EAST装置等离子体放电位形快速识别研究

为了适应超导托卡马克装置EAST位形控制运行模式的需要，研究了等离子体放电位形快速识别算法，给出了等离子体放电位形重建的模拟计算结果，并与美国GA平衡反演程序EFIT计算的平衡结果进行了详细的误差对比分析.结果表明，通过外部磁测量和合适的电流剖面模型，并结合实时平衡重建算法可以快速地对EAST等离子体放电位形进行识别. 关键词： 托卡马克 等离子体 平衡重建 数值模拟     

HT-7U超导托卡马克等离子体位形平衡和反演编码

介绍了应用于托克马克装置上等离子体位形平衡和反演编码(EFTT)的物理含义。提出了HT-7U装置EFTT代码开发移植的总体计划和主要流程结构,介绍了格林函数、平衡和反演核心子函数的构成。提出了在EFIT编码的移植开发中遇到的三类主要问题的解决方案。对编码产生的格林函数和等离子体特征参数的数据进行了分析比较。     

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将理想全二维磁流体(MHD)稳定性数值代码GATO成功移植到HL-2A高性能计算系统,并用其模拟研究了HL-2A装置一次典型弹丸注入实验的等离子体的理想MHD稳定性。利用HL-2A装置第4050次放电的实验数据,应用EFIT代码重建了几个时间片的平衡位形,然后应用GATO代码对每个平衡位形的MHD稳定性进行了计算。通过对结果进行分析比较得出初步结论,由于弹丸注入而造成的反剪切位形的致稳作用,可以提高等离子体的约束性能。     

HL-2A ��������λ���ؽ��о�

采用了新的放电方案,消除了环向场对磁测量的影响。通过修改信号调理电路,解决了积分器不能响应磁通快速变化的问题;通过改进磁测量的标定方法,在准确标定磁通和极向磁探针测量的同时,有效地标定了径向磁探针的测量信号。输入这些有效标定数据后,EFIT能快速收敛,获得了准确可靠的位形重建结果,与探针、氢阿尔法和CCD等诊断结果很好符合。同时介绍了自行研制的sFIT位形重建代码,该代码得到的位形重建结果,与EFIT反演结果一致。     

HL-2A 等离子体位形重建研究

采用了新的放电方案,消除了环向场对磁测量的影响。通过修改信号调理电路,解决了积分器不能响应磁通快速变化的问题;通过改进磁测量的标定方法,在准确标定磁通和极向磁探针测量的同时,有效地标定了径向磁探针的测量信号。输入这些有效标定数据后,EFIT 能快速收敛,获得了准确可靠的位形重建结果,与探针、氢阿尔法和CCD 等诊断结果很好符合。同时介绍了自行研制的sFIT 位形重建代码,该代码得到的位形重建结果,与EFIT 反演结果一致。     

SUNIST�����п���˵�������߽�ʶ���о�

利用电流丝模型对SUNIST球形托卡马克等离子体边界重构进行了模拟计算。结果表明,用电流丝模型能够比较好地对等离子体自由边界进行快速识别,与EFIT平衡计算的边界径向平均误差小于6mm。     

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利用Matlab语言将EFIT程序反演计算过程进行优化整合,简化了程序操作步骤,并增加了对计算结果的分析与存储功能。利用整合后的 EFIT 程序,计算分析了 J-TXET 装置放电过程中等离子体磁场位形和其它参数的演变,绘制了等离子体压强剖面图、等离子体电流密度和安全因子分布等磁面信息的重建结果。此外,还将反演结果与软X射线测算数据进行比对。结果表明,改善后的EFIT程序能够初步满足对实验放电的反演计算分析要求,为J-TXET装置的放电控制和运行提供重要的参考数据。     

J-TEXT 装置等离子体平衡重建与集成运算

利用Matlab 语言将EFIT 程序反演计算过程进行优化整合,简化了程序操作步骤,并增加了对计算结果的分析与存储功能。利用整合后的EFIT 程序,计算分析了J-TXET 装置放电过程中等离子体磁场位形和其它参数的演变,绘制了等离子体压强剖面图、等离子体电流密度和安全因子分布等磁面信息的重建结果。此外,还将反演结果与软X 射线测算数据进行比对。结果表明,改善后的EFIT 程序能够初步满足对实验放电的反演计算分析要求,为J-TXET 装置的放电控制和运行提供重要的参考数据。     

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。     

EAST低混杂波功率沉积和电流驱动剖面控制的数值模拟

对原有的低混杂波电流驱动模拟程序进行改进,使之能够研究EAST上如何控制低混杂波功率沉积和电流驱动分布.在EAST非圆截面的平衡位形下,应用改进后的程序详细计算不同低混杂波功率谱、等离子体密度和温度分布对低混杂波功率沉积位置和电流驱动剖面分布的影响.通过计算发现,选取合适的低混杂波功率谱,等离子体温度分布和密度分布可以对功率沉积位置和电流驱动分布的剖面进行控制;调节等离子体温度分布可以很好的控制低混杂波近轴电流驱动分布和离轴电流驱动分布.     

