HL-2A��������ij�������

为进一步提高HL-2A装置的放电参数和优化等离子体位形，给出了三种可能的主机改造途径：保留真空室，去掉并调整真空室内部分多极场线圈的局部改造方案；保留真空室，重新布局极向场线圈的中等规模改造方案；重新设计真空室和极向场线圈系统的大规模改造方案。对三种改造方案对放电参数和位形的影响和改造工程的可行性进行了分析比较，重新设计真空室和极向场线圈系统的大规模改造方案是最佳选择。     

托卡马克极向场线圈的优化方法

托卡马克等离子体的三角形变和拉长比对约束和磁流体稳定性有很强的影响，因此在托卡马克装置极向场设计中，在基于物理和工程考虑所预先选定的等离子体平衡位形几何参数下，如何优化确定外部极向场线圈位置和电流，是一个具有重要实际意义的研究课题.为优化确定托卡马克极向场线圈，给出了一个有效的多变量平衡优化方法，能以事先规定的等离子体平衡位形的一些几何参数为目标函数，优化确定极向场线圈位置和电流.并应用它于HT-7U平衡位形计算，得到了所需的结果. 关键词： 等离子体平衡 极向场线圈 优化     

HL-2A装置偏滤器位形研究

1研究方法 等离子体边界是托卡马克平衡运行时等离子体截面的极向磁通函数的等高线，它决定等离子体位形。位形是托卡马克装置实验和工程设计的重要参数，它是由等离子体电流及其分布以及外极向场线圈电流配置共同决定的。     

HT－7托卡马克中等离子体平衡研究

本文解决了二维轴对称近似下带铁芯的托卡马克中等离子体平衡问题，计算了ＨＴ－７托卡马克中的等离子体平衡位形以及极向场系统的非线性电感和垂直场系数。最后应用Ｋｉｒｃｈｈｏｆｆ方程组和平衡垂直场公式得到了一组等离子体、加热场和垂直场线圈的电流波形的自洽曲线。     

HT—7托卡马克中等离子体平衡研究

本文解决了二维轴对称近似下带铁芯的托卡马克中等离子体平衡问题，计算了ＨＴ－７托卡马克中的等离子体平衡位形以及极向场系统的非线性电感和垂直场系数。最后应用Ｋｉｒｃｈｈｏｆｆ方程组和平衡垂直场公式得到了一组等离子体，加热场和垂地直场线圈的电流波形的自洽曲线。     

开放型偏滤器平衡位形的数值计算

本文叙述自由边界环形等离子体MHD平衡崔序SWEQU的数值计算方法,并用该程序计算了开放型偏滤器平衡位形及相应的极向场线圈电流的配置。     

HL-2A 装置偏滤器改造的初步设计

根据HL- 2A 装置的结构特点, 提出了HL- 2A 装置偏滤器系统改造的基本方向。对HL- 2A 极向场线圈系统进行了优化设计, 计算了单零平衡位形, 进行了开放式偏滤器的结构设计, 并对新的偏滤器系统进行了热分析和结构分析。结果表明, 新的偏滤器系统新的偏滤器系统能够满足具有一定拉长比和三角形变的等离子体放电要求。     

EAST������Ȧ�ڵ�������ŵ�����е��ȸ���

通过求解椭圆积分,计算了EAST极向场系统的磁场分布,从而计算出极向场线圈在等离子体放电过程中的热负荷。并根据磁体运行的热工水力条件估算出极向场线圈在等离子体放电过程中的最高温升。     

场反向等离子体排除磁通量的测量

场反向位形是紧凑环位形中比较好的一种磁约束位形。等离子体完全由极向磁场约束(没有环向场)。实验证明,场反向位形可以长时间稳定地约束等离子体。它具有环形系统的约束特点,又具有开端系统的简单性。目前已成为研究磁约束等离子体的重要课题之一。 在场反向位形实验中,一个简单而重要的诊断工具就是用差分磁环探针,用以测量场反向位形等离子体所排除的磁通量。等离子体的一般行为可以通过测量排除磁通量数据得到。     

HL-2Mװ��ŷķ�ŵ����ֵģ��

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。     

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。      

Plasma shape optimization for EAST tokamak using orthogonal method

It is necessary to reduce the currents of poloidal field(PF) coils as small as possible, during the static equilibrium design procedure of Experimental Advanced Superconductive Tokamak(EAST). The quasi-snowflake(QSF) divertor configuration is studied in this paper. Starting from a standard QSF plasma equilibrium, a new QSF equilibrium with 300 kA total plasma current is designed. In order to reduce the currents of PF6 and PF14, the influence of plasma shape on PF coil current distribution is analyzed. A fixed boundary equilibrium solver based on a non-rigid plasma model is used to calculate the flux distribution and PF coil current distribution. Then the plasma shape parameters are studied by the orthogonal method. According to the result, the plasma shape is redefined, and the calculated equilibrium shows that the currents of PF6 and PF14 are reduced by 3.592 kA and 2.773 kA, respectively.     

A divertor plasma configuration design method for tokamaks

The efficient and safe operation of large fusion devices strongly relies on the plasma configuration inside the vacuum chamber.It is important to construct the proper plasma equilibrium with a desired plasma configuration.In order to construct the target configuration,a shape constraint module has been developed in the tokamak simulation code(TSC),which controls the poloidal flux and the magnetic field at several defined control points.It is used to construct the double null,lower single null,and quasi-snowflake configurations for the required target shape and calculate the required PF coils current.The flexibility and practicability of this method have been verified by the simulated results.     

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。     

HL-2M������Ȧ������ļ������

A hybrid structure was adopted for the PF coil of the building HL-2M device. In the process of discharge, there is a strong coupling between the coils, each coil will be subjected to a large electromagnetic force. In this paper, PF coil electromagnetic force is computed by the analytic method under the discharge conditions of the largest I_p =3MA plasma current and various configurations. These calculation results are of reference value for the design of PF coil and its support structure.     

HL-2M极向场线圈电磁力的计算分析

在建的HL-2M装置的PF线圈采用了混合式结构。在放电过程中,线圈之间有很强的电磁耦合,每一个线圈都会受到很大电磁力的作用。采用解析法,在最大I_p=3MA等离子体电流和各种位形的放电条件下,计算分析了PF线圈受到的电磁力。这些计算结果对PF线圈及其支撑结构的设计都是具有参考价值的。     

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     

HL-2M 极向场线圈支撑结构分析评估

基于二维轴对称模型分析了极向场(TF)线圈在单零(SN)、双零(DN)、雪花(SF)和鼎位形下的电磁响 应,并评估了 4 种位形极限工况下支撑的力学性能。分析表明,PF6 线圈在放电初始时刻所受垂直电磁力最大, 可达到 1.9MN。在放电平顶结束时 PF5 线圈所受电磁力最大。在鼎位形下,PF5L 电磁力可达 2.6MN;雪花和双 零位形下,可达到 2.06MN。在这样极端的运行工况下,结构力学计算结果表明 PF 线圈支撑结构出现了局部塑性 变形。采用 ASMEVIII.2 作为评判准则,对局部高应力区进行评估,评估表明结构不存在塑性塌陷和局部失效。 而在上端主辐梁内侧支撑墩位置,螺栓所受轴力最大,需施加大于 50kN 的预紧力。     

大型超导电缆交流损耗的计算

给出了超导电缆交流损耗的表达式。使用这些表达式 ,并基于 HT- 7U极向场线圈系统在等离子体建立时的电流波形 ,计算了 AC损耗在 PF导体上的能量沉积。最后讨论了电缆参数对AC损耗的影响