HT-7上射频波加热时中子辐射行为的研究

HT-7超导托卡马克进行DD等离子体放电时,中子的辐射与辅助加热射频波的类型(LHW加热、ICRF加热)及功率密切相关.利用BF₃与³He正比计数管组成的快速时间分辨中子注量监测系统,研究了不同类型的射频加热对于中子产生机理及高能离子形成的影响.LHW加热功率较低时,易形成逃逸,产生大量的光中子.特定频率的ICRF(27 MHz,24 MHz)加热时,聚变中子所占份额以及总的中子产额均随波功率的增大而显著增涨. 关键词： 射频加热 中子 托卡马克     

中子注量率波动修正因子及其应用

在中子核反应研究中,尤其是在利用活化法进行中子核反应截面测量研究时,需要准确测量样品辐照的中子注量。监督反应标准截面法简便可行,在一些核反应截面测量研究中经常用来定量样品辐照的中子注量。在利用监督片核反应剩余核的放射性活度计算平均中子注量率时,中子注量率波动修正因子是一个很重要的参数。对中子注量率波动修正因子进行了详细阐述,通过理论推导给出了中子注量率波动修正因子的定义,从实际应用出发讨论了中子注量率波动修正因子的使用条件和监督反应的选择原则。Incident neutron flux has to be measured accurately in the neutron reaction study especially in the neutron reaction cross-section measurement with activation method. Average neutron flux in the irradiated sample is usually determined by the monitor reaction with reference cross-section values. However, the average incident neutron flux, based on the radioactivity of the residual nuclei produced in the monitor reaction, is dependent upon the neutron flux fluctuation. In the procedure of the average neutron flux calculation, the correction factor for the neutron flux fluctuation plays a key role. In this paper, definition of the neutron flux fluctuation correction factor is inferred heoretically. The selection principles of the monitor reaction and the utilization of the correction factor have been discussed.     

HT-7托卡马克等离子体欧姆放电时电子热扩散系数的研究

主要介绍从能量平衡分析来研究HT-7托卡马克等离子体电子的热扩散系数.研究结果表明,HT-7托卡马克等离子体电子的热传导损失是主要的能量损失,热对流损失不及欧姆输入功率的1%,可以忽略.电子的反常热扩散系数随半径的增大逐渐增大,且比新经典理论预言的大2个量级.同时研究了壁处理硅化后的电子热扩散系数.结果显示,硅化后,在等离子体外围区域(r/a>0.5)电子的热扩散系数降低,从而等离子体能量约束得到改善 关键词： 托卡马克 欧姆放电 电子热扩散系数     

双极晶体管中子注量探测器的标定

双极晶体管经中子辐照后会引起直流增益退化,在10⁹~10¹⁶ cm^-2的注量范围内,其直流增益倒数变化与辐照中子注量呈线性关系。对直流增益退化的双极晶体管进行高温退火,能使受到辐射损伤的双极晶体管性能恢复。鉴于此,将双极晶体管进行逆向工程应用,制作成中子注量探测器,经标定后,可实现对中子注量的监测。对探测器的装配结构进行设计后,依托中国工程物理研究院快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ),在10¹²~10¹³ cm^-2的注量范围对3DK2222A型探测器和在10¹³ cm^-2的注量范围对3DG121C型探测器进行标定。在得到探测器损伤常数K的分散性存在较小和较大的两种情况下,确定了分散性较小时的有效取值和应用方法,以及在分散性较大时,采取标定的损伤常数K只能应用在同只探测器上的方案,并通过高温退火实验证实了该方案的可行性。     

HT-7托卡马克slide-away放电充气对等离子体行为的影响

本文研究了slide-away放电条件下的等离子体约束性能;分析了充气对等离子体约束性能以及反常多普勒共振不稳定性的影响.研究了等离子体密度的提升对slide-away放电过程中逃逸电子辐射行为的影响.研究结果发现:slide-away放电充气可以抑制逃逸电子反常多普勒不稳定性,但是使得等离子体约束状态变差,逃逸电子辐射增强.     

14MeV中子场注量测量技术

为直接或间接地满足用于模拟试验的中子注量（率）物理诊断测试系统的性能研究、检定（校准、刻度、标定）和测试要求。建立起测量14MeV中子注量（率）的伴随粒子法计量装置，通过比对等量值传递方法溯源到国家、部门或行业有关计量基准和计量标准，并建立量值传递技术。     

反冲质子磁分析技术用于氘氚中子能谱测量研究

介绍了一种基于反冲质子法和磁分析技术的氘氚聚变诊断方法, 适用于稳态及脉冲条件下的等离子体温度、燃料密度和中子产额的精确诊断. 设计了小型的原理性装置, 磁分析器使用高性能钕铁硼二极永磁铁, 焦平面上使用CR-39固体径迹探测器或PIN探测器测量质子位置分布. 使用²³⁹Pu α 源对磁分析器进行了实验标定, 建立了配套的模拟程序. 利用蒙特卡罗方法模拟分析了装置整体性能, 并在K-400加速器上进行了中子实验研究.     

