HT-7托卡马克氘丸注入实验研究

简要介绍了用于国家中型超导托卡马克装置HT-7弹丸注入系统;详细阐述了在HT-7装置首次用于加料实验的氘(D2)丸的成冰工艺、氘丸注入实验以及氘丸注入对等离子体产生的影响;研究了等离子体的密度、温度的分布变化。     

HT—6M和HT—7托卡马克的多发靶丸注入试验研究

最大发射能力为８ 发的多发 “原位” 靶丸注入装置已在中科院等离子体所建成。在 Ｈ Ｔ－ ７ ,中国第一座超导托卡马克和 Ｈ Ｔ－ ６ Ｍ 上进行了单发及多发试验。其差分单元及控制单元稳定可靠, 试验中测量了靶丸的尺寸和速度, 观察到显著而典型的物理现象, 实现了深度加料。加料效果显著,在单发靶丸注入时中心弦平均密度增长约５０ ％ ,双发注入时约１００ ％ 。实验中也观察到了明显的电子温度中空分布。文章介绍了系统的结构及操作,给出了实验现象及初步的物理分析结果。     

NBI漂移管道内低温和真空性能实验

在T okam ak实验装置中,为了改善中性束注入器和HT-7装置内的真空度不匹配的状况,在漂移管道内放置了一台低温冷凝泵。本文对漂移管道内的真空条件进行了性能测试实验并将实验数据通过O rig in软件进行了处理和分析。结果表明:在LH e充注30 m in后,低温泵冷凝板的温度稳定在5 K,漂移管道的极限压强达到4.8×10-6Pa,完全满足HT-7装置对NB I系统的要求。     

氘在低活化铁素体/马氏体钢相关再沉积层中的热脱附行为

采用直流磁控溅射法,在氩气和氘气混合气氛下溅射金属靶制备铁、铬及钨与氘的共沉积层,模拟核聚变装置中燃料等离子体作用下低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢第一壁材料表面再沉积层.分别考察了在磁控溅射腔室及直线等离子体模拟装置两种平台下,氘等离子体辐照对RAFM钢相关再沉积层中氘热脱附与滞留行为的影响.研究结果表明:氘与金属...     

HT-7超导托卡马克装置真空系统参数的标定及分析

主要介绍HT-7超导托卡马克装置真空系统参数的标定和分析.在有无低温泵工作条件下,分别测量了HT-7真空系统对氢气、氘气、氦气和氮气的抽速曲线.分析包括器壁吸附等因素对HT-7真空系统不同气体抽速的影响.同时简单分析了在不同情况下,装置真空分布情况,为实现HT-7装置气体平衡提供参考.讨论和测量如何利用质谱计来分氦和氘.通过气体平衡比较准确的测量了装置体积.     

基于M-C方法模拟分析NBI真空压力分布的影响因素

中性束注入装置(Neutral Beam Injector,NBI)是产生高能中性粒子束用以加热托卡马克等离子体的装置.NBI真空压力分布是影响中性束传输效率特别是再电离损失的关键因素之一.本文研究分析了HT-7托卡马克NBI实验装置的工作原理和结构特点,利用Monte-Carlo方法建立NBI实验装置主真空室及飘移管道内分子运动及碰撞的相关模型,并进行编程实现对NBI实验装置真空压力分布模拟计算.模拟计算和实验结果表明:主真空室低温冷凝泵抽速为4×105L/s时,主真空室压力在脉冲充气过程中维持在10-3Pa量级;飘移管道低温冷凝泵抽速为4×104 L/s时,飘移管道压力维持在10-4Pa量级.文章的结论为中性束传输过程中再电离损失的研究提供了理论依据.     

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.     

