托卡马克放电过程中偏滤器位形的演化

本文研制了适用偏滤器位形的１－１／２维托卡马克输运程度，并该程序模拟了托卡马克装置放电期间偏滤器位形的演化。在纯欧姆加热和有辅助加热两种放电方式下，对不同等离子体电流分布，拉长比，三角形变等参数下等离子体平衡位形的演化过程进行了计算机模拟。     

托卡马克极向场线圈的优化方法

托卡马克等离子体的三角形变和拉长比对约束和磁流体稳定性有很强的影响，因此在托卡马克装置极向场设计中，在基于物理和工程考虑所预先选定的等离子体平衡位形几何参数下，如何优化确定外部极向场线圈位置和电流，是一个具有重要实际意义的研究课题.为优化确定托卡马克极向场线圈，给出了一个有效的多变量平衡优化方法，能以事先规定的等离子体平衡位形的一些几何参数为目标函数，优化确定极向场线圈位置和电流.并应用它于HT-7U平衡位形计算，得到了所需的结果. 关键词： 等离子体平衡 极向场线圈 优化     

球环位形磁流体平衡的数值模拟

对原有的托卡马克平衡编码SWEQU进行了改进。使之适用于小环径比球形环装置的磁流体研究。用改进后的平衡编码SWEQU模拟了放电初始阶段等离子体平衡位形的演化及稳态阶段的双零偏滤器平衡位形。结果表明。不但町以得到球形环装置稳态阶段的平衡位形，也可以模拟等离子体电流上升阶段平衡位形的演化过程。     

EAST位形磁流体平衡的模拟

对托卡马克平衡反演数值计算代码EFIT进行了改进,使之适用于EAST装置的磁流体平衡研究.用改进后的平衡反演代码EFIT模拟了EAST装置稳态阶段的偏滤器平衡位形.提出极向场线圈电流作为线性方程组主约束条件,期望位形作为从约束条件,求解非对称电流条件下自由边界平衡问题的方法.结果表明,该方法能较为容易地得到非对称电流条件产生的平衡位形,在非对称电流条件下自由边界平衡计算是收敛的.     

HL-2A装置低参数运行的等离子体边界

因为等离子体最后的封闭磁面（LCFS）最终决定等离子体的截面形状，并且等离子体位形与许多热点的先进托卡马克（AT）和聚变堆课题相联系，例如电流密度的控制、等离子体平衡、刮离层（SOL）、粒子和能量行为、高能等离子体以及MHD不稳定性抑制等，所以目前的托卡马克仍然需要对边界的相关物理进行研究，例如边界确认、等离子体平衡和极向磁通损失等。从控制AT或者研究放电等离子体物理性质来看。获得相对准确的与边界相联系的等离子体平衡性质也是重要的。     

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用TSC程序模拟了EAST装置等离子体放电的全过程。模拟中考虑了自举电流，并加入了离子回旋共振加热ICRH和快波电流驱动FWCD，得到了中心电子温度4.5keV、中心离子温度3.8keV、中心电子密度1.2×1020m–3的D形截面的等离子体。根据模拟结果对EAST装置进行了伏秒数分析，并研究了不同等离子体电流上升时间、有效电荷数Zeff对放电的影响。     

用有限电流元法识别HL-2A 装置的等离子体边界

在电流丝模型对HL-2A装置等离子体边界重建取得满意结果[3]、[5]的基础上，本文用有限电流元模型对HL-2A等离子体边界进行了重建研究。计算和实验结果表明，在通常情况下，有限电流元模型比固定电流丝模型的重建误差稍小，前者误差小于3mm，后者误差小于6mm。当部分有限电流元分布在等离子体边界之外时，用有限电流元模型仍然可以成功重建边界。有限电流元的位置在一定范围内变化时，重建的误差都很小。用普通奔腾4 2.4GHz PC机计算一组等离子体放电边界的时间不超过1ms。有限电流元法能准确而快速地识别等离子体的偏滤器位形，这对于HL-2A装置的实时位形控制是基本和重要的。     

HL-2A装置偏滤器位形研究

1研究方法 等离子体边界是托卡马克平衡运行时等离子体截面的极向磁通函数的等高线，它决定等离子体位形。位形是托卡马克装置实验和工程设计的重要参数，它是由等离子体电流及其分布以及外极向场线圈电流配置共同决定的。     