Hybrid Method for Tokamak MHD Equilibrium Configuration Reconstruction

A hybrid method for tokamak MHD equilibrium configuration reconstruction is proposed and employed in the modified EFIT code. This method uses the free boundary tokamak equilibrium configuration reconstruction algorithm with one boundary point fixed. The results show that the position of the fixed point has explicit effects on the reconstructed divertor configurations. In particular, the separatrix of the reconstructed divertor configuration precisely passes the required position when the hybrid method is used in the reconstruction. The profiles of plasma parameters such as pressure and safety factor for reconstructed HL-2A tokamak configurations with the hybrid and the free boundary methods are compared. The possibility for applications of the method to swing the separatrix strike point on the divertor target plate is discussed.     

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.     

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用有限元软件Fluent对EAST超导磁体电流引线中氦气流阻进行了计算。计算中对氦气模型进行了简化和分段,相邻两段模型间采用流量边界条件和压力边界条件进行耦合。计算结果表明:氦气的压力降主要集中在靠近室温端;气体模型厚度越薄,氦气压力降越大;通过电流引线的电流越大,氦气的压力降越大;在引线片凸纹的狭窄处氦气速度很大,在靠近室温端时最大可以达到21m.s-1左右。     

非晶态合金Ni64B36结构的计算机模拟(Ⅱ)——边界条件对模型结构的影响

本文用计算机制作的模拟Ni₆₄B₃₆非晶态合金的结构模型作为初始位形,分别在自由边界、固定边界、周期边界和准动态平衡边界条件下,用不同于以往的松弛方法进行了能量极小化计算。通过分析和对比松弛前后各模型的各种结构参数的变化,讨论了各类边界条件对松弛模型结构的影响。 关键词：     

由电磁测量信号估算平衡磁面

在Tokamak等离子体实验结果分析中实际的平衡磁面是极需要的。本文试探从电磁测量信号推得平衡磁面。 一、自由边界平衡程序 借助于自由边界平衡程序计算中等托卡马克装置HT-6M的平衡量。从MHD平衡方程出发,     

托卡马克高场侧低杂波电流驱动模拟研究

利用GENRAY/CQL3D程序研究了EAST装置双零位形下高场侧和低场侧发射低杂波的电流驱动情况。模拟发现,电子密度较小时,高场侧低杂波电流驱动效果不如低场侧。随着电子密度的增加,高场侧低杂波电流驱动的优势逐渐显现,从高场侧发射的低杂波可以将能量沉积在更加靠近等离子体中心的位置。提高环向磁场强度有利于低杂波在高密度条件下传播。增大电子密度时,同比例增大磁平衡位形中的等离子体压强,高场侧低杂波电流驱动效果好于低场侧。     

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用TSC程序模拟了EAST装置等离子体放电的全过程。模拟中考虑了自举电流，并加入了离子回旋共振加热ICRH和快波电流驱动FWCD，得到了中心电子温度4.5keV、中心离子温度3.8keV、中心电子密度1.2×1020m–3的D形截面的等离子体。根据模拟结果对EAST装置进行了伏秒数分析，并研究了不同等离子体电流上升时间、有效电荷数Zeff对放电的影响。     

OHTE: A Helical Pinch with Pitch Reversal

The OHTE configuration is obtained by surrounding a reversed field pinch (RFP) with a stellarator-like helical winding whose pitch is chosen to enhance field line pitch reversal. The helical coil current needed to form a separatrix boundary is calculated analytically for a simple plasma model, which gives results in close agreement with a numerical two-dimensional (2-D) MHD equilibrium code. Basic properties of the field line transform, which is predominantly in the axial or toroidal direction, are investigated. The 2-D equilibrium code is used to investigate the effects of current profiles and high beta, and the OHTE is compared with the RFP. These calculations show that the helical winding can significantly enlarge the parameter space for interchangestable finite-? equilibria with pitch reversal while avoiding axial current reversal.     

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为提高等离子体实时平衡反演过程的精度和效率,开发了基于图形处理器(GPU)的P-EFIT程序.简要概括EAST PCS软硬件架构后,描述了并行实时平衡反演程序P-EFIT在EAST PCS中的集成工作.为了验证集成系统的正确性与可用性,用历史实验数据作了性能测试,满足实时控制的要求.目前P-EFIT已集成在EAST中并用于等离子体控制,EAST实验证明控制性能良好.