800keV,8电极负离子束系统的数值计算

高能量、大功率中性束注入是对大型受控核聚变装置进行等离子体加热、无感电流驱动并控制电流分布和点火燃烧温度的主要方法。由于负离子在高能量下仍具有很高的中性转换效率,基于负离子中性转换的方法已成为研制高能中性束注入器的主要手段。为此,我们对800keV、5电极强流负离子束系统进行了数值模拟研究。     

HT-6M中性束注入加热理论分析

通过数值求解含时、二维(速度空间)、非线性的Fokker-Planck方程,计算了HT-6M托克马克在中性束注入加热条件下的离子温度、分布函数随时间的演化.随着中性束的注入,离子温度稳步增加,分布函数出现高能平台和非同向分布,计算结果和现有的实验符合较好. 关键词：     

HL—1M装置等离子体离子温度测量

在ＨＬ－１Ｍ托卡马克装置上，利用８通道中性粒子能谱仪测量的等离子体离子温度。在等离子体电流和密变化、激光吹气、弹丸注入，超声分子束注入和低混杂波加热等实验条件下，观测了Ｔｉ的变化。     

HT-6M中性注入加热电荷交换能谱分析

用电荷交换中性粒子能谱分析的方法,研究了HT-6M托卡马克中性注入加热期间的氢离子能谱,得到了离子温度的增加。测量结果与实验定标律的估算在误差范围内相符;并与根据Fokker-Planck方程计算的注入过程中的离子能谱和温度变化进行了比较。 关键词：     

HT-6M装置H模放电的中性粒子研究

HT-6M托卡马克通过边界欧姆加热实现了改善约束的H模，利用中性粒子测量方法成功地研究了等离子体H模放电的中性粒子变化．观察到边界欧姆加热H模放电期间从等离子体逃逸的中性粒子比纯欧姆加热明显减少；约束改善后等离子体中心热区的中性原子密度下降，得到了反映等离子体约束改善的中性粒子特征．实验结果与其他诊断进行了比较和讨论 关键词：     

HL-1M装置高气压超声分子束加料效果

超声分子束注入作为一种新的托卡马克加料方法,已成功地开发和应用于环流器新一号(HL1M)和超导托卡马克HT7.近期开展的高气压超声分子束注入实验,在束流中发现了团簇流,其注入等离子体深度超过17cm.电子密度上升率接近于小型冰弹丸加料.多脉冲超声分子束注入形成电子密度阶梯形上升,类似于多弹丸加料效果,电子温度剖面呈中空分布.描述了在HL1M装置同一次欧姆放电等离子体中超声分子束与冰弹丸加料效果的实验比较. 关键词： 超声分子束 托卡马克 团簇 加料     

大面积负离子束源磁过滤器的设计及实验研究

中性束注入是磁约束核聚变能研究中重要的辅助加热手段。大面积负离子源是中性束注入系统的核心部件。在负离子源工作过程中,负离子的电子结合能非常小(约0.75e V),极易被高能电子破坏。为此需要设计过滤磁场降低电子温度,减少负离子的损失,同时也可以减少伴随引出的电子。根据大面积负离子束源的机械结构,分别设计了永磁体产生过滤磁场和利用等离子体电极(PG)电流产生磁场两种磁过滤器结构;通过有限元算法对产生的过滤磁场进行模拟分析和优化,完成了大面积负离子束源过滤磁场的研制。在负离子束源测试平台开展实验测试,引出区电子温度从5eV降至1eV。这个结果初步验证了大面积负离子束源的过滤磁场的性能,为大面积负离子束源的研制提供了支持。     

振镜法测量等离子体离子温度

 离子温度是托卡马克等离子体一个重要参数，介绍了一套振镜扫描装置，该装置主要由0.5m单色仪和安装在出射狭缝前的振动的石英镜片组成，时间分辨率小于10ms，系统测量误差小于20eV。测量了HT-6M托卡马克CV(227.1nm)谱线的线形，并由谱线的多普勒展宽得出欧姆加热和离子回旋共振加热（ICRH）下的离子温度，结果表明ICRH期间离子温度由200eV升高到300eV。这套装置广泛应用在中小型托卡马克上。     