低温技术在受控核聚变实验中的应用

在中国环流器一号（ＨＬ－１）等离子体物理实验中，增加了弹丸注入和电子回旋共振加热系统。对低温技术在其中的应用情况，液氦输送系统，输液方法及氦气回收系统做了介绍。在一次等离子体物理实验中，总共使用液氦２７３３Ｌ。在弹丸注入系统中，使装置的等离子体密度提高了１～２倍。在装置上成功地实现了电子回旋共振加热，使等离子体电子温度增加３０％以上。     

弹丸注入中的丸料气和推进剂系统

本文介绍了“原位冷凝”式弹丸注入器先行实验及中国环流器一号ＨＬ－１弹丸加料实验中采用的丸料气和推进剂系统；提出了系统的建立，特点及实验中的动作程序，并给出了实验结果。     

高分辨四极质谱计在HL-2A装置上的应用

将具有分辨氦(He)和氘(D2)能力的高分辨四极质谱计安装到HL-2A托卡马克装置上,同时送入氦气和氘气,得到了质谱计可分辨的最小He+/D2+峰值比.分别对真空室在辉光放电清洗前后、不同等离子体放电次数的氢同位素和氦进行测量,观察到四种工况下质谱峰m/q=4的主要成分为D2+,He+只在辉光放电清洗中作为工作气体引入.向真空室送入氘气后,比较了由分子泵和低温泵抽气的质谱情况.分压强的测量结果表明低温泵对氘气的抽速大于分子泵约18％.实验结果初步验证了高分辨四极质谱计应用于托卡马克装置可靠真空检漏和残余气体成分精确分析的可行性,并为托卡马克装置抽气泵的选型提供了依据.     

HT-7托卡马克中锂第一壁研究的先行试验

为了抑制等离子体杂质和减少粒子再循环,获得高品质的等离子体,HT-7超导托卡马克将进行锂限制器实验。为此需要在实验台上开展一些先行试验,以掌握锂材料操作的关键工艺;在加热和直流辉光放电下,借助光谱仪及膜厚仪得到温度与锂熔化、挥发、沉积之间的关系。实验表明在锂温度低于300℃的情况下,锂挥发不明显;从300℃到360℃,挥发速度逐渐加快;当锂温度高于370℃,锂挥发急剧增加。利用蒸发镀膜和直流辉光放电等离子体镀膜,在真空室壁沉积了约300nm的锂膜,装置真空明显改善,表明锂膜对各种气体有很强的吸附和抑制作用。实验表明锂是托卡马克装置第一壁的理想材料之一,可以用于抑制等离子体中杂质,降低氢同位素再循环,提高等离子体性能。采用锂作为HT-7限制器,有必要在安装过程中采用氩气保护,以避免锂的氧化,同时在实验期间应避免锂限制器温度过高,以防止锂的快速蒸发。     

HL-1M装置边缘扰动和流速的实验研究

利用一组马赫探针研究HL-1M装置刮离层和边缘等离子体流在欧姆放电、壁硼化、偏压抽气孔栏、偏压电极、低混杂波电流驱动、电子回旋共振加热、弹丸注入、分子束注入、激光吹气和补充送气等情况下的平行流马赫数、离子饱和电流扰动、平行流速度剪切和极向流速度的分布。实验中发现局部等离子体电位快速变化，改变了电场分布，改变了边缘等离子体的流速和方向。从而改善了等离子体约束性能。     

ITER气体注入系统的MFC流量控制性能实验研究

ITER装置是以氘氚为燃料进行大规模核聚变反应的大型科学实验装置,气体注入系统是其重要的一个子系统。为验证和固化基于MFC（流量控制器）的ITER气体注入系统设计,对MFC的性能包括内漏、静磁场抗扰度、流量控制精度和响应时间进行实验研究并在真空模拟平台上对该气体注入原型系统开展验证测试。实验结果表明,基于MFC的ITER气体注入系统在技术参数上符合设计技术指标,同时还可为ITER装置气体注入控制方式设计提供参考,为未来聚变堆气体注入系统的设计和建造提供基础工程数据。     

HL—1M装置的八发弹丸注入系统及工程实验

八发弹丸注入系统自１９９６年投入ＨＬ－１Ｍ（中国环流器新一号）托卡马克加料实验并成功实现Ｈ２弹丸的八发连续注入等离子体。描述了此系统及其在液氮和液氦条件下分别以ＣＨ４和Ｈ２为丸料气的工程实验。压力高于５ＭＰａ的Ｈｅ为推进剂,弹丸速度达８００－１０００ｍ／ｓ。     

