托卡马克等离子体电流猝灭特征行为分析

对托卡马克装置内壁产生巨大电磁力是等离子体破裂重要和直接的影响, 这会对装置的安全运行造成巨大威胁. 等离子体破裂期间电流猝灭率不仅与真空室内第一壁的负载设计有关, 并且与装置重大部件的设计也相关. 本文选用100%-40%区间统计研究等离子体破裂现象. 分析结果表明: 100%-40%区间统计下HL-2A上最小电流猝灭时间为0.7 ms, 对应的最小面积归一化电流淬灭时间为1.4 ms m-2. 瞬时最大电流猝灭率与平均电流猝灭率的比值大部分都大于1.     

等离子体破裂期间电流猝灭特征研究

等离子体破裂会对托卡马克装置的安全运行造成严重威胁.等离子体破裂期间电流猝灭速率与电磁负载的大小及逃逸电流平台的形成都密切相关.本文对HL-2A装置等离子体破裂进行了统计分析,统计选用等离子电流的两个衰减区间90%-10%和80%-20%.分析结果表明:HL-2A装置等离子体破裂有四种不同的电流猝灭波形,两个衰减区间最小电流猝灭时间的参数区分别为2.6 ms和2.2 ms,并且不同衰减区间下平均电流猝灭时间统计分布明显不同.     

用激光吹气注入高Z杂质使HL-1M托卡马克放电安全终止的研究

采用高Z杂质注入HL-1M等离子体中, 触发等离子体电流衰竭的实验已经施行.用激光吹气注入高Z杂质能够增加辐射冷却，等离子体在-3ms时间内迅速冷却而且在电流终止之前电子温度损失约80%.实验证明：它是一种使得大型聚变实验装置上在放电破裂之前显著减少等离子体中热能而且安全终止放电的简单、快速和有效的途径. 关键词： 高Z杂质 破裂 等离子体终止 激光吹气     

不同驱动电流和电极尺寸下的等离子体断路开关性能

 开展了驱动电流为45，75和105 kA以及阴极直径分别为Φ20 mm和Φ40 mm下的等离子体断路开关性能实验研究。结果表明：随着发生器驱动电流增加，负载电流上升时间逐渐减小，最高电压倍增系数逐渐增加。与阴极直径为Φ20 mm的等离子体开关相比，阴极直径为Φ40 mm的等离子体开关导通时间和负载电流上升时间增加，开关电压和电流转换效率降低。实验获得的最高电压倍增系数和电流转换效率分别为4.9和97%，负载电流上升时间小于100 ns。     

KTX反场箍缩装置中等离子体小破裂现象研究

在科大反场箍缩磁约束实验装置(KTX)实验中，观测并研究等离子体的显著位移及其带来的小破裂现象。通过分析H_α 谱线、软X 射线辐射以及磁探针数据，发现其主要特征是破裂前等离子体电流重心的缓慢外移，在小破裂后等离子体电流重心在百微秒时间迅速反向移动，重新达到稳定位形。同时，等离子体小破裂伴随着m=1 的边界磁场扰动、稳定壳上显著变化的涡流、以及H_α 谱线和软X 射线辐射的增强。通过对KTX 小破裂实验数据的分析与统计，得出回弹位移与等离子体位移成线性关系。对等离子体电流分布及稳定壳涡流，建立了唯象电路模型，得出了和实验相一致的结论，确定了稳定壳上快速变化的涡流是等离子体小破裂后回复平衡的重要因素。     

HL-lM装置杂质粒子输运与约束特性

在HL-lM装置上利用激光吹气技术,在等离子体边缘瞬态注入少量Al杂质粒子,通过对真空紫外光谱和软X射线区的杂质辐射测量,分别研究了欧姆等离子体和低杂波电流驱动等离子体两种情况下,Al杂质粒子输运与约束特性。结果表明：在欧姆等离子体和低杂波电流驱动等离子体两种情况下,等离子体中心区,在没有MHD锯齿震荡和有MHD锯齿震荡非锯齿破裂期间,杂质粒子输运基本上受新经典规律支配;在有MHD锯齿震荡锯齿破裂期间,杂质粒子输运受MHD不稳定性支配,但其时间很短(通常小于300μs),所以在这种情况下,杂质粒子输运的平均效应比新经典值稍大。而约束区杂质粒子输运则比新经典的值大很多,是反常的。在一定条件下低混杂波电流驱动可以改善等离子体粒子约束。     