核聚变装置辐射功率密度时空分布测量

本文对HL-1M托卡马克装置注入氢分子束，然后注入氢弹丸，最后注入电子回旋波加热等离子体的辐射功率密度时空分布特性做了分析。主要实验结果有氢分子束和氢弹丸等离子体辐射功率密度时空分布是不对称的，分子束和氢弹丸注入将增加等离子体中心区域辐射功率密度，电子回旋波的注入等离子体辐射功率密度时空分子基本对称。     

HL-2M装置中性束注入加热系统研制进展

为开展磁约束堆芯燃烧等离子体物理实验,正在建造的HL-2M装置拟建造3条5 MW的中性束注入加热束线。简要概述了HL-2M装置NBI加热系统的总体规划,第1条5MW-NBI加热束线的设计,离子源调试实验,注入器核心部件的安装和测试结果。通过调试,目前单个离子源引出束流达到36 A,加速电压75 kV,离子束功率达到2.4 MW,脉冲宽度3 s。通过测试发现:注入器的4条离子束汇聚角误差小于±0.1°,残留离子偏转磁体的磁场测试值与模拟计算值偏差小于±5%,注入器静态真空值达到1.0×10-3 Pa。注入器采用大型非标低温泵,低温泵的抽速达到2.40×106 L/s。第1条5MW-NBI加热束线的试装和测试结果表明,该束线能够满足HL-2M装置NBI加热的技术要求。     

EAST��ͬ�ܶ�������������ע��ģ���о�

中性束注入是等离子体加热和电流驱动的重要方式之一,对EAST中性束注入的精确模拟对未来物理实验至关重要.采用ONETWO和NUBEAM程序模拟4MW、80keV中性束同向注入,不同的等离子体密度剖面导致不同的电子和离子加热、穿透功率损失、束驱动电流以及中子发射等.等离子体密度在以上的物理参数的演化中起着重要的作用.对EAST两种密度方案下中性束注入的效果进行了分析和讨论,并对未来中性束实验提供了一些预言性的建议和方案.     

EAST中性束注入控制系统设计

中性束注入(NBI)是磁约束核聚变装置等离子体加热和电流驱动的重要手段。依据东方超环(EAST)NBI实验运行特点,设计了基于网络通讯的集散式控制系统。NBI控制系统采用计算机网络技术,按照控制层次分为远程监控层、服务器控制层和现场控制层,三层控制结构易于系统功能扩展与设备升级。一条束线的两个离子源可以独立运行控制,这为EAST第二条束线控制扩展奠定基础。实验表明,NBI控制系统具备了远程监控、连锁保护和数据处理功能,满足了NBI实验运行的自动化和可视化的需求。     

Concept of Plasma Heating and Current Drive Neutral Beam System for Fusion Neutron Source DEMO-FNS

Steady-state operation of a fusion neutron source (FNS) requires plasma heating and current drive by means of additional power delivered by neutral beams. Six neutral beam injectors (NBI) will provide the DEMO-FNS machine with additional heating power up to 30 MW, with neutral particle energy of 500 keV. NBI systems developed for ITER can serve as the prototype for DEMO-FNS, as both systems have similar ion source current, with accelerated beam power in ITER NBI (1MeV) being twice as large as in DEMOFNS. The paper describes the NBI system with account of its integration into DEMO-FNS tokamak complex.     

Heat Flux on EAST Divertor Plate in H-mode with LHCD/LHCD+NBI

Based on the surface temperature measured by the infrared camera on the experimental advanced superconducting tokamak(EAST), the heat fluxes on the lower outer divertor target plate during H-mode with the lower-hybrid wave current drive(LHCD) only and with the LHCD combined with the neutral beam injection(NBI) are calculated by the DFLUX code and compared. The analyzed discharges are lower single null divertor configuration discharges. In the case with the LHCD only(I_p~400 kA, P_(LHCD)~2 MW), ELM-free appears after L-H transition with the peak heat flux on the lower outer target plate less than 1 MW/m2. However, there is no ELMfree appearing after the L-H transition in the case with the LHCD+NBI(I_P~300 kA, P_(LHCD)+P_(NBI)~2 MW).The results show that the peak heat fluxes on the lower outer target plate in the LHCD+NBI H-mode cases are larger than those in the LHCD H-mode under the similar auxiliary heating power. This is because the heat flux profiles of the lower outer target plate as a function of plate location in ELMing with the LHCD+NBI are narrower than those with the LHCD only. The results are consistent with the results in terms of the scrape-off layer width observed in the EAST.     

