螺旋性注入环（HIT—Ⅱ）上的电流驱动实验

螺旋性注入环[HIT—Ⅱ：T．Jarboe et al.，Phys.Plasmas5，1807(1998)]是一个能够进行感应(欧姆)和同铀螺旋性注入(CHI)电流驱动的小环径比托卡马克。虽然HIT—Ⅱ装置的尺寸是中等的(大半径R＝0．3m，小半径a＝0．2m，轴上环向场达到0．5T)，但已证明分别采用CHI或感应都能达到200kA的环向等离子体电流。环电压、边界通量和等离子体平衡可通过实时通量反馈系统控制。在电流斜升和衰减期间HIT—Ⅱ欧姆等离子体呈现出重连事件，这些事件在保持磁螺旋性的同时可弛豫电流分布。已研究了一种采用双零偏滤器(DND)边界通量的新的CHI等离子体运行工况。DND CHI等离子体显示出良好的逐次放电再现性，低的杂质含量，吸收器区的最小的缩减电流以及与大闭合通量芯部区[EFIT:L.Lao et al.,Nucl.Fusion25，1611(1985)]一致的EFIT重建平衡。HIT—Ⅱ DND CHI放电在外中平面也显示出连续的n＝1模，实验上这种模与电流分布弛豫有关。已对螺旋性注入电流驱动的详细解释进行了研究，研究结果与HIT和HIT—Ⅱ放电的实验观察结果一致。按照此机理，n＝1模结构的非对称变形通过发电机作用在芯部等离子体产生电流驱动，从而弛豫CHI驱动的电流分布。     

RF加热放电中的高自举电流

为了使外部电场驱动系统的功率最小，托卡马克反应堆中，纯非感应稳态放电需要一个大的自举电流Ｉｂｓ。在目前的托卡马克中，已在不同的放电条件下产生了高自举电流放电。     

SWIP-RFP装置的新近实验结果(英文)

在有预电离、空芯变压器功率续流、真空室放电清洗、碳化和蒸钛的条件下,获得了反场箍缩(RFP)和超低安全因子q(ULQ)位形。等离子体性质得到了改善,等离子体电流出现平顶,其电流的幅值增加。杂质得到有效的控制,并在充分控制壁的条件下等离子体温度有所增加。不但得到稳定约束RFP位形,而且在不同q值运行条件下也得到稳定的、驰豫的ULQ放电。在ULQ放电时随着等离子体电流的上升,出现由于发电机效应(dynamo)所引起的环向磁通增长。     

中国环流器新一号装置再创佳绩

中国环流器新一号装置再创佳绩中国环流器新一号装置，是我国投入运行的最大的核聚变装置。它于１９９４年建成，１９９５年通过国家验收。在１９９６年７月１２日进行的中国环流器新一号变压器驱动长脉冲放电实验中，等离子体电流存在时间长达２Ｓ，打破了由其创造的１．...     

堆芯等离子体约束的负磁剪切效应实验研究评述

负磁剪切位形是实现高β，高约束和大自举电流份额的经济稳态托卡马克聚变堆可能很有和的运行模式，本文评述了负剪切的实验研究，虽然负剪切位形是在大自举电流份额的情况下自然形成的，但在中性呸加热或离轴电流驱动情况下依靠电流斜升也能形成，在负剪切等离子体中已观察到内部输运势垒的形成，结果粒子和势驼明显减少，由于反常输运几乎完全消失，故获得了新经典水平的离子热扩散系数和粒子扩散系数。在霜些装置中，电子的热输出     

JET中的内部输运垒放电及其对边缘条件的灵敏度

几次JET实验致力于研究具有内部输运垒（ITB）的稳态放电，ITB形成于放电电流的上升阶段，放电是在芯部具有低磁剪切[=r/q(dq/dr)]和附加的高加热功率条件下进行，为了得到在高压力峰值下稳定性与破裂的关系，这在ITB放电中是典型的，可以加宽在等离子体边缘有H模输垒的压力分布。但是，由于在ITB处旋转剪切和压力梯度的减小，无ELM H模期间边缘压力的大幅增大削弱了ITB。另外，H模阶段I型ELM活性导致JET中现有输入功率（达28MW）时ITB的崩塌，通过控制输入功率减小芯部压力以及利用氩气剂量控制等离子体的边缘压力，获得了最佳ITB放电，在大约30％－40％Greenwald密度的线平均密度下，这些放电达到了H97约束增强因子（τE／τE.ITER97,定标）为1．2－1．6时若干能量约束时间（τE）的稳态条件，利用添加的氘气剂量或浅弹丸加料增大密度导致了ITB削弱，为了维持高密度下的ITB，应在等离子体边缘保持Ⅲ型ELMS，给出未来JET实验的范围。     