Li-Al模拟靶件内中子注量率分布计算

为确保Li-Al模拟靶件辐照实验顺利实现，需要从理论上了解靶件内的中子注量率。     

启明星Ⅱ次临界非稳态热中子注量率测量

中子注量率及分布是反应堆的重要参数,本工作通过核数守恒在非稳态情况下的推导和求解,从理论上论证了次临界反应堆非稳态情况下中子注量率测量的可行性。将活化法和固体径迹法有机结合,利用固体径迹探测器标定活化片的测量数据,测量了启明星Ⅱ零功率装置的He-3管实验孔道内及反应堆外壁的中子注量率的分布,并与模拟计算结果进行了比较,利用MCNPX程序得到的模拟计算结果与实验结果的趋势一致,证明了该测量方法可以测量低通量的中子注量率,可实现反应堆不同时刻、不同位置的中子注量率测量,为CiADS技术的研发提供了实验数据与技术支撑。Neutron flux measurements were carried out at VENUS-Ⅱ lead-based zero power reactor by neutron activation method combined with solid-state nuclear track detectors (SSNTD). This experimental method was proposed based on the principle of nuclear number conservation when a foil was irradiated in an unsteady-state neutron field. By this method, thermal neutron flux distributions inside the He-3 duct were measured when VENUS-Ⅱ was operated under unsteady-state. The neutron flux distributions were also calculated with MCNPX code and were consistent with the experimental data. In addition, the neutron fluxes in the outer layer of VENUSⅡ were measured under steady-state. These results would benefit the further study of experimental methods for neutron flux measurement and provide important support for the design of CiADS.     

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在HT-7装置上采用红外热像仪测量了活动限制器的表面温度,显示了第一壁温度与等离子体水平位移、波加热参数的关系,一定程度上反映了等离子体与壁相互作用的程度。采用ANSYS计算了活动限制器表面大致的能流分布,其结果与方法可为EAST装置等第一壁温度的测量和能流的计算分析提供一定的参考。     

受控热核聚变研究及其在我国HT-7超导托卡马克上的最新进展

受控热核聚变研究在发展了50年后，在2003年进入了一个新的阶段，国际热核聚变实验堆项目将最后选址开工。科学工作者们希望这个在新世纪初开始的项目能成为彻底解决能源问题的发端，中国科学院等离子体物理研究所最近在受控热核聚变科研上取得了长足进展，朝着稳态高温等离子体的方向又跨出了坚实的一步．其HT-7超导托卡马克高温等离子体的持续时间达到63．95s，成为目前世界上能开展分钟级高温等离子体放电的仅有的两个超导托卡马克装置之一。文章主要介绍了中国科学院等离子体物理研究所最新的聚变实验研究进展。     

Measurements of Reynolds stress and turbulence in the boundary plasma of the HT-7 tokamak

Measurements of electric field fluctuations, Reynolds stress and poloidal flow have been performed in the boundary region of the HT-7 tokamak using a Langmuir probe array.Sheared radial electric field and poloidal flow have been found in the vicinity of the limiter and the turbulence has been clearly modified in this region. Furthermore,the electrostatic Reynolds stress component shows a radial gradient close to the velocity shear layer location.All results here indicate that the radial gradient of Reynolds stress may play an important role in the driving of poloidal flows in the plasma boundary region.     

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在HT-7装置上建立了一套高速CCD可见光成像诊断,测量了边界等离子体的可见光辐射成像.在HT-7装置放电中,首次观察到在等离子体边界区域存在一条极向旋转的可见光辐射带,由CCD诊断系统得到其极向旋转的频率为858Hz.根据多道Hα阵列测量得到极向旋转频率为952Hz.多道磁探针信号测量发现,等离子体内部存在m/n=3/1的电磁模,该模的旋转频率为972Hz.从电子回旋辐射诊断系统得到的电子温度剖面发现该模的磁岛宽度约为2.5cm.     

应用高速CCD诊断研究HT-7装置边界等离子体旋转

在HT-7装置上建立了一套高速CCD可见光成像诊断,测量了边界等离子体的可见光辐射成像。在HT-7装置放电中,首次观察到在等离子体边界区域存在一条极向旋转的可见光辐射带,由CCD诊断系统得到其极向旋转的频率为858Hz。根据多道H_α阵列测量得到极向旋转频率为952Hz。多道磁探针信号测量发现,等离子体内部存在m/n=3/1的电磁模,该模的旋转频率为972Hz。从电子回旋辐射诊断系统得到的电子温度剖面发现该模的磁岛宽度约为2.5cm。     

大型压水堆装载50%MOX燃料方案压力容器辐照安全计算

对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明：堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。     

HT-7U等离子体位移快控电源设计

针对HT-7U装置等离子体位移快控电源大电流快速响应要求,提出了一种基于电流型变流器的快控电源(FCPS)设计新方案。该方案采用交-直-交拓扑结构,即网侧采用电流型PWP整流器设计。以获得稳定的直流电流及网侧单位功率因数正弦波电流控制;负载侧则采用电流型H桥逆变器设计以实现负载电流的快速跟踪控制。移相PWM控制策略在实现多组变流器并联运行的同时,提高了变流器的等效开关频率控制,从而改善了电流波形品质。模拟系统实验论证了方案的正确性。     

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在HT-7装置实验数据分析与可视化集成软件GT-7开发中,使用了面向系统并且支持系统开发全部过程的建模工具UML,完成了软件的建模、设计与实现,介绍了该软件用到的关键技术与实现方法。实验表明,该软件应用性强,操作灵活,用户只需操作鼠标就可以完成信号的处理、分析、对比以及二维、三维显示,并能以交互式方式实现二维图形的任意轴缩放,三维图形的旋转、平移与缩放。