石墨第一壁化学腐蚀的温度特性

石墨的化学腐蚀实验是在ＬＡＳ－２０００二次离子质谱仪的分析室中进行的，入射高能氘离子束单独轰击或和一中和电子束联合轰击石墨以模拟等离子体辐照。石墨样品的温度从３００～１０００Ｋ可调。石墨样品是从进行过氢离子辐照实验的ＳＭＦ－８００石墨第一壁组件上切割下来的，它在氘束轰击下释放的产物（Ｍｅ－１＝２～４４范围内）用四极质谱探头ＳＱ１５６进行原位的分子束质谱分析，得到了在１．３μＡ／３ｋｅＶ氘束轰击下石墨样品释放氘甲烷（ＣＤ４）的温度特性，在７８０Ｋ温区有一个因增强的化学腐蚀而形成的释放高峰。分析研究了氘甲烷的温度特性     

高压气体驱动锂球弹丸混合注入系统的研发北大核心CSCD

高压气体注入及弹丸注入是进行等离子体破裂缓解的最常用的两种杂质注入方式,这两种杂质注入方式在单独应用于等离子体破裂防护方面都存在一定的缺点,都不足以完全满足未来ITER等核聚变装置进行等离体破裂缓解的需求。为了整合两种杂质注入方式的优点,同时为了弥补两者在等离子体破裂缓解应用方面的补足,我们研发一套高压气体推进锂球弹丸混合注入系统,该系统实现了锂球弹丸及高压气体的同时混合注入,高压气体可以被注入到等离子体边界区域,而锂球弹丸在高压气体推动下可以实现几百米每秒的注入速度,可以注入到等离子体芯部区域,因此可以实现等离子体芯部和边界的多点同时冷却,有可能进一步增强等离子体与杂质的混合效率,进而有可能提高破裂缓解效果,其在破裂缓解方面的优越性将在2018年的EAST物理实验中进行进一步验证。通过平台标定,在0.6 MPa工作气压时,测试弹丸的最大速度可以达到250 m/s,在1.1 MPa工作气压时,测试弹丸的速度可以达到350 m/s,而在1.5 MPa工作气压时,测试弹丸的速度最大可以达到400 m/s,通过提高工作气压可以实现更高的弹丸注入速度。该系统的成功研发一方面为EAST开展等离子体破裂缓解研究工作提供了更加有效的杂质注入工具,另外一方面,相关技术突破及物理研究也可以为未来ITER开展相关研究提供借鉴。     

EAST弹丸注入系统及其工程调试

超导托卡马克(EAST)弹丸注入系统能够连续制备和发射多颗弹丸,其能够在连续100 s的弹丸发射过程中保证可靠性大于99.6％.弹丸形状为直径2mm,长度2mm的圆柱体,注入频率1～ 10Hz,注入速度150～300 m/s可调.目前,弹丸注入系统已经安装在EAST装置上,经过台面测试和联机调试,证明系统性能可靠.本文主要介绍了弹丸注入系统的组成、原理、调试以及相关弹丸注入等离子体改变其行为的实验结果.     

弹丸和超声束流注入对 HL-1M 装置边缘电场和等离子体旋转的影响

介绍了ＨＬ－１Ｍ在不同放电条件下边缘等离子体流和径向电场的测量。实验发现：在多发弹丸注入（ＭＰＩ）和超声束流注入（ＳＢＩ）期间，托卡马克等离子体边缘的径向电场Ｅｒ发生变化，边缘等离子体的极向流剪切以及伴随着边缘扰动水平下降已观测到。     

EAST中性束注入器束中性化区气流模拟分析

中性束注入(Neutral Beam Injection)加热是磁约束核聚变装置上主要的辅助加热手段。强流离子束中性化是中性束注入的关键步骤,它直接决定了中性束的注入功率,进而影响对等离子体的加热效果。本文分析了EAST中性束注入器束中性化区的气流特性,发展了基于直接模拟蒙特卡洛(DSMC)方法的气流模拟程序,并用于EAST中性束注入器束中性化区的模拟分析和优化设计。     

弹丸和超声束流入对HL—1M装置边缘电场和等离子体旋转的影响

介绍了ＨＬ－１Ｍ在不同放电条件下这缘等离子体流和径向电场的测量。实验发现：在多发弹丸注入（ＭＰＩ）和超声束流注入（ＳＢＩ）期间，托卡马克等离子体边缘的径向电场Ｅ。发生变化，边缘等离子体的极向流剪切以及伴随着边缘扰动水平下降已观测到。