HL-2A装置弹丸注入实验

弹丸注入加料与传统的补充送气加料方式相比具有以下几个优势：（1）更深的燃料沉积，（2）更高的加料效率，（3）更纯净的等离子体等。同时通过弹丸注入加料提高等离子体的性能已在很多托卡马克装置上得到了验证。由于弹丸注入后的粒子沉积会引起局部等离子体温度和密度梯度的变化从而影响等离子体输运性能，所以弹丸注入加料也可以作为研究粒子输运过程的方法。     

HL-2A充气弹丸注入加料的数值模拟研究

为了提高 HL-2A 等离子体中弹丸加料深度和加料效率,研制了新型充气弹丸注入加料方法。忽略 充气弹丸非加料包层的烧蚀过程,在 HL-2A 托卡马克位形下,应用 Trans-neut 程序对沉积在径向归一化磁通ψ=0.9 位置处的充气弹丸输运特性及其与本底等离子体自洽的相互作用过程进行了二维数值模拟研究,给出了加料粒子 和本底等离子体剖面的时空演化。发现氘离子在弹丸加料位置的径向内侧沉积、峰化,在径向扩散作用下,芯部 密度不断增加。在加料期间,加料点的离子温度和电子温度降低的区域不断扩展,电子温度剖面在极向上的演化 过程要快于离子温度剖面的演化过程。弹丸沉积位置的归一化分子数密度和径向分布宽度先减小后增加,与加料 处的分子分解源项(即分子密度损失率)先增加而后减小呈负相关。     

弹丸实验中的粒子约束特性分析

多年来，许多托卡马克装置都在进行着氢弹丸和氘弹丸的注入实验研究，其主要目的在于探索用弹丸注入方法对将来聚变反应堆实验再加料的可行性。因为弹丸加料与气体加料相比具有使大部分加料粒子能沉积在等离子体芯部的明显优点。芯部加料可以产生更峰化的密度剖面和更高的聚变反应率，能改善能量和粒子约束特性。在JT－60，Alcator-C以及ASDEX等装置的弹丸实验中，在等离子体中心区域均获得了高度峰化的密度和压强分布，使等离子体的约束性能获得改善。     

HL—2A装置先进加料系统

氢及其同位素固态小球的高速注入－弹丸加料是近十几年来受控核聚变研究中发展起来的一项新技术。它是将氢及其同位素（氘、氚）冷却成毫米量级固态小球,然后以高速注入到核聚变等离子体中实现燃料在等离子体芯部区域的有效沉积,以达到加料和密度控制的目的。现阶段该技术已广泛用于核聚变物理实验研究,主要研究内容包括粒子燃料机制、输运过程及改善约束的研究,同时也作为主动探针用于研究核聚变过程的其它特征。在将来的核反应堆中,由于涉及到氚的运行,先进的加热技术是燃料循环控制的主要手段。在维持高效率加料、高密度稳态燃烧的同时要保持良好的约束必须有能胜任此目标的技术支持,因此加料技术的发展与加料物理实验的研究不仅在现代磁约束核聚变实验研究中而且在将来的聚变核反应堆运行中都占有重要地位。     

改善ITER 弹丸注入芯部加料的研究

研究了五种不同组合的固态氢同位素靶丸H₂、HD、D₂、DT 和T₂ 在聚变等离子体中的消融率。结果表明, 燃料靶丸的同位素效应, 可导致更深的靶丸消融物质沉积。在同样的本底等离子体条件和弹丸初始参数下, 注入氚丸比氢丸的穿透深度增加约40%。适度减轻一些ITER 的加料困难。进一步的研究表明从中平面高场侧注入靶丸对芯部加料有显著改善。考虑托卡马克非均匀磁场的影响, 被电离的消融云内的垂直漂移电流产生极化, 引起带电消融物沿大半径方向朝外漂移。数值模拟计算表明, 只要用初始速度为每秒几百米的低速弹丸, 便能使靶丸的消融物质沉积到ITER 等离子体中心。     

HL-1M装置弹丸和分子束加料的粒子输运研究

研究了IL-1M装置上弹丸和分子束加料的粒子输运。在研究粒子输运时拟合了粒子源分布，利用调制送气模型研究了分子束送气时的粒子输运。由弹丸注入后较长时间内密度的自然衰减研究了粒子输运，给出了一种简单的研究弹丸注入后粒子输运的方法。计算表明，分子束和弹丸注入改善了等离子体的粒子输运特性。将计算结果与实验测量进行了比较。     

托卡马克实验与工程——HL-2A装置上芯部弹丸加料中的电子热输运研究

从80年代中期开始，在许多聚变装置上观察到了用弹丸注入改善的等离子体能量约束。在JET和一些大型托卡马克上实现了弹丸增强约束模（PEP）。PEP模的机制也已在理论上做了分析。分析表明，有多种机制在减小反常输运中起作用，而这些机制的作用依赖于实验的条件。本文将报道在HL-2A装置上无辅助加热条件下的弹丸加料实验结果。该工作的着重点是研究在中心加料欧姆放电中的电子热输运。     