托卡马克等离子体不同运行模式下的电子回旋波电流驱动

在给定等离子体密度分布下，从电子、离子的能量方程出发，根据不同运行模式下等离子体的热传导率不同，分别求出了中心负剪切模式，常规剪切H模式和L模式下的等离子体温度分布，然后通过求解波迹方程与相对论情况下的Fokker-Planck方程，分别计算了这些模式下的电子回旋波电流驱动和波功率沉积.得到在中心负剪切下，驱动电流最大，驱动效率最高，功率沉积和电流分布区间跨度大；在常规剪切H模式下，驱动电流较小，分布区间跨度比较窄，驱动效率相对较低；在常规剪切L模式，驱动电流效率最低，分布区间跨度也非常集中. 关键词： 托卡马克 电子回旋波电流驱动 中心负剪切 常规剪切     

反场收缩稳定时间的世界纪录——8毫秒

不久前,美国 Los Alainos实验室在 ZT-40装置上取得了稳定地约束等离子体的时间长达8毫秒的新成绩[1].ZT-40是一个小型反场 Pinch装置,其小直径2a=40厘米,大直径2R=2.3米,最大等离子体电流为600千安培.目前运转在250千安培,得到的电子温度为150电子伏特.ZT-40小组学习意大利Padua的 Eta-BetaII装置的成功经验,于1980年冬,用极薄高电阻率的金属代替了陶瓷真空室,等离子体的约束时间从100微秒延长到3毫米.他们又利用大的慢电容器组放电感应等离子体电流,以补偿损耗,从而创造了稳定约束等离子体8毫秒的世界纪录. 反场 Pinch(Reversed F…     

“强光一号”等离子体开关及负载稳定性分析

"强光一号"等离子体断路开关(POS)及负载二极管系统工作性能不够稳定,通过分析数据指出POS等离子体源参数差异性是导致系统不稳定的主要原因。POS等离子体源参数重复性测量结果表明,在开关断路时刻等离子体源瞬时发射等离子体密度重复性极差在10%左右,而开关区间累积等离子体密度极差超过100%。开关区间累积等离子体密度和阴极重粒子发射会对POS断路性能产生显著影响。计算表明开关区间累积等离子体密度差异对POS断路电流阈值影响达到200kA,与运行数据统计结果一致;在断路电流阈值相同的条件下,阴极物质逸出对二极管电压影响显著,MCNP程序计算结果表明,产生辐射剂量差别可以达到80%,与统计数据相当。     

依巴斯汀与牛血清蛋白相互作用的荧光光谱研究

在PH=7.4的PBS缓冲溶液中,利用荧光光谱研究了在依巴斯汀存在下牛血清蛋白的荧光猝灭特征.通过实验得到三个温度(298K,305K,312K)下的猝灭光谱曲线组,根据Stern-Volmer方程计算各相应温度下的猝灭常数发现:依巴斯汀对牛血清蛋白的荧光猝灭机制属于静态猝灭.通过对依巴斯汀-牛血清蛋白体系的热力学参量的计算得出依巴斯汀与牛血清蛋白间的相互作用力类型为疏水作用力.通过拟合双对数方程计算出在以上三个温度下结合常数分别为3.27×104 L·mol-,4.11×104 L·mol-,7.59×104 L·mol-,结合位点数为0.98、1.02、1.08.依据Frster非辐射能量转移理论计算出荧光供能体(牛血清蛋白)与受能体(依巴斯汀)之间的结合距离为2.8nm,利用同步荧光光谱及三维荧光光谱技术分析了依巴斯汀对牛血清蛋白构象的影响.     

Characterization of plasma current quench during disruption in EAST tokamak

A preliminary analysis of plasma current quenching is presented in this paper based on the disruption database.It demonstrates that 26.8%of discharges have been disrupted in the last 2012 campaign,in addition,the plasma disruptive rate grows with the increase of plasma current.The best-fit linear and instantaneous plasma current quench rate is extracted from the recent EAST disruptions,showing that an 80%-30%interval of the maximum plasma current is well fit for the EAST device.The lowest area-normalized current quench time is 3.33 ms/m~2 with the estimated plasma electron temperature being 7.3 eV~ 9.5 eV.In the disruption case the maximum eddy current goes up to 400 kA,and a fraction of currents are respectively driven on the upper and lower outer plate with nearly 100 MPa-200 MPa stress in the leg.     

