HT-7U超导托卡马克装置装配方案概述

HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置的科研目标是建造一个具有非圆截面的大型超导托卡马克装置，用来开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理问题的实验研究。讨论了HT-7U装置主机关键部件的构成，装配过程中对各关键部件装配的精度要求，建立了总装测量系统确保关键部件的装配精度。     

用修改的Gandalf软件对HT-7U装置TF和PF线圈的稳定性分析

HT-7U是一个先进的等离子体稳态托卡马克装置.它的环向磁场(TF)和极向磁场(PF)系统,均采用超导磁体,所有超导磁体均由CICC导体制成.为了获得PF和TF磁体运行的的安全裕度,需要对这些超导线圈进行严谨的热工水力特性分析,研究超导磁体在正常运行条件下所能承受的最大扰动.稳定裕度的分析充分考虑了多种不同的扰动.本文的分析均基于修改的Gandalf程序,即考虑超导CICC磁体系统之间(匝间、层间、不同的冷却通道之间)的热耦合,研究了HT-7U超导托卡马克系统的TF和PF超导线圈在不同运行条件下的稳定裕度和失超传播特性.这些分析将为HT-7U超导磁体系统的运行提供参考.     

HT-7U纵场磁体CICC导体设计

国家“九、五”重大科学工程HT-7U托卡马克(Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置，装置主机包含有16个纵场(TF)超导线圈和14个极向场(PF)超导线圈．线圈采用NbTi CICC导体(Cable in-Conduit Conductor)绕制，用超临界氦迫流冷却．本介绍CICC导体的设计和导体短样的测试结果．     

低温温度计标定装置的研制

国家大科学工程 HT- 7U托卡马克 (Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置。装置主机由1 6个纵场 (TF)超导线圈和 1 2个极向场 (PF)超导线圈组成 ,分别采用 4.2 K和 3 .8K超临界氦迫流冷却。选用新型低温温度计 Cernox测量超导线圈系统的温度。文中介绍低温温度计标定装置的研制和温度计 Cernox的标定结果。     

HT-7U中心螺管模型线圈失超信号检测

中心螺管是超导托卡马克装置磁体系统的重要组成部分 ,在 HT- 7U中 ,中心螺管采用管装超导电缆绕制 ,线圈以脉冲方式运行。文中介绍了 HT- 7U中心螺管模型线圈实验中 ,失超信号检测系统的工作原理及失超信号特点。当磁体以脉冲方式运行时 ,失超信号检测系统为装置提供可靠的失超保护动作信号 ;还给出了有关的实验数据和检测系统记录的失超信号变化曲线。     

亚洲托卡马克超导磁体研究新进展

简要回顾了世界托卡马克超导磁体研究的进展 ,重点介绍了全超导托卡马克装置中国的 HT- 7U、韩国的 KSTAR及日本开展的 ITER中心螺线管模型线圈研究的新进展。最后对亚洲在这一领域近几年的发展做了归纳。     

HT-7电子加热实验的软X射线能谱诊断

介绍了HT-7装置上软X射线能谱诊断系统,用软X射线能谱对HT-7托卡马克上电子温度进行了测量。在离子伯恩斯坦波和低杂波协同实验中,观察到了对等离子体的较好的加热效果。     

托卡马克LHCD实验中的电子加热

LHCD实验是托卡马克途径为实现稳态运行而进行的重要科研项目。我国的两个主要托卡马克实验装置HL－1M和HT－7已进行多年研究，在建的两大装置HL－2A和HT－7U也将在更高波功率下进行LHCD研究。虽然LHCD实验的主要目的是驱动电流，但波功率平衡问题是一个非常重要的物理问题，因为波功率最终不是被电子或离子吸收，这是通过某种机制损失了。     

EAST超导托卡马克装置中的大型超导磁体技术

随着大型超导核聚变装置、超导储能装置、超导强磁场装置及高能超导加速器技术参数的不断提高,大型超导磁体的应用也在加速发展中.大型超导磁体的场强较高、储能较大,对导体的结构、磁体结构、绝缘结构、制造工艺等要求与通常小型超导磁体有很大的不同.本文旨在对国家重大科学工程项目"EAST(HT-7U)超导托卡马克核聚变实验装置"的大型超导磁体关键技术作一介绍.     

EAST超导托卡马克装置中的大型超导磁体技术

随着大型超导核聚变装置、超导储能装置、超导强磁场装置及高能超导加速器技术参数的不断提高，大型超导磁体的应用也在加速发展中．大型超导磁体的场强较高、储能较大，对导体的结构、磁体结构、绝缘结构、制造工艺等要求与通常小型超导磁体有很大的不同．本文旨在对国家重大科学工程项目“EAST（HT-7U）超导托卡马克核聚变实验装置”的大型超导磁体关键技术作一介绍．     

具有超导环向场磁体的HT－7装置

本文概述了建造具有超导环向场线圈的ＨＴ－７装置进展情况，对装置各部分的特点及主要参数作了详细介绍．     

HT-7超导托卡马克纵场桥路信号的分析及失超保护系统的改进

简明介绍了 HT- 7超导托卡马克纵场失超保护的原理及硬件电路存在的缺陷。重点分析对纵场桥路信号的计算机采集、处理和保护结果 ,并据此对失超保护进行改进。     

受控热核聚变研究及其在我国HT-7超导托卡马克上的最新进展

受控热核聚变研究在发展了50年后，在2003年进入了一个新的阶段，国际热核聚变实验堆项目将最后选址开工。科学工作者们希望这个在新世纪初开始的项目能成为彻底解决能源问题的发端，中国科学院等离子体物理研究所最近在受控热核聚变科研上取得了长足进展，朝着稳态高温等离子体的方向又跨出了坚实的一步．其HT-7超导托卡马克高温等离子体的持续时间达到63．95s，成为目前世界上能开展分钟级高温等离子体放电的仅有的两个超导托卡马克装置之一。文章主要介绍了中国科学院等离子体物理研究所最新的聚变实验研究进展。     

基于HT-7U超导托卡马克放电的EFUND软件实现

介绍了基于HT-7U超导托卡马克装置放电的EFUND软件实现过程。介绍了装置的格林函数和计算公式及用于计算格林函数的EFUND算法的主要思想。简要叙述了计算感应系数的两个主要过程,介绍了EFUND软件的改进意义和遇到问题及解决经验,给出了两种语言环境下EFUND软件运行结果的误差分析。实现了EFUND软件的实时控制功能,为平衡拟合EFIT系统的实时控制改进奠定了基础。     

Multi-Channel FIR HCN Laser Interferometer on HT-7 Tokamak

A Five-channel far-infrared (FIR) hydrogen cyanide (HCN) laser interferometer was developed to measure plasma electron density profile on the HT-7 superconducting tokamak. The structure of the five-channel FIR laser interferometer is described. The laser source used in the interferometer was a continuous wave glow discharge HCN laser with 3.4 m cavity length and 100 mW power output at 337 m wavelength. The temporal resolution was 0.1 ms and the detection sensitivity was 1/12 fringe. Preliminary experimental results measured by the interferometer on HT-7 tokamak are reported.     

HT-7等离子体密度反馈控制系统的研究

介绍了HT－7等离子体密度反馈控制系统,分析了影响等离子体密度控制的因素,改进了密度反馈控制方式,使控制系统密度反馈更为完整、规范,实现了控制系统从单纯的反馈控制向多功能转化。给出了在HT－7装置上的实验结果,并提出了进一步改进的措施。