移随时间的变化规律。分析了装置存在的各种杂散场对等离子体平衡的影响。通过垂直位移测量鉴别了纵向场线圈和加热场绕组引起的水平杂散场的方向和大小。实验表明,选取合适的内、外垂直场参数,在电流的平顶段,能使等离子体稳定平衡于真空室小截面中心外侧3cm的位置,即在装置孔栏中心附近。     

HL-1托卡马克装置激光汤姆逊散射实验

叙述了HL-1托卡马克装置激光汤姆逊散射仪的结构和特性,介绍了多道散射信号的获取和校准方法,给出了电子温度测量的例子及其实验误差。     

HL-1托卡马克装置激光汤姆逊散射实验

叙述了HL-1托卡马克装置激光汤姆逊散射仪的结构和特性,介绍了多道散射信号的获取和校准方法,给出了电子温度测量的例子及其实验误差。     

Initial Plasma Startup Test on SUNIST Spherical Tokamak

The goal of the Sino-United Spherical Tokamak (SUNIST) at Tsinghua University is to extend the understanding of toroidal plasma physics at a low aspect ratio (R/a ≈ 1.3) and to demonstrate a maintainable target plasma by non-inductive startup. The SUNIST device isdesigned to operate with up to 13 kA of ohmic heating field current, and to 0.15 T of toroidal field at 10 kA of discharge current. All of the poloidal fields can provide 30 mVs of Volt-seconds transformer. Experimental results of plasma startup show that SUNIST has remarkable characteristics of high ramp rate (dIp/dt ≈ 50 MA/s ), high normalized current IN of about 2.8 (IN = Ip/αBT)，and high-efficiency (Ip/IROD ≈ 0.4) production of plasma current while operating at a low toroidal field. Major disruption phenomena have not been observed from magnetic diagnostics of all testing shots. Initial discharges with 52 kA of plasma current (exceeding the designed value of 50 kA),2 ms of pulse length and 50 MA/s of ramp rate have been achieved easily with pre-ionized filament.     

球形托卡马克装置SUNIST的建立

2002年建成的SUNIST球形托卡马克装置是中国第1台低环径比(R／α≈1．3)的托卡马克装置，具有氟橡胶交叉密封和电绝缘的结构。该装置主要设计参数为：大半径0．3111，小半径0．23m，自然拉长比1.6，截面中心磁场0．15T和等离子体电流50kA。在初步的欧姆加热实验中已得到了等离子体电流为52kA的可重复放电。     

HL-1装置欧姆加热供电系统的研制

HL-1装置(即中国环流器一号)的欧姆加热供电系统,采用了一种新型的供电线路。它用电容放电建立强功率脉冲的前沿,通过机组和电感贮能作用维持长脉冲平顶的供电,平顶持续时间长达2s以上。本文介绍了此电路的原理和技术特点,给出了主要设备参数,通过HL-1装置的调试和初步实验,对该供电线路的应用效果,进行了讨论和评价。     

HL-1装置欧姆加热供电系统的研制

HL—1装置(即中国环流器一号)的欧姆加热供电系统,采用了一种新型的供电线路。它用电容放电建立强功率脉冲的前沿,通过机组和电感贮能作用维持长脉冲平顶的供电,平顶持续时间长达2s以上。本文介绍了此电路的原理和技术特点,给出了主要设备参数,通过HL-1装置的调试和初步实验,对该供电线路的应用效果,进行了讨论和评价。     

Effect of Equilibrium Current Profiles on External Kink Modes in Tokamaks

Based on a linearized MHD model, the effect of equilibrium current profiles on external kink modes in tokamaks is studied by MARS code. Three types of equilibrium current profiles are adopted in this work. Firstly, a set of parabolic equilibrium current profiles are chosen. In these profiles the maximum current values in the center of the plasma are fixed, and the currents have different gradient and jump at the plasma boundary. The effects of the current gradient and jump on the growth rate of external kink mode are investigated. It is found that the current jump which causes the q profiles to change plays an important role in the externM kink modes in tokamaks. Secondly, a set of step equilibrium current profiles with different jump positions are chosen. The effect of jump position on external kink modes is discussed. Thirdly, a set of parabolic equilibrium current profiles with current bumps are chosen for the case of off-axis heating. The effects of height~ width and position of the current bumps on external kink modes are analyzed. The fiat equilibrium current profiles are disadvantageous for the MHD stabilities of tokamaks, because of the large current jump at the plasma edge. The peaked equilibrium current profiles and a large and localized current bump near the plasma edge benefit the MHD stabilities of tokamaks.     

HL-1M装置边缘等离子体特性研究

边缘和芯部等离子体的同时控制对优化托卡马克等离子体性能是重要的。边缘等离子体密度、温度和空间电位等通常采用朗缪尔静电探针测量,而旋转速度可用马赫探针测量。好的加料技术对于获得高性能等离子体也很重要,在HL-1M装置上已开展了8发弹丸注入和分子束注入(MBI)加料实验,它能使等离子体产生中空的温度和电流密度分布,并容易获得高密度和良好的约束。本文主要介绍在低杂波电流驱动(LHCD)、多发弹丸注入和MBI三种典型放电中边缘等离子体参数的测量结果。     

HL-2A托卡马克装置的工程和实验概况

中国环流器二号A装置(HL-2A)是核工业西南物理研究院2002年投入实验运行的托卡马克,它是我国第1个具有偏滤器、等离子体截面具有一定垂直拉长的托卡马克.HL-2A的磁体使用铜导体,具有良好的灵活性和等离子体的可近性,其极向场线圈全部位于环向场线圈之内,位于真空室内的偏滤器的成形线圈可建立双零和单零的偏滤器位形.HL-2A已发展了30多套先进的等离子体诊断系统和总功率4 MW的辅助加热系统,加料技术得到持续发展.随着上述系统的建设和放电综合控制技术的提高,HL-2A装置已获得了高约束模式,这为开展先进托卡马克(AT)物理实验,ITER和聚变堆的科学、技术和工程问题等的研究奠定了基础.HL-2A也成为国际上最活跃的中型托卡马克,为国际托卡马克物理活动(ITPA)作出了积极贡献.     

受控核聚变托卡马克等离子体水平位移平衡反馈控制的物理研究

在理论上系统地分析了ＨＴ－６Ｍ托卡马克等离子体水平位移平衡控制器系统的结构及其控制方式，并采用大功率ＧＴＯ斩波器作为反馈场电源和Ｂａｎｇ－Ｂａｎｇ控制模式的技术，取得了较好的成果。     

低密度ASDEX—U等离子体中电子热输运的实验特征

采用低密度下电子回旋加热（ECH）提供的纯电子加热，研究了ASDEX－U常规L模等离子体中的电子热输运。在这些条件下，稳态和ECH调制实验清晰地表明，电子热输运有一个清晰的△↓Tc/Tc阈值，并也认为它具有回旋博姆持征。     

Investigation of Some MHD Events in the SUNIST Spherical Tokamak

Internal reconnection event （IRE）, which is characterized by a perturbation in plasma current Ip, loop voltage Vloop, Hα radiation and magnetic perturbation dBp...     

弹丸注入对HL-1M装置等离子体MHD行为及电流密度分布的影响

弹丸注入所引起的等离子体响应与注入前等离子体本身的条件和状态、扰动参数以及弹丸穿透深度有关。我们曾对弹丸注入后的等离子体MHD行为及约束性能进行了研究。本文主要根据PIN光二极管阵列探测器所探测到的1～10keV能量的软X辐射扰动,定性分析多发弹丸注入对HL-1M