HL-2M等离子体垂直不稳定性研究

用DⅢ-D的TokSys研究了HL-2M等离子体垂直不稳定性控制问题。使用真空室和主动线圈控制等离子体垂直不稳定性,分析了真空室的本征模和电流分布,极大简化真空室建模难度,建立了垂直不稳定性数学模型,验证了主动线圈和电源模型参数,计算了不同拉长比位形的等离子体增长率和最大可控垂直位移。利用TokSys建立了雪花、单零、双零偏滤器位形垂直不稳定仿真模型,然后通过simulink对采用PD算法的垂直不稳定系统进行仿真。结果表明,构建的模型能够较好控制不同位形的垂直不稳定性。     

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用DⅢ-D的TokSys研究了HL-2M等离子体垂直不稳定性控制问题.使用真空室和主动线圈控制等离子体垂直不稳定性,分析了真空室的本征模和电流分布,极大简化真空室建模难度,建立了垂直不稳定性数学模型,验证了主动线圈和电源模型参数,计算了不同拉长比位形的等离子体增长率和最大可控垂直位移.利用TokSys建立了雪花、单零、双零偏滤器位形垂直不稳定仿真模型,然后通过simulink对采用PD算法的垂直不稳定系统进行仿真.结果表明,构建的模型能够较好控制不同位形的垂直不稳定性.     

托卡马克垂直不稳定性控制

本文用拉普拉斯变换研究了具有被动和主动控制系统的托卡马克克ＤＮ等离子体的垂直不稳定性控制，求得了系统的稳定性参数和临界拉长度，找到了托卡马克反馈增益参数的第二阻尼稳定运行区。     

非圆截面托卡马克轴对称模的反馈稳定

通过直接解真空区扰动磁面的边值问题,本文解析地研究了非闭合导壳对托卡马克中轴对称MHD模的反馈稳定性。我们取等离子体截面为椭圆,反馈系统由导壳和主动反馈线圈构成。结果表明,两块放在等离子体上下的导体块有很强的稳定作用;电阻壳可用以抑制高频模式,主动反馈线圈可用以稳定低频模式。 关键词：     

ITER ELM原型线圈水压降测试

ITER ELM线圈设计用于控制等离子体边界局域模,线圈导体采用氧化镁矿物绝缘导体结构,其中铜导体采用内径33.3mm的中空铬锆铜导体。单匝ELM线圈最高运行电流为15kA,线圈运行过程中铜导体内通入去离子水冷却,设计冷却水流速为8m3/s以保证线圈达到稳定运行温度。等离子体物理研究所完成了ITER内部线圈ELM原型线圈预研及制造并搭建了线圈流动阻力实验平台,并对ELM原型线圈进行压降测试实验。文中介绍了ITER装置中ELM线圈的压降测试平台的设计,对线圈压降实验数据进行分析。对比理论值与实验值,实验结果表明理论计算与实验值基本一致,实验结果具有可信性。     

CFETR PF 导体设计及稳定性分析

中国聚变工程试验堆(CFETR) 是一种新型的超导托卡马克装置, 极向场线圈(PF) 在控制等离子体位行中起着关键作用. CFETR PF 线圈导体由 Nb3Sn CICC 和 NbTi CICC 导体组成. 为了确保 PF 线圈的稳定运行, 本文采用1-D Gandalf 对不同机械扰动和电磁扰动下 PF 导体的稳定性裕度, 最小失超能量及温度裕度的进行了分析. 分析结果表明 CFETR PF 导体目前的设计能够充分满足安全裕度的要求     

线圈对非圆截面等离子体轴对称模的稳定化作用

本文应用能量原理研究成形线圈系统托卡马克平衡的轴对称不稳定性。线圈对轴对称稳定性的影响,可归结为一组奇异微分积分方程。作为一个例子,我们研究一个线圈的稳定化作用。计算表明,线圈对轴对称模的稳定化是有效的;较好的安排线圈可允许等离子体有较大的拉长,线圈放在等离子体环外侧比放在内侧更有效。同时也研究了导体壁的稳定化作用。     

垂直不稳定性和逃逸电子的协合效应对HL-2A装置器壁的损伤

1垂直不稳定性的产生 非圆截面（通常是D形或豆形）等离子体的性能和能量约束时间优于圆截面，并且可获得更大的等离子体电流，但等离子体的垂直稳定性会因其被拉长而变坏，拉长比值k值愈大，则垂直不稳定性的可能性就增加。描述垂直不稳定性的重要参数有衰减指数n，稳定参数，和增长率参数y。     

不同连接方案下垂直场线圈的性能研究

基于热-结构耦合分析了欧姆热和等离子体辐照引起的垂直场线圈的温度变化,对垂直场线圈在不同连接方式下的电气参数进行了研究,提出了一种优化的线圈连接方案。计算结果表明,该优化方案有助于改善垂直场线圈的响应性能,并提高其对等离子体的控制能力。     

基于虚拟中心电流法的 HL-2M快控电源数学模型

针对中国环流器2号M(HL-2M)装置中用于核聚变物理实验等离子体的垂直不稳定性控制的快控电源拓扑结构，充分考虑线圈的自感与互感对输出的影响，构建出数学模型，首次提出并运用虚拟中心电流法，使得控制算法更加简单，采用多输入多输出的控制方法，利用2个参量控制3个变量。本文基于基本供电方案得到多线圈耦合电压，基于快控电源拓扑推导出快控电源电路方程，再将其合并得到最终的线圈电压数学模型，最后进行仿真验证。结果表明数学模型搭建正确，为今后进行进一步计算提供了坚实的基础。     

