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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。     

EAST装置等离子体放电位形快速识别研究

为了适应超导托卡马克装置EAST位形控制运行模式的需要，研究了等离子体放电位形快速识别算法，给出了等离子体放电位形重建的模拟计算结果，并与美国GA平衡反演程序EFIT计算的平衡结果进行了详细的误差对比分析.结果表明，通过外部磁测量和合适的电流剖面模型，并结合实时平衡重建算法可以快速地对EAST等离子体放电位形进行识别. 关键词： 托卡马克 等离子体 平衡重建 数值模拟     

用磁探针反演磁岛二维结构的方法及其在HL-2A装置上的应用

介绍了HL-2A装置中利用磁探针数据反演磁岛极向二维结构的新方法,以及在反演基础上建立的撕裂模动态分析方法。在实验中通过磁探针测量确定作为扰动磁场来源的扰动电流。将扰动磁通与由EFIT重建的平衡磁通叠加反演出磁岛的结构,并给出磁岛的宽度。然后,按时间顺序建构二维结构图并依次记录,之后依次展现图像就可以对磁岛进行动态分析。应用此方法进行撕裂模分析,得出了磁岛旋转与电子抗磁漂移方向相同,验证了磁岛宽度与扰动场的关系及ECRH对磁岛的抑制作用。这显示了磁探针反演磁岛结构方法的直观性,对观察并控制MHD不稳定性非常有利。     

HL-2M 装置磁测量系统设计及初始放电实验结果

介绍了 HL-2M 装置上满足等离子体放电的磁测量系统的物理设计,主要包括磁探针、磁通环以及 电流测量系统的设计。通过 HL-2M 装置典型的放电位形参数对磁探针的极向布局、有效面积,磁通环的极向布 局以及测量等离子体电流的罗氏圈互感值进行了初步设计。目前,HL-2M 装置已经完成初始等离子体放电。各个 子系统均能达到其测量目标。      

托卡马克中等离子体的平衡重建

本文描述了用外部磁测量信号,和等离子体总电流,以及角向β_p的测量值,重建托卡马克中等高子体半衡的方法。对圆截面、非圆截面和偏滤器位形;对不同的电流分布分别作了重建计算。数值研究了测量误差、探针布置对重建结果的影响。     

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将理想全二维磁流体(MHD)稳定性数值代码GATO成功移植到HL-2A高性能计算系统,并用其模拟研究了HL-2A装置一次典型弹丸注入实验的等离子体的理想MHD稳定性。利用HL-2A装置第4050次放电的实验数据,应用EFIT代码重建了几个时间片的平衡位形,然后应用GATO代码对每个平衡位形的MHD稳定性进行了计算。通过对结果进行分析比较得出初步结论,由于弹丸注入而造成的反剪切位形的致稳作用,可以提高等离子体的约束性能。     

EAST极向场线圈及磁测量系统的修正

采用网格法计算空间磁场,应用最小二乘法优化极向场线圈、单匝环、磁探针位置参数及标定系数获得了更准确的位置坐标,明显地改善了磁场和磁通的计算误差,也为等离子体平衡反演算法提供更准确的格林函数。     

HL-2A装置与HL-2M装置控制处理研究与发展

2006年，围绕HL-2A装置实验控制、数据采集与处理，开展了高性能计算系统建设，基于EFIT代码的HL-2A等离子体位形重建以及若干大型代码的引进移植；实施了水平场电源部分有环流控制；设计制作了新型抗干扰采集器；开展了基于模拟信号脉冲识别的计数研究，在此基础上通过SDD诊断数据计算获得了等离子体电子温度；对HL-2A数据存储系统与实验网进行了全面升级，围绕HL-2M项目，开展了HL-2M位形和极向场线圈设计，HL-2M等离子体控制系统的预研．     

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利用Matlab语言将EFIT程序反演计算过程进行优化整合,简化了程序操作步骤,并增加了对计算结果的分析与存储功能。利用整合后的 EFIT 程序,计算分析了 J-TXET 装置放电过程中等离子体磁场位形和其它参数的演变,绘制了等离子体压强剖面图、等离子体电流密度和安全因子分布等磁面信息的重建结果。此外,还将反演结果与软X射线测算数据进行比对。结果表明,改善后的EFIT程序能够初步满足对实验放电的反演计算分析要求,为J-TXET装置的放电控制和运行提供重要的参考数据。     