弹丸消融速率的理论模型及数值计算

建立了计算托卡马克加料中弹丸消融的物理模型,结合1维输运模型编制了1.5维弹丸消融计算机模拟代码。使用ITER-FEAT的相关参数,对半径为6mm,初速度为2000m•s^-1,从低磁场侧注入弹丸的消融速率进行了模拟计算。结果显示,弹丸消融速率先随注入深度而逐渐增大,最大消融速率约6×10²⁶s^-1,然后由于弹丸半径的减小,消融速率迅速减小,穿透深度约0.45m。这一结果与中性气体屏蔽模型(NGS)的结果一致,证明计算代码正确有效。同时,从计算结果反映出,对ITER这样的堆级托卡马克,采用常规弹丸注入方式,尽管速度高达2000m•s^-1,穿透深度也远未达到等离子体中心,因此应采取其他有效措施来提高等离子体加料效率。     

等离子体化学气相沉积氮化镓薄膜中的N2/TMG等离子体发射光谱分析

对电子回旋共振低温等离子体化学气相沉积工艺(ECR-PECVD)沉积GaN薄膜过程中的氮气和三甲基镓有机金属气体(TMG)混合气体等离子体发射光谱进行分析。结果表明TMG 在等离子体自加热条件下就发生离解,N₂/TMG混合气体ECR等离子体主要以Ga气体粒子和亚稳态氮分子为主。发射光谱特征谱线随微波功率变化分析表明：当微波功率高于400 W时,亚稳态氮分子浓度随着微波功率的增加而增加,而高激发态氮分子以及氮分子离子浓度却随着减少。     

HL-1M弹丸加料等离子体中的蛇形振荡

根据PIN光二极管阵列探测器所探测到的1～10keV能量范围的软X射线辐射扰动．研究了HL-1M装置等离子体中在多发弹丸注入条件下产生的蛇形振荡不稳定性特性，对其机制进行了仔细讨论。实验表明，在中等密度欧姆放电中。高速弹丸注人能直接在等离子体芯部激发出蛇形振荡。对于较高密度的放电，在弹丸加料等离子体的后续演变中经常观测到锯齿稳定化结束时诱发出的准稳态大幅度蛇形振荡。     

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建立了计算托卡马克加料中弹丸消融的物理模型,结合1维输运模型编制了1.5维弹丸消融计算机模拟代码。使用ITER-FEAT的相关参数,对半径为6mm,初速度为2000m·s?1,从低磁场侧注入弹丸的消融速率进行了模拟计算。结果显示,弹丸消融速率先随注入深度而逐渐增大,最大消融速率约6×1026s?1,然后由于弹丸半径的减小,消融速率迅速减小,穿透深度约0.45m。这一结果与中性气体屏蔽模型(NGS)的结果一致,证明计算代码正确有效。同时,从计算结果反映出,对ITER这样的堆级托卡马克,采用常规弹丸注入方式,尽管速度高达2000m·s?1,穿透深度也远未达到等离子体中心,因此应采取其他有效措施来提高等离子体加料效率。     

托卡马克装置弹丸加料系统中一种新的低温制丸技术的探索

提出了一种新的低温制丸技术磁制冷技术 ,并探索其在托卡马克装置弹丸加料系统中的应用     

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为在更高参数运行的HL-2A装置上实现等离子体芯部加料,设计了一套基于G-M循环制冷机的25管弹丸注入系统。描述了该系统的构成、工程参数,给出了系统的结构设计,并对各组成部件进行热力分析计算。对枪管温度梯度的建立及控制、弹丸注入方式等进行了讨论。     

HL—1M装置的密度极限研究

描述了ＨＬ－１Ｍ 装置欧姆加热状态下的密度极限,该密度极限是放电破裂前的最高密度值。通过比较氘、氢放电,硅化前后的放电,超声分子束注入、冰弹丸注入和脉冲送气放电,发现ＨＬ－１Ｍ装置的壁条件、加料方式以及氢同位素对ＨＬ－１Ｍ 装置的密度极限影响很大。产生密度极限破裂的原因主要是等离子体约束变差,总体辐射损失与欧姆加热功率平衡被破坏     

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采用迭代法对HL-2A装置1MW中性束系统中的中性化气体靶厚进行了理论计算,并给出了相应的中性化效率,发现仅靠离子源顺流气体形成的气体靶通常不能使中性化效率达到最佳值,因而有必要在中性化器内加入补充送气来提高气体靶厚。采用补充送气系统,在相同的放电参数下中性化效率提升约10%。     

强场和弱场侧超声分子束注入对加料的影响

报道了HL-2A装置最新的实验结果,讨论并研究了超声分子束的注入位置对分子束在等离子体中的消融和穿透的影响,其中包括电离后的分子束粒子在磁场梯度作用和 E × B 漂移下的加速或减速及由此形成的冷通道效应.研究结果表明,磁场梯度和 E × B 漂移对于超声分子束的加料效果、消融和穿透有着重要的作用.强场侧注入可使电离后的电子和离子更深地进入等离子体芯部.这些研究对于更好地理解超声分子束与等离子体的相互作用和优化设计加料系统有一定作用.     

Powerful millimeter-wave generators based on the stimulated Cerenkov radiation of relativistic electron beams

Effective relativistic Cerenkoy generators of various types were studied experimentally: orotrons, surface wave oscillators, and Smith-Purcell free-electron masers that were first realized. Single-mode generation was obtained in multimode systems using electrodynamic and electron methods of mode selection. The power obtained in this regime was 100 MW at 8.6 mm with the efficiency 10%, 50 MW at 5.5 mm with the efficiency 5%, and 8 MW at 2.4 mm with the efficiency 3%. In a multimode regime the power of 0.5 MW was obtained at 0.9 mm. The study of the dependence of the generation power on the value of the focusing magnetic field revealed the presence of zones of cyclotron power absorption, that were earlier observed in centimeter-wave generators.