EAST装置放电预测的初步研究

用托卡马克模拟程序对实验前期的放电进行了模拟,获得了期望的等离子体演化过程及主要参数波形,如极向场线圈电流、等离子体电流、等离子体位置等。通过等离子体控制系统将模拟获取的参数波形用于实验,开展了等离子体R位置控制、完全程序场控制及RZIp控制下的放电模拟对实验的预测研究。模拟结果与实验吻合较好,表明放电模拟具有一定的可预测性,为今后EAST装置开展更深入的物理实验提供了一定的参考。     

HL-2M 初始放电位形及波形设计

利用 EFIT 设计了可用于 HL-2M 初始放电的圆截面限制器位形以及偏滤器位形;设计了满足放电击 穿条件要求(零场区域平均杂散磁场应不超过 20G)的零场位形。综合分析放电过程伏秒数消耗及真空室涡流的影 响,使用 PF8 线圈电流补偿真空室涡流产生的杂散磁场,设计了等离子体电流 200kA 的限制器位形及偏滤器位形 的自洽的放电波形。将该放电波形作为放电调试的参考波形,成功实现了限制器位形的初始放电实验。      

共面介质阻挡放电特性研究

对共面介质阻挡放电(DBD)的放电过程进行了实验和理论研究. 在实验中设计了分段电极方法来获取放电过程中不同位置上的局域电流和光辐射特性，得到了阴极上等离子体的扩展速度，并与二维流体数值模拟结果进行了比较. 结果表明，在共面DBD的暂态放电过程中，电极上空等离子体区域始终存在有不均匀电场，导致了不同位置上放电电流和光辐射分布的不一致. 同时研究还表明，在DBD放电过程中应当考虑表面光致二次电子发射. 关键词： 介质阻挡放电 分段电极 放电特性     

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用Matlab软件对大气压均匀辉光放电等离子体(OAUGDP)激励器系统的电特性进行了仿真。在仿真模型中,等离子体放电被建模成一个电压控制的电流源:当加在气隙上的电压超过等离子体产生电压时,该受控电流源接通;电流源的输出电流和所加电压之间遵循幂律。建立了一个OAUGDP激励器系统中等离子体放电的电路模型。仿真结果与实际激励器系统的实验数据很吻合。仿真结果表明,在不同的运行条件下,放电电流与电压之间遵循不同的指数幂律,仿真放电电流波形也不同。     

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采用1.5维的放电模拟程序TSC结合蒙特卡罗程序NUBEAM对使用中性束加热的EAST放电全过程进行数值模拟研究。分析了典型实验参数条件下的中性束的加热及电流驱动效果。讨论了不同背景等离子体密度对中性束加热及电流驱动效果的影响。模拟结果表明,中性束的注入使得背景等离子体温度有了较大幅度的提升,并能驱动出一定份额的非感应电流;适当降低背景等离子体密度有助于提高中性束的加热及电流驱动效率。     

预试环实验

本文叙述加热场与垂直场分开供电后预试环所作的氢气击穿、平衡、杂散场测量、垂直场波形调整和放电清洗等实验。得到了重复性较好的托卡马克等离子体,其电流峰值为10kA,持续时间2.5ms。     

J-TEXT铁芯模型欧姆放电数值模拟

本文采用有限元软件分析了J-TEXT的完整铁芯模型、等离子体电流丝模型和简化中心螺线管模型的磁场特征,确定了简化中心螺线管的几何参数与电流,之后把有限长度中心通电螺线管参数加到托卡马克模拟程序TSC模型中,模拟J-TEXT的欧姆放电过程,获得了欧姆放电电流、电子温度、等离子体密度、等离子体电流,磁轴位置等参数。模拟结果与实验结果数据相符,为具有铁芯结构的托卡马克放电模拟提供了有效手段。     