ASDEX—U长脉冲运行的放电控制管理的经验

传统上采用有短脉冲实验运行循环的预编程放电控制方法和静态实验程序与旨在（几乎）稳态运行的要求不一致。需要一种事件驱动的放电控制方法在不终止放电的情况下来控制与实验程序的偏离。在一次运行放电中需要用一种动态实验调度方法来插入实验或从实验取出。为了支持这些方法来运行装置，数据采集需要将控制、支援计算以及处理量和状态信息的交换紧密结合起来，并将实验运行、支援自监测系统以及资源可利用性和位形信息的交换紧密     

电子回旋共振加热稳态运行控制系统设计

为了实现EAST上电子回旋共振加热(ECRH)系统在长脉冲放电下的稳态运行,设计了一套ECRH稳态运行控制系统.该系统通过多种模式切换,运用重新启动和多组回旋管轮流运行的方案提高ECRH系统在EAST装置的400～1000 s长脉冲放电过程中的连续运行能力.本设计采用NI CompactRIO及其组件作为下位机,使用L...     

国家球形环实验的物理设计

国家球形环实验（ＮＳＴＸ）的任务是通过产生高βｔ等离子体来证明球形环物理原理;此等离子体是非感应维持的,其电流分布是稳态的。ＮＳＴＸ将是第一批运行于高功率（Ｐｉｎ达到１１ＭＷ）以产生高βｔ（２５％－４０％）、低碰撞性、高自举电流份额（≤７０％）放电的超低环径比环（Ｒ／ａ≤１．３）装置之一。将采用射频和中性束加热及电流驱动。ＮＳＴＸ将建造得具有足够的位形灵活性,以研究运行空间范围和所导致的约束的依赖     

在用于大型螺旋装置中性束注入系统的1／3比例氢负离子源中Cs沉积的优化

利用一个紧凑的铯沉积系统对用于大型螺旋装置-中性束注入（LHD-NBI）系统的1/3比例氢负离子源的内表面进行直接的沉积，试验了在3-200mg范围内小的、很确定的铯量的沉积，在纯氢运行模式和有铯模式下都进行了负离子的引出和加速。对等离子体室单纯的3-30mg的铯沉积使H∧-产额暂时增高2-5倍，但是在几个放电脉冲之内该产额又降低到原先的稳态值。在3-5h/60次放电间隔之内连续两次的30mg沉积，产生了类似的H∧-的瞬时增长，但达到很大的H∧-产额的稳态值。在20-120h/150-270次放电的间隔内，更大量的0.1-0.1gGs的沉积，在一个长的运行周期（2-5d）内改善了H∧-产额。对等离子体室各个壁的定向的Cs沉积表明了近似同样的H∧-的增加。对被水泄漏污染的表面沉积0.13gGs产生了与单一30mg铯沉积时相类似的H∧-的瞬时增加和H∧-的稳态水平，用铯等离子体的0.1g沉积得到了用相同量的铯原子沉积时获得的H∧-产额的一半。与在相同的放电功率下12根灯丝运行相比，在8根灯丝的放电运行期间记录到更高的稳态H∧-流值和更小的H∧-产生速率。     

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。     

基于Qt的低杂波稳态数据发布软件设计

低杂波电流驱动是一种重要的托卡马克等离子体非感应电流驱动技术,各微波源电源和水冷系统的正常工作是低杂波系统正常运行的保障,实现低杂波系统稳态数据的及时发布具有重要意义。在Linux平台下,基于Qt的低杂波稳态数据发布软件实现了对稳态数据的及时发布,经测试,软件性能满足实验需求,因此该软件的设计是成功的。     

EAST4.6GHz/4MW低杂波电流驱动系统隔直器优化设计

为了研究全超导托卡马克稳态高参数等离子体性能,2008年在EAST托卡马克装置上研制并成功建成了一套能最大传输2兆瓦,工作频率是2450MHz的低混杂波电流驱动系统,要实现低杂波长时间地维持等离子体电流,还需要对低杂波系统的输出功率大小及运行时间长度提出更高要求,拟研制一套波源输出功率4 MW,中心频率4.6GHz,波谱范围为1.7< N_(//)< 2.5,运行脉冲宽度0～1000秒低杂波电流驱动系统.在EAST4.6GHz/4MW低杂波电流驱动系统中,因为速调管放大器和低杂波天线有共同的接地点,速调管放大器电源为负高压,有接地点,低杂波天线有接地点,并且和EAST托卡马克相连,在系统中要求不能有两个接地点,所以要通过隔直器来隔断托卡马克和速调管之间的的直流通路.论文详细介绍了隔直器的原理和设计过程,在以4.6GHz为中心频率,150MHz的频带范围内,隔直器各个端口微波性能良好.     