J-TEXT 装置等离子体平衡重建与集成运算

利用Matlab 语言将EFIT 程序反演计算过程进行优化整合,简化了程序操作步骤,并增加了对计算结果的分析与存储功能。利用整合后的EFIT 程序,计算分析了J-TXET 装置放电过程中等离子体磁场位形和其它参数的演变,绘制了等离子体压强剖面图、等离子体电流密度和安全因子分布等磁面信息的重建结果。此外,还将反演结果与软X 射线测算数据进行比对。结果表明,改善后的EFIT 程序能够初步满足对实验放电的反演计算分析要求,为J-TXET 装置的放电控制和运行提供重要的参考数据。     

Methods for reconstructing equilibrium plasma configurations in the Globus-M spherical tokamak

A magnetic diagnostics allowing one to reliably reconstruct equilibrium plasma configurations in a tokamak over a wide range of operating parameters is developed. The accuracy of determining the geometrical parameters and thermal energy of the tokamak plasma is analyzed in detail. The experimental data obtained in the Globus-M tokamak are processed the with help of the EFIT code. The influence of the plasma configuration on the intensity of the main impurity lines is investigated.     

Upgrade of the magnetic diagnostic system for restart of HT-6M operation

The HT-6M tokamak at the Thailand Institute of Nuclear Technology has been restarted. In order to ensure the smooth breakdown of plasma and obtain plasma discharge parameters, optimization of the poloidal field coils and upgrade of the magnetic diagnostics are described in this article. A perfect null field (stray field in the main chamber < 10 G) is obtained using an ohmic heating field. To obtain important information about the plasma, an external magnetic diagnostics system is designed and calibrated, including a Rogowski coil (measuring plasma current), a magnetic probe (measuring external field), diamagnetic loops (measuring β_p) and so on. In order to realize high-frequency signal measurement and transmission, a series of frequency responses with the magnetic probe and transmission line are tested. Later, to verify the null field, a fitting code is developed to reconstruct the stray field in the vacuum chamber based on magnetic probe measurements and flux loops. The results show that the error is within 1.5%. This indicates the accuracy of the magnetic measurement system and ensures the preparation for the breakdown of plasma.     

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Measurement of Temperature and Density Profiles of the Plasma at PR-2 Facility

A new system of probe diagnostics at linear plasma simulator PR-2 is described, allowing us to measure the profiles of plasma temperature and density in different cross sections of the plasma column. The Langmuir probe fixed to the movable part of the two-coordinate positioning system built into the PR-2 passes the region of the discharge area during the process of measuring plasma parameters. The overall dimensions of the positioning system make it possible to mount electrical probes (magnetic probes, optical fibers, and other diagnostic equipment) covering almost the entire volume of the vacuum chamber between the magnetic mirrors of the device. We present the measurement results of local plasma parameters of the beam-plasma discharge (BPD) for different values of the input power and working gas pressure. The boundaries of appearance of discharge of three types were determined: the diffusive BPD mode, the BPD mode, and the arc mode. Dependences of the plasma concentration and temperature on the input power for different values of pressure have been also determined.     

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在HL-2A装置上发展了两类动态斯塔克效应(MSE)偏振仪并应用于磁场倾斜角的测量。其中被称为比值法的MSE系统误差可以被控制在±0.15°以内。在HL-2A装置实验中,利用该方法成功获得7个空间点、径向覆盖范围为24cm的磁场倾斜角剖面分布,其时间分辨可达到40ms。应用平衡重建代码(EFIT)结合MSE测量数据的限定,可以得到安全因子(q)的径向分布,其中 q=1面的位置与软 X 射线测量得到锯齿振荡反转面的位置一致。调制法MSE在标定实验中误差也可控制在±0.15°以内。实验结果表明偏振片透振方向与双光学弹性调制器(dual PEM)快轴夹角平分线的偏差对系统的线性和误差均有较大的影响。目前,该系统已经建成一个空间通道,测得磁场倾斜角的时间分辨可以达到20ms。