HL-2M 装置 NBI 加热系统规划及束线研究进展

为满足 HL-2M 装置高约束模式及高参数实验需求,HL-2M 装置规划 3 条中性束注入(NBI)加热束线, NBI 加热功率为 15MW。第 1 和第 2 条束线是基于正离子源的 NBI 加热束线,根据中后期高参数实验状态确定第 3 条束线采用正离子源或者负离子源。本文简要介绍了 HL-2M 装置的加热束线布局和系统设计概念,综述了基于 4 套 80kV/45A/5s 离子源的 5MW-NBI 中性束加热束线的设计参数及研制进展。在物理和工程可行性简要分析基 础上,给出了采用 2 套 200kV/12.5A/10s 热阴极负离子源的 2.5MW-NBI 束线的概念设计、工程设计及技术研究进 展。      

EAST中性束穿透损失分析

中性束注入(NBI)是托卡马克装置四种辅助加热手段(中性束注入、低杂波、离子回旋段波、电子回旋段波)中加热效率最高、物理机制最清楚的一种等离子体加热技术,是国际聚变界公认的最有效的辅助加热手段之一。为了探究EAST-NBI的穿透损失,通过对穿透损失率产生原理的理论分析,设计了具体硬件电路框图和实验方案,并通过实验验证了理论推导的正确性。具体做法首先通过对离子源束斑内中心点热电偶进行定量标定的方法作为穿透损失计算的标准。通过石墨瓦上热电偶单位能量下的温升与标定热电偶的温升之比来对穿透损失率进行计算。实验结果表明在一定的束能范围内,穿透损失率随着注入束能的增加而线性增长,穿透损失率随着等离子体密度增长呈指数衰减。     

Scale size of magnetic turbulence in tokamaks probed with 30-MeV electrons

Measurements of synchrotron radiation emitted by 30-MeV runaway electrons in the TEXTOR-94 tokamak show that the runaway population decays after switching on neutral beam injection (NBI). The decay starts only with a significant delay, which decreases with increasing NBI heating power. This delay provides direct evidence of the energy dependence of runaway confinement, which is expected if magnetic modes govern the loss of runaways. Application of the theory by Mynick and Strachan [Phys. Fluids 24, 695 (1981)] yields estimates for the "mode width" (delta) of magnetic perturbations: delta<0.5 cm in Ohmic discharges, increasing to delta = 4.4 cm for 0. 6 MW NBI.     

大脉冲热负荷下HL-2A偏滤器靶板的热分析

HL－2A安装完成后,将以ASDEX最终的运行参数水平进行工程调试。本文研究了,在仅有欧姆加热和3.5MW中性束注入条件下,当HL－2A发生大不稳定性或巨ELMs爆发时,有水冷却和辐射冷却两种情况下不同板材料偏滤器板的温升和冷却时间。     

HL—1M装置1998年物理实验进展报告

报道了ＨＬ－１Ｍ装置１９９８年度物理实验的进展情况。主要包括等离子体密度极限,中性束注入加热,离子回旋共振加热,低温杂波离子加热,多发弹丸注入,超声分子束注入等实验的情况。     

Dynamic Simulation of the Electron Bernstein Wave Heating Under NBI Conditions in TJ–II Plasmas

In this work, we have calculated the expected properties of the Electron Bernstein Wave (EBW) heating using the O–X–B double mode conversion scenario in a plasma that evolves from Electron Cyclotron Resonance (ECR) to Neutral Beam Injection (NBI) heating in the TJ–II device. For this purpose, a transport simulation that reproduces the time evolution of a typical collapsing plasma heated by a combination of ECR and NBI power has been used. It is seen that the predicted EBW absorption depends strongly on the plasma characteristics, whose time evolution depends in turn on the heating properties. Therefore, the need of consistently computing the ray tracing and the plasma evolution is underlined. The fraction of the absorbed EBW heating power becomes very high as soon as the O mode cutoff layer appears. This guarantees the overlapping of both EBW and ECR heating, thus avoiding excessive plasma cooling when the wave cutoff is reached. The EBW power deposition profile evolves from off‐axis to a much more centred shape that persists until the radiative collapse quenches the plasma (© 2011 WILEY‐VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim)