日本改进型JT—60U的离子温度达到2.30亿摄氏度

1991年9月20日,日本原子能研究所(JAERI)宣布,它所属的纳卡聚变研究中心的能量得失相当等离子体实验装置“改进型JT—60u”,产生了1.3×10~(16)中子/秒,离子温度达2.3亿℃,这是迄今氘等离子体性能试验的最高温度。1990年春季,为了提高等离子体电流,JAERI 对 JT—60作了改进并开始使用氘燃料进行试验。在协调试验后,从1991年7月19日起,     

欧洲联合环聚变功率创世界新记录

【法国《能源快报》1 997年 9月2 5日报道】　欧洲共同体热核聚变计划的灯塔项目——联合欧洲环 (JET)近日提供的聚变功率高达 1 2兆瓦 ,即为 1 991年在其实验室内进行的第一次受控聚变示范时所达功率的 6倍。一份公报指出 ,研究人员利用了氢的两种重同位素——氘和氚的混合物。这次试验创造了另一项世界记录即聚变功率与注入等离子体的功率比率为 5 0 % ,是上次试验时取得功率值的两倍。欧委会明确表示 ,最近已开始在 JET场地上开始更大功率的一系列实验欧洲联合环聚变功率创世界新记录     

日本的高温实验堆达临界

【日本《日本原子》 1998年 12月刊报道】　 1998年 11月 10日下午 2时 18分 ,由日本原子能研究所 (JAERI)建造的高温工程实验堆 (HTTR)第一次达临界。JAERI196 9年开始该项目的研究工作 ,但直到 1991年才开始在其 Oarai研究设施中建造该实验堆。1998年 11月 10日上午 10点 ,开始逐步提升控制棒 ,下午 2时 18分达到临界。 6 0名来自日本科技厅 (STA)的检查员目睹了这一过程。这座 30 MW(热功率 )的研究堆是一座氦冷却、石墨慢化的实验堆 ,在满功率运行时 ,冷却剂出口温度为 85 0℃ ,在进行高温实验时其冷却剂出口温度可达 95 0℃。…     

日本论证聚变反应堆稳态运行的可能性

[《日本原子》1989年11月号第17页报道]日本原子能研究所(JAERI)于1989年11月21日宣布,在茨木县那珂聚变研究院的等离子体实验装置(JT-60)上,该所完成了第一阶段(自1988年4月至1989年10月)高水平实验。这次实验刷新等离子体电流驱动效率的世界纪录,并验证了采用自举     

日本原子能研究所的高温工程实验堆首次达临界

【美国《核子周刊》 1998年 11月 12日刊报道】　日本原子能研究所 (JAERI)的高温工程实验堆 (HTTR)于 1998年 11月 10日首次达临界 ,比预期的时间推迟了将近 1年。这座 30 MW(热功率 )的 HTTR是石墨慢化的氦冷堆 ,造价 85 0亿日元 ,它于 11月10日下午 2时 18分在东京北部 12 0公里处的大洗厂地上达到临界。JAERI计划在今后12个月内逐步提升其功率直至达到满功率。每个燃料组件 5 80毫米高 ,为含铀氧化物的燃料 ,平均浓缩度为 6 %。每个燃料组件有 33根或 31根燃料棒 ,平均燃耗预计为2 2 0 0 0 MW·天每吨。该反应堆的设计是将冷却…     

模拟托卡马克聚变堆的设计

【英国《国际核工程》2002年8月刊报道】未来聚变堆所面临的最大挑战是如何约束等离子体。电磁模拟在托卡马克聚变堆的设计中起着很大作用。通过计算偏滤器(控制等离子体粒子耗尽和功率在机器中转移的装置)中的涡流,电磁模拟在托卡马克聚变堆设计中起主要作用。对聚变点火研究实验(FIRE)的预先设计研究正在进行之中,以评价在近期是否能对自加热等离子体有更多的科学认识。主要问题之一是设计能承受被击穿的等离子体面对部件,在此处等离子体压力和环向电流会很快弱化。在这些瞬间产生的涡流相当大,产生的应力足以损坏等离子体面对部件。美…     

偏滤器物理设计与实验研究

应用B2-code模拟了偏滤器等离子体行为,优化了HL-2A装置偏滤器位形。研究了偏滤器刮削层中等离子体与器壁间过渡鞘层的离子碰撞效应,模拟研究了利用LHCD和NBI控制等离子体剖面分布在HL-2A中建立准稳态的反磁剪切位形。HL-2A装置首次实现了下单零点的偏滤器位形运行,完成了偏滤器初步物理实验,截至2004年底,获得等离子体电流320 kA,等离子体存在时间1 580 ms,环向磁场2.2 T。开展了高功率密度聚变堆偏滤器靶板的设计研究,特别是流动液态锂偏滤器靶板表面的物理过程的研究。探索性研究了用RF有质动力势改善偏滤器排灰效率和减少氚投料量。对FEB- E聚变堆偏滤器进行了优化设计。用电子束模拟对碳基材料及钨进行了高热负荷冲击实验,完成了钨/铜合金的热等静压焊接及热疲劳试验研究。研究了氦在钨中的滞留与热解吸行为。     

更新的JRR-4号研究堆达临界

【《日本原子》 1998年 9月号第 12页报道】　 1998年 7月 14日 ,日本研究堆 4号(JRR- 4)低浓铀燃料装料完毕 ,达到临界。建于日本原子能研究所 (JAERI)东海研究所内的 JRR- 4是一座水池式研究堆 ,热输出功率为 35 0 0 KW。该堆将用于医学放射治疗 ,取代 1996年停运的 JRR- 2号堆 ,并将用于反应堆物理、活化分析和放射性同位素生产方面的实验工作。JRR- 4采用铀富集度为 2 0 %的硅化物型燃料 (U3 Si2 - Al弥散体燃料 ) ,这使其成为装有以 1994年 JAERI大冼研究所的日本材料试验堆 (JMTR)为样板的第二座研究堆。JRR- 4曾于 196…     

原研在“JT-60”上实现能量倍增率1.25

【日本《原子能视野》1998年 8月号第 95页报道】　日本原子能研究所 6月 2 5日宣布 ,在世界三大托卡马克型核聚变实验装置之一的临界等离子体试验装置“JT- 6 0”上 ,实现了 1.2 5的能量倍增率。据说该倍增率超过了欧洲核聚变装置“JET”的能量倍增率—— 1.14 ,刷新了世界记录。原研在将等离子体提纯并稳定地注入W型偏滤器的同时 ,采用使等离子体的约束性能提高的系统 ,从而创下了世界记录。在等离子体的约束时间为 1.1秒 ,粒子温度为1.9亿℃、粒子密度为 4 .8× 10 1 3 / cm3的条件下 ,达到了 1.2 5的倍增率。原研在“JT-60”上实现…     

JET运行的工程经验

ＪＥＴ初期设计的特有灵活性在于允许工程升级和改进，以研究许许多等离子体和聚变物理问题，最近，主要的改进就是配置了一套轴对称零抽气偏滤器（ＭａｒｋＩ）它成功地运行在１９９４年－１９９５年实验期间，根据偏滤器优化方案，一个新的，更为封闭的偏滤器现已安装完成（ＭａｒｋⅡ）这个偏滤器显示了良好的功率处理能力，并大大改善了中性粒子的滞留，这个新设计的一个关键特性是可能用按照扩展的Ｄ－Ｔ运行设计的全遥控技术替     

CFETR偏滤器概念设计

偏滤器是托卡马克装置——中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的核心部件之一,是高温等离子体与材料直接接触的过渡区域。本文在满足CFETR总体设计要求和设计依据的前提下,针对不同的等离子体位型(类ITER和雪花等离子体位型),设计了同一盒体支撑的3种偏滤器结构,即类ITER偏滤器、雪花偏滤器和类ITER-雪花偏滤器,并对类ITER偏滤器结构进行了详细设计,包括第一壁设计、两侧支撑轨道设计、冷却系统设计和抽气系统设计。通过计算磁力线膨胀系数,验证了3种偏滤器结构设计的合理性,为偏滤器结构进一步优化和改进提供了必要的理论依据。     

氘氚燃烧实验综述

JET和TFTR已分别于1991年11月和1993年12月进行了初步的氘氚烯烧实验，获得了最大1.7MW和6.2MW的聚变功率。TFTR在短暂停 机后，1994年初又开始了例行的氘氚实验。迄今最大聚变功率已提高到－9MW，并获得了有关D－T等离子体的聚变功率产生、α加热和输运、同位素效应及不稳定性等方面的一些结果。实验表明，为进行D－T燃烧实验所作的技术准备和改进是成功的。本文对迄今已发表的D－T燃烧实验作一综述，重点放在TFTR的实验结果上。     

中国环流器二号A装置工程与实验进展

介绍了中国环流器二号A(简称HL-2A)装置上关键聚变工程技术取得的新进展及在磁约束聚变科学若干关键课题研究取得的重要实验成果,特别是在HL-2A装置上成功实现了偏滤器位形下具有边缘局域模的高约束模式运行,是我国磁约束聚变实验研究史上具有里程碑意义的重大进展,使我国的磁约束聚变科学和等离子体物理实验研究进入了一个崭新的阶段。     

中国环流器二号A装置工程与实验进展

介绍了中国环流器二号A(简称HL-2A)装置上关键聚变工程技术取得的新进展及在磁约束聚变科学若干关键课题研究取得的重要实验成果,特别是在HL-2A装置上成功实现了偏滤器位形下具有边缘局域模的高约束模式运行,是我国磁约束聚变实验研究史上具有里程碑意义的重大进展,使我国的磁约束聚变科学和等离子体物理实验研究进入了一个崭新的阶段。     

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.     

TFTR氘—氚结果综述

在经过许多年聚变研究之后，在ＴＦＴＲ上已经达到了Ｄ－Ｔ聚变堆所需的条件［Ｆｕｓｉｏｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，２１，１３２４（１９９２）］。现正在用实验室等离子体首次研究Ｄ－Ｔ等离子体中存在的独特现象。使用几乎相等的氘和氚浓度研究等离子体首批磁聚变实验已在ＴＦＴＲ上完成。目前，使用３９．５ＭＷ中性束加热在超放电中得到的最大聚变功率为１０．７ＭＷ，在高βＰ放电中在电流斜降之后的最大聚变功率为６．７ＭＷ     

英示范聚变堆新型偏滤器系统的有效性

正【英国原子能管理局网站2021年5月26日报道】在近期的聚变研究中,英国原子能管理局(UKAEA)成功示范了一种新型排气系统的有效性,在紧凑型聚变电厂商业化道路上取得了一项重要成果。这一排气系统被称为"Super-X偏滤器",能够有效冷却从堆芯流出的等离子体,以保护排气壁,从而使偏滤器相关部件能够运行更长时间。此次示范是在卡勒姆聚变能研究中心(CCFE)"MAST升级版"装置上完成的。托卡马克聚变电厂商业化面临的一项关键挑战是需要排出聚变反应产生的过剩热量。     

掺杂石墨在高能激光束和电子束作用下的热冲击行为

石墨被广泛用于当今的托卡马克装置中 ,作为真空室第一壁和偏滤器靶板的保护材料 ,也是未来聚变堆的一种候选面对等离子体材料。其抗化学溅射性能和抗热冲击性能受到广泛关注。用高能激光束和电子束轰击实验材料 ,模拟聚变堆面对等离子体材料在等离子体破裂时的工作状态 ,考察了 4种掺杂石墨材料在热冲击下的热腐蚀规律。实验结果表明 ,石墨掺杂能有效降低材料的烧蚀率。当激光单脉冲能量密度为 491 5KJ m2 时 ,冲击频率 1 0Hz,持续辐照 3 0秒后 ,几种掺杂石墨的失重率不超过2 1 3 6mg cm2 ,表现出了比纯石墨更优良的抗热冲击性能。     

中国聚变工程实验堆雪花偏滤器脱靶运行的SOLPS模拟

在中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的工程概念设计中,为探索有效降低偏滤器靶板热负荷的途径,相对于国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)特别增加了两个极向场线圈用于产生近年来新提出的雪花偏滤器位形。脱靶运行状态下,偏滤器靶板上的热负荷显著降低,但同时由于偏滤器温度的降低,杂质约束性能会变差,因此需要对CFETR雪花偏滤器的脱靶运行状态进行研究。基于边界等离子体物理模拟软件SOLPS(Scrape-off Layer Plasma Simulation),通过数值模拟研究了CFETR雪花偏滤器的脱靶运行状态。模拟中通过主等离子体室内的D2充气改变等离子体密度。当充气速度足够高时,CFETR雪花偏滤器实现完全脱靶,靶板上的离子流和热负荷都显著降低。但此时偏滤器区域等离子体温度已经非常低,杂质将容易通过X点进入芯部,有产生辐射不稳定性的风险。因此,对于CFETR雪花偏滤器较为合适的工作状态应当是部分脱靶运行。     

日本研制成一种峰值功率100太瓦的小型激光器

【日本《日本原子》 1998年 10月号报道】　日本原子能研究所 (JAERI) 1998年6月 18日宣布 ,它已研制成一种小型钛 -兰宝石激光器 ,这种激光器能在 19飞秒的 (1飞 =10 -1 5)超短脉冲持续时间内产生 10 0太瓦 (1太 =10 1 2 )的超高峰值功率 ,重复率为10个脉冲每秒。一种实验室规模的小型激光系统成功地产生 10 0太瓦峰值功率 ,在世界上还是第一次。而且 ,对 10 0太瓦峰值功率来说 ,其 10Hz的重复运行也是世界上第一次取得的成就 ,这在各种各样的应用中将是一大优点。1997年 3月 ,通过对钛 -兰宝石激光器系统采用一种独特的称作 CPA的脉冲…