HL-2A 等离子体垂直不稳定性控制研究

采用了PID 控制、输入误差直接自适应控制和输出误差直接自适应控制三种控制方式对HL- 2A 装置的等离子体垂直不稳定性进行了研究。模拟结果显示, 在现有条件下三种控制方式都能满足控制要求, 而两种自适应控制系统具有更好的系统性能、更强的鲁棒性、对电源要求更低的特点, 尤其是输出误差直接自适应控制系统结构非常简单, 具有可实施性。     

Synergetic Effects of Runaway Electron and Vertical Instability on the Wall Damage on HL-2A Tokamak

1 Generation of vertical instability Tokamak experiments show that the energy confinement time and performance are better, and the larger plasma current can be achieved for non-circular cross-sectional shape of plasma than circular cross-section. However, the external magnetic fields which are used to produce the non-circular cross sectional shape also cause the confined plasma to become unstable to small vertical displacement. In general, the ratio of elongation k is larger, the possibility of instability is more. In practice, this vertical displacement mode stabilized by feedback control system or other provided external radial magnetic field to balance out the plasma motion. Under some of situations the control system may be fail due to rapid growth rate of instability exceeding the ability of controlling. The plasma will then move vertically upwards or downwards depending upon the characteristics of instability and control failure.     

Plasma position control in SST1 tokamak

For long duration steady state operation of SST1, it would be very crucial to maintain the plasma radial and vertical positions accurately. For designing the position controller in SST1 we have adopted the simple linear RZIP control model. While the vertical position instability is slowed down by a set of passive stabilizers placed closed to the plasma edge, a pair of in-vessel active feedback coils can adequately control vertical position perturbations of up to 1 cm. The shifts in radial position arising due to minor disruptions would be controlled by a separate pair of poloidal field (PF) coils also placed inside the vessel, however the controller would ignore fast but insignificant changes in radius arising due to edge localised modes. The parameters of both vertical and radial position control coils and their power supplies are determined based on the RZIP simulations.     

EASTװ�ô�ֱ���ȶ����о�

对EAST装置偏滤器位形的放电中发生的垂直位移不稳定性的全过程进行了模拟,计算了磁轴垂直位移及垂直位移不稳定性的增长率。模拟的结果与实验结果符合得较好。     

升级EAST快控电源控制器研制

针对EAST快控电源缩短电流响应时间的要求,升级的快控电源控制器采用TMS320F28335替代原快控电源支路控制器中的TMS320F2812,实现响应和输出脉冲宽度调节(PWM)控制上的载波相移,提高系统等效开关频率,减小输出电压响应延时。经过实验验证,升级的快控电源控制器实现预定目标,有助于提升EAST装置抑制等离子体垂直位移不稳定性的能力。     

The Effective Mode Approximation for Analyzing Position Instability of a Tokamak Plasma

The effect of induced currents in the equilibrium field (EF) coils on ameliorating the instability of a small position perturbation of a rigid tokamak plasma is analyzed. A strong analogy between the position instability of the plasma and supercriticality of a fission reactor core is recognized. The position of the plasma corresponds to the neutron population, and the retardation of the displacement by the induced eddy currents to the suppression of population growth by delayed neutrons. The matrix equation of the dispersion relation for the position instability is diagonalized and factored into a form identical to the in-hour equation of fission reactor kinetics. An Effecitve Mode Approximation (EMA) similar to the one group of delayed neutron approximation has been introduced to greatly simplify the analysis of the position instability and feedback control. With this approximation the dispersion relation is reduced to a linear or cubic algebraic equation depending on the effectiveness of retardation by the eddy currents. The time constant of the unstable mode can be expressed in terms of the plasma parameters and the effective resistance and inductance of the current carriers, which can be conveniently computed. The vertical instability of a typical noncircular tokamak plasma is analyzed numerically as well as analytically by the EMA method. The results agree well within a negligible discrepancy.     

超高速激光纹影技术测量脉冲功率驱动的磁重联现象

用超高速激光纹影技术测量了Z箍缩等离子体磁重联现象。实验采用超高速光电分幅相机,配合激光纹影技术,测量了XP-1装置上两根金属丝产生的等离子体分布,论证了超高速激光纹影技术研究Z箍缩磁重联现象的可行性。双钨丝实验结果表明,电流加载约10ns后金属丝已有明显膨胀,线性拟合得到平均膨胀速度约8km/s,金属丝内外两侧出现了规则的极有可能是垂直磁场的电热不稳定性扰动,并沿角向高度关联。铝丝负载的实验结果表明,早期的不稳定性波长为0.4mm,电流峰值之后金属丝初始位置仍有大量等离子体,后期的不稳定性波长约1.5mm。这些现象揭示了不稳定性发展的一个主要特征:短波模式受抑制,长波模式将占主导。     

TETB—Ⅱ热稳定性分析及其加热功率反馈控制

本文对托卡马克工程试验混合堆(TETB-I)热稳定性进行了分析。分析采用等离子体运行等值线图(POPCON)、线性稳定性分析和时关模拟方法。分析表明TETB-I的工作点是热不稳定的。采用加热功率反馈控制方法来稳定这种不稳定性是一个可行的、有效的方法。