HL-2M 装置运行控制技术初步研究

重点介绍了 HL-2M 装置的运行技术和初步的等离子体控制实验结果,包括等离子体放电方案设计、 线圈电流控制、击穿阶段零场匹配和等离子体电流以及位移的控制。为了降低放电运行风险,HL-2M 装置初始放 电采用了简化的放电方案,通过整定 PID 参数实现了线圈电流控制,在击穿阶段获得了 10V 以上的环电压和较大 范围的零场区域,成功实现等离子体击穿。最后,投入了等离子体电流和水平位移反馈控制算法,成功将等离子 体放电脉宽提升至 200ms 以上,且维持 I_p≥100kA 的时间超过了 100ms,上述结果表明 HL-2M 装置运行控制技术 得到了初步的检验。      

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利用TSC程序对HL-2M装置的纯欧姆放电参数进行了首次数值放电模拟,证实了极向场线圈系统具有实现预设的宏观等离子体参数的能力。数值放电模拟还利用基本的位移控制和等离子体电流控制系统实现了从孔栏位形到下单零偏滤器位形的稳定演变。模拟提供的一些主要结果为工程和物理目标设计提供重要的参考。     

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为充分利用SUNIST球形托卡马克欧姆场的双向磁通,延长等离子体电流平顶时间,对欧姆场的电源系统进行了改造。提出了一种基于多个IGBT并联大电流低频开关的H桥双向放电电路,研发了该双向放电电路的核心元件——3kV/10kA级的IGBT并联大电流开关。对单相电容准恒流充电电路与三相桥式电容换流充电回路进行了研究,合理地确定了双向放电主回路中两组储能电容器C1和C2的充电系统。经过安装、调试以及初步试验,在欧姆场线圈中得到了从正10kA到负6kA的双向放电电流,等离子体电流波形也有明显改善。     

EAST 装置反剪切放电的数值模拟

利用TSC+LSC 程序对EAST 装置反剪切位形进行了数值模拟,反剪切等离子体由偏轴分布的LHCD 来维持,并做了一系列的模拟来研究辅助加热投入时间对等离子体参数的影响。依据这些模拟,提出了一个新的控制安全因子分布的方案,这对托卡马克实验中的实时控制很有帮助。     

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利用TSC+LSC程序对EAST装置反剪切位形进行了数值模拟,反剪切等离子体由偏轴分布的LHCD来维持,并做了一系列的模拟来研究辅助加热投入时间对等离子体参数的影响。依据这些模拟,提出了一个新的控制安全因子分布的方案,这对托卡马克实验中的实时控制很有帮助。     

Tokamak plasma equilibrium analysis based on the relaxation method with a specified magnetic axis

In this contribution, we have presented two techniques for the determination of plasma equilibrium position in IR-T1 tokamak: relaxation and optical methods. An analysis method of tokamak plasma equilibrium by a relaxation method with a specified magnetic axis is presented. The degrees of freedom due to designated positions of the magnetic axis are possible by using poloidal field coil currents. Stable steady-state tokamak plasma equilibria are calculated along with the magnetohydrodynamic potential energy. The plasma generates a plasma current which partially or fully cancels the magnetic field from the poloidal field coils. For low-temperature plasmas, the plasma current distribution is centrally peaked; for high-temperature plasmas, the plasma current has a hole. A centrally peaked current distribution in a low-temperature plasma is evolved into a current distribution with a hole by increasing the plasma pressure by Ohmic heating, radio frequency heating, or by neutral beam injection heating. In the second technique, an image-processing technique was used for the output signal of the charge coupled device camera and plasma emission intensity profile and then the plasma position was obtained. Results are compared and discussed.     

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。      

Optimization and performance of a high-speed plasma position digital control system

This paper addresses optimization of a high-speed digital feedback controller for a plasma position in Damavand tokamak. Damavand tokamak discharges have plasma currents up to 40 kA with discharge duration greater than 15 ms and toroidal magnetic fields up to 1.2 T. The plasma position is measured using saddle-loops and Rogowski coil and is controlled by electromagnetic forces generated by passing currents through control coils placed around the plasma. A desired control objective is maintaining the plasma in the center of vacuum vessel and to stabilize the plasma in the presence of disturbances in a time domain of the order of few milliseconds. In order to achieve maximum performance it is essential to optimize the control system. In this paper plasma position measurement and the details of implementing high-speed PID controllers based on a TMS320c25 digital signal processor along with the system optimization are presented.     

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。