液氮浸泡式高性能ReBCO超导带材失超传播特性研究

高性能高温超导带材在大型超导磁体装置上的应用已成为一种趋势,由于存在失超传播速度缓慢、失超检测信号微弱等不足,对失超保护设计提出很大挑战。本文基于液氮浸泡式双保护层的高性能ReBCO带材失超传播特性,采用一维热平衡方程建立失超传播速度的数学模型,通过增加失超源,检测热点温度与电压信号,探究液氮浴环境下的ReBCO带材在传输电流等不同参数下失超传播速度和最小失超能量的变化规律。结果显示:相同条件下,高温超导带材的失超传播速度与传输电流成正相关,最小失超能量与传输电流成负相关,且相比无保护层的普通高温超导带材,具有双保护层的高性能ReBCO临界电流和触发裕度均有提升。     

串联超导单元失超特性改善方法的仿真研究(英文)

为承受高电压与高电流等级,电阻型超导限流器的各个无感超导单元间不可避免地要进行串并联,由此会带来单元间失超不同步的问题.本文以单根344S超导带材在100ms的故障时间内,带材温度由92K升至300K时,失超电阻随温度的变化为基础,对两者间的关系进行了拟合.之后,以拟合函数为核心,利用Simulink的库中元件构建了单位长度344S带材的失超电阻模型并将其封装为模块.最后,搭建仿真电路模拟了故障时间内两个串联失超模块不同步失超的过程,仿真了分流电阻对失超不同步的改善并对分流电阻的选取进行了优化分析.结论证实,较小阻值的分流电阻更有利于改善失超特性.     

Disruption mitigation using laser ablation of high-Z impurities in HL-1M tokamak

A preliminary experiment triggering a plasma current quench by laser ablation of high-Z impurities has been performed in the HL-1M tokamak. The injection of impurities with higher electric charges into tokamak plasmas can increase the radiation cooling of the plasma. Resistive, highly radiating plasma formed prior to the thermal quench can dissipate both the thermal and magnetic energies, which is possibly a simple and potential approach to reducing significantly the plasma thermal energy and magnetic energy before a disruption thereby a safe plasma termination is obtained.     

Pool boiling heat transfer and quench front velocity during quenching of a rodlet in subcooled water: Effects of the degree of subcooling

Pool boiling heat transfer and quench front propagation were investigated during quenching of cylindrical stainless steel rodlets in subcooled water. The degree of subcooling was varied from 0°C (saturated) to 40°C at an increment of 10°C at atmospheric pressure. The results showed that the increase of degree of subcooling accelerates quenching, with the total quenching time being shortened from 90 second (saturated) to 12 second (subcooled by 40°C). As revealed by the boiling curves that were obtained via solving an inverse heat conduction problem in cylindrical coordinates, boiling heat transfer is enhanced significantly for all boiling modes with raising the degree of subcooling. At the highest degree of subcooling of 40°C, the critical heat flux is improved by nearly 300% as compared to that in saturated water. In addition, the rewetting temperature (i.e., Leidenfrost point) was found to increase as a nearly linear function of the degree of subcooling. The quench front was observed to propagate upward from the bottom of the rodlet, which is accelerated noticeably with increasing the degree of subcooling. The average quench front velocity was shown to agree well with the predicted value of an existing theoretical model that was modified to take the influence of subcooling into consideration.     

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HL-2A和HL-1M装置采用了激光吹气注入高Z杂质来缓减大破裂中的等离子体电流衰竭,并给出了初步实验结果。在HL-2A装置上建立了利用MHD扰动的参量预报放电破裂先兆的报警系统,研制了MHD实时检测与处理系统,实现了放电破裂先兆的预报、快速触发激光吹气、形成阻性高辐射等离子体、消耗热能和磁能,缓减大破裂。实验证明,这是一种使得大型聚变实验装置在放电破裂之前显著减少等离子体中热能和磁能,而且能安全终止放电的简单、快速和有效的途径。     

Mitigation and prediction of disruption on the HL-2A Tokamak

Injection of high-Z impurities into plasma has been proved to be able to reduce the localized thermal load and mechanical forces on the in-vessel components and the vacuum vessel, caused by disruptions in Tokamaks. An advanced prediction and mitigation system of disruption is implemented in HL-2A to safely shut down plasmas by using the laser ablation of high-Z impurities with a perturbation real-time measuring and processing system. The injection is usually triggered by the amplitude and frequency of the MHD perturbation field which is detected with a Mirnov coil and leads to the onset of a mitigated disruption within a few milliseconds. It could be a simple and potential approach to significantly reducing the plasma thermal energy and magnetic energy before a disruption, thereby achieving safe plasma termination. The plasma response to impurity injection, a mechanism for improving plasma thermal and current quench in major disruptions, the design of the disruption prediction warner, and an evaluation of the mitigation success rate are discussed in the present paper.