真空弧离子源脉冲工作瞬间的放电行为

采用高速摄影和光谱诊断的方法研究了真空弧离子源脉冲工作瞬间的放电行为。拍摄了离子源放电瞬间吸氢电极上阴极斑的形成过程，分析了不同放电电流时阴极斑的发射光谱。实验结果表明，当脉冲工作电流为10^1—10^2A时，真空弧离子源放电区一般只有单个阴极斑，阴极斑的位置在同一次放电中的变化很小；较大的脉冲工作电流有利于提高阴极斑的温度，并最终导致氢离子浓度的增加，但也会使阴极材料的溅射更加严重，造成离子源等离子体品质下降。     

EAST等离子体放电涡流计算

在托卡马克放电中,由极向场线圈、等离子体电流在真空室上感应产生的涡流对等离子体放电有重要影响,由此感应产生的涡流会反过来在等离子体区域、极向场线圈中产生感应电流,因此,有必要对涡流分布进行准确计算,以实现对等离子体放电的反馈控制。本文将真空室划分为40个单匝环,利用高速CCD图像采集系统获得等离子体放电图像,并通过图像处理获得等离子位置,运用最小二乘法对真空室涡流分布进行计算。将计算结果与EAST放电实验测量数据进行比较,获得了较理想的结果。     

先进稳态托卡马克堆中等离子体的控制问题

本文论述了与先进的托卡马克方案有关的具体控制问题。在这些方案中，与难以高约束优化剪切模式稳态运行有关的要求是，对电流密度分布进行相当精确的修整。研究发现，如果通过一组专用的诊断设备和计算机能够得到实时的磁通重建，以足够的精度导出安全因子和内部等离子体通量的径向分布，就能实现对电流分布的适当控制。研究也表明，通过表面环电压和离轴电流驱动功率，能够精确地控制等离子体外部一半的安全因子，但必须在芯部安全因子的控制精度和电流、燃料密度斜升阶段的总持续时间之间作出折衷，因而证实下一代装置中优化／反剪切概念的稳态堆的前途将要求脉宽约为1000s(或对于ITER尺寸的装置脉宽更长）。     

中国环流器二号A(HL-2A)装置物理设计

文章是关于中国环流器二号A(HL-2A)装置物理设计的总结报告,包括以下几方面的内容:分析计算等离子体截面变形及由截面拉长引起的垂直不稳定性,提出对HL-2A极向磁场线圈电流和控制系统的要求;研究通过中性束注入加热(NBI)和低混杂波电流驱动(LHCD)实现等离子体剖面控制,模拟并设计HL-2A的高性能的运行模式;分析HL-2A先进约束位形(RS位形)下的磁流体力学不稳定性,为实现高性能模式稳态运行的等离子体控制指出方向;同时,利用数值模拟分析HL-2A偏滤器等离子体性能,为偏滤器的改进提供依据。     

EASTICRF天线电流带电磁分析

为了实现EAST托卡马克1000s以上的稳态先进模式运行的最终物理目标,两电流带双环共振(RDL)离子回旋共振（ICRF）天线被选择用来加热,电流带是ICRF天线关键部件,它通过近场区的耦合把能量传输到等离子体中。本文通过有限元方法对电流带在等离子体破裂和等离子体垂直位移事件两种工况下进行了电磁计算,给出了电流带感应电流密度大小分布情况、磁感应强度大小分布情况以及电流带所受的电磁力。利用电流带所受的电磁力作为载荷对电流带进行了结构分析,分析结果为验证电流带结构的可行性提供理论依据,分析方法对未来更高功率的ICRF天线电流带进行电磁分析具有一定的借鉴价值。     

HL—1装置ZLJ等离子体电流波形调节系统的研制与实验

在HL-1装置欧姆加热中使用ZLJ等离子体电流波形调节系统后,实现了典型托卡马克放电波形调节,例如:80kA,450ms长平顶;100kA,200ms上升;200ms平顶以及180kA,400ms慢上升等一系列不同速率慢上升等离子体电流规则波形。介绍了该系统的设计原理和最初实验结果。     

EAST中性束注入器研制进展

EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)作为世界上第一个全超导非圆截面托克马克,其目标是研究1 000 s的长脉冲稳态运行的前沿性物理问题,要达成这一目标,必须有高功率电流驱动和辅助加热系统以实现EAST装置的高参数稳态运行。中性束注入(Neutral Beam Injection,NBI)加热是等离子体辅助加热和维持最有效的手段之一,为此一套注入功率4–8 MW、脉冲宽度10–100 s的中性束注入系统于2010年开工建设,并于2014年实现了对等离子体的加热和驱动。本文主要展示了EAST中性束注入器的最新进展,从长脉冲束引出和高功率束引出两个方面介绍了EAST中性束注入器综合测试台的最新实验结果,结果表明在束功率和脉冲宽度方面已经达到或超过设计指标。