用可移动电流丝方法重建HL-2A等离子体边界的研究

根据Shafranov电流密度矩理论，给出了用可移动电流丝方法重建HL-2A装置等离子体边界的具体计算方法，研究了用可移动电流丝方法(VCF法)重建边界的可行性.VCF法与固定电流丝方法(FCF法)和有限电流元法(FCE法)相比，最大的优点就是用1—3个可移动电流丝就可以准确地重建位置和小半径快速变化的等离子体位形，这正好弥补了FCF法的不足.将可移动电流丝方法和FCF法相结合，可以实现全程等离子体放电的边界实时显示和等离子体的位形控制. 关键词： 可移动电流丝方法 边界识别     

低混杂波高N‖分量对EAST等离子体电流驱动的影响

EAST等离子体高约束模运行条件下，在等离子体边缘区域观测到明显的等离子体电流带.在EAST托卡马克装置非圆截面平衡位形下，使用射线追踪方法研究低混杂波高平行折射率N_‖分量对电流驱动的影响.结果表明：当-8≤N_‖≤-6时，平行折射率分量能够在小半径（0.7 < r/a < 1）区域驱动kA量级的等离子体电流.对于具有台基区、等离子体边缘温度更高的电子温度剖面，驱动电流的位置r/a>0.9.低混杂波朗道阻尼的理论分析与数值模拟结果一致.另外，高N_‖低混杂波在等离子体边缘的功率沉积和电流驱动与电子温度分布和发射谱分布相关.     

实时并行平衡反演程序在EAST PCS中的集成

为提高等离子体实时平衡反演过程的精度和效率,开发了基于图形处理器(GPU)的P-EFIT程序。简要概括EAST PCS软硬件架构后,描述了并行实时平衡反演程序P-EFIT在EAST PCS中的集成工作。为了验证集成系统的正确性与可用性,用历史实验数据作了性能测试,满足实时控制的要求。目前P-EFIT已集成在EAST中并用于等离子体控制,EAST实验证明控制性能良好。     

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为提高等离子体实时平衡反演过程的精度和效率,开发了基于图形处理器(GPU)的P-EFIT程序.简要概括EAST PCS软硬件架构后,描述了并行实时平衡反演程序P-EFIT在EAST PCS中的集成工作.为了验证集成系统的正确性与可用性,用历史实验数据作了性能测试,满足实时控制的要求.目前P-EFIT已集成在EAST中并用于等离子体控制,EAST实验证明控制性能良好.     

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The simulation results of the plasma reconstruction were obtained and compared with the accurate balance results. With the introduction of random errors in the simulation process, robustness of the inversion procedure had been verified. The reconstruction results using the experimental data from EAST device had been compared with the inversion results from EAST’s RTEFIT to verify the correctness of the results that a single time and the continuous-time inversion. The results show that, choosing the current distribution model and magnetic diagnostic data through the equilibrium reconstruction algorithm can correctly identify the plasma shape.     

HL-2A等离子体形状实时显示系统

为了研究HL-2A等离子体偏滤器位形，研制了等离子体形状实时显示系统. 采用固定位置电流丝和有限电流元的方法编写了CF编码. 采用32道同时刻采集器UA301采集等离子体周围的磁场信息，使用P4 3GHz E CPU组装的兼容计算机处理数据. 这个系统每4ms采集一次数据并存盘，每16ms重画一次等离子体边界. 放电结束后可以详细地计算等离子体边界及其磁场以及由此导出的等离子体参数. 关键词： 等离子体平衡重建 边界识别 实时显示     

基于差分曲率的各项异性扩散小波图像降噪算法研究

在$\gamma $放射性内污染修正均匀冗余阵列编码成像中,为了进一步减少使用最大似然估计(Maximum Likelihood Expectation Maximisation,MLEM)算法进行编码图像重建的伪影,并且提高重建的效率,本文提出了基于差分曲率的各项异性扩散小波图像降噪(Anisotropic Diffusion Wavelet Image Denoising based on Differential Curvature, 简称ADWIDDC)算法, 结合MLEM算法得到了改进的应用于编码成像的MLEM-ADWIDDC算法。该算法首先采用MLEM算法对探测器得到的投影数据进行图像重建,再利用互补成像方法消减近场伪影,最后采用ADWIDDC算法进一步降低图像伪影。模拟结果表明,对于131I源呈圆环分布的编码图像,以重建算法运行时间为195 s为截止条件,MLEM-ADWIDDC算法能够更好地去除伪影,重建的$\gamma $放射源图像纹理也更加清晰;对于131I源呈“CDUT”分布的编码图像,以重建图像信噪比达到5.10 dB为截止条件,本文的MLEM-ADWIDDC算法运行时间为98.36 s,比仅采用MLEM算法消耗的时间缩短了49%。     

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采用了新的放电方案,消除了环向场对磁测量的影响。通过修改信号调理电路,解决了积分器不能响应磁通快速变化的问题;通过改进磁测量的标定方法,在准确标定磁通和极向磁探针测量的同时,有效地标定了径向磁探针的测量信号。输入这些有效标定数据后,EFIT能快速收敛,获得了准确可靠的位形重建结果,与探针、氢阿尔法和CCD等诊断结果很好符合。同时介绍了自行研制的sFIT位形重建代码,该代码得到的位形重建结果,与EFIT反演结果一致。     

HL-2A 等离子体位形重建研究

采用了新的放电方案,消除了环向场对磁测量的影响。通过修改信号调理电路,解决了积分器不能响应磁通快速变化的问题;通过改进磁测量的标定方法,在准确标定磁通和极向磁探针测量的同时,有效地标定了径向磁探针的测量信号。输入这些有效标定数据后,EFIT 能快速收敛,获得了准确可靠的位形重建结果,与探针、氢阿尔法和CCD 等诊断结果很好符合。同时介绍了自行研制的sFIT 位形重建代码,该代码得到的位形重建结果,与EFIT 反演结果一致。     

Tomographic reconstruction of two-dimensional radiated power distribution during impurity injection in KSTAR plasmas using an infrared imaging video bolometer

Based on the two-dimensional radiation images obtained by an infrared imaging video bolometer (IRVB) with tangential view, the two dimensional radiation profiles of plasmas in KSTAR were reconstructed. The IRVB installed on KSTAR has a tangential view of the plasma, and thus tomographic reconstruction of the raw images of radiation profiles was performed to remove the chord-integration effect by using a tomographic reconstruction code based on the Phillips-Tikhonov algorithm. Phantom reconstruction tests with various synthetic images were carried out to validate the accuracy of the reconstruction results. It is found that hollow radiation phantoms with strong divertor radiation were reconstructed with high accuracy. Furthermore, the effects of the number of channels of the IR camera, and the number of pixels of the plasma and of the IRVB on reconstruction performance are studied with phantom tests. Two-dimensionally reconstructed images of KSTAR plasmas demonstrated that radiation loss at the plasma edge and near the divertor region increased significantly after gaseous impurity injection. The total radiated power was up to 1.2 MW at the disruption, which was 40% of the NBI power. After argon and krypton gas injection, total radiated power was increased by 325 kW and 180 kW, respectively.     

Hybrid Method for Tokamak MHD Equilibrium Configuration Reconstruction

A hybrid method for tokamak MHD equilibrium configuration reconstruction is proposed and employed in the modified EFIT code. This method uses the free boundary tokamak equilibrium configuration reconstruction algorithm with one boundary point fixed. The results show that the position of the fixed point has explicit effects on the reconstructed divertor configurations. In particular, the separatrix of the reconstructed divertor configuration precisely passes the required position when the hybrid method is used in the reconstruction. The profiles of plasma parameters such as pressure and safety factor for reconstructed HL-2A tokamak configurations with the hybrid and the free boundary methods are compared. The possibility for applications of the method to swing the separatrix strike point on the divertor target plate is discussed.     

Study of Globus-M Tokamak Poloidal System and Plasma Position Control

In order to provide efficient performance of tokamaks with vertically elongated plasma position, control systems for limited and diverted plasma configuration are required. The accuracy, stability, speed of response, and reliability of plasma position control as well as plasma shape and current control depend on the performance of the control system. Therefore, the problem of the development of such systems is an important and actual task in modern tokamaks. In this study, the measured signals from the magnetic loops and Rogowski coils are used to reconstruct the plasma equilibrium, for which linear models in small deviations are constructed. We apply methods of the H∞-optimization theory to the synthesize control system for vertical and horizontal position of plasma capable to working with structural uncertainty of the models of the plant. These systems are applied to the plasma-physical DINA code which is configured for the tokamak Globus-M plasma. The testing of the developed systems applied to the DINA code with Heaviside step functions have revealed the complex dynamics of plasma magnetic configurations. Being close to the bifurcation point in the parameter space of unstable plasma has made it possible to detect an abrupt change in the X-point position from the top to the bottom and vice versa. Development of the methods for reconstruction of plasma magnetic configurations and experience in designing plasma control systems with feedback for tokamaks provided an opportunity to synthesize new digital controllers for plasma vertical and horizontal position stabilization. It also allowed us to test the synthesized digital controllers in the closed loop of the control system with the DINA code as a nonlinear model of plasma.