Possibility of Establishing D-^3He Fusion Reactor Using Spherical Tokamaks

Based on the recent progress in the spherical torus approach (ST), it is meaningful to revisit the possibility of establishing D-^3He fusion reactor using both the ST and the tokamak scaling. Fundamental requirements then are obtained and some important issues are discussed. The wall reflection of the synchrotron radiation is very important for a good reactor merit.     

球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计

基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究,提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择,确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供中子学计算和结构设计参考,给出了在以嬗变次锕系元素（MA）核废物为目标的一维中子学计算结果。     

D—^3He聚变动力可行性研究

本文首先简要地讨论D-3He聚变的物理要求并与D-T聚变作相应的比较,然后运用目前的约束定律和第一稳定区β极限,对计划的近期ETR规模装置(如CIT,TIBER,FER,NET)进行D-3He得失相当和点火实验的可行性研究,并对高径比第二稳定区D-3He托卡马克堆进行参数学研究,最后指出潜在的缩短商用化进程可能性。     

Plasma Theory——Possibility of Establishing D-^3He Fusion Reactor Using Spherical Tokamaks

In recent years, a new approach named the spherical tokamak or spherical torus （ST） in the magnetic fusion research has made remarkable progress, parallel to the tokamak development including the international thermonuclear experimental reactor （ITER） projectTM. In ST experiments, magnetohydrodynamics stable high beta value （the ratio of the plasma pressure to the toroidal magnetic pressure） up to 50% has been routinely obtained. The confinement scaling for ST, though being less-confident compared to the database of tokamaks, seems at least to be as good as the tokamak.     

CT—6B托卡马克等离子体密度涨落的测量

采用光学多道探测系统，观测了ＣＴ－６Ｂ托卡马克等离子体密度涨落的幅度，频率特性和相关性以及它们的空间分布。结果表明，等离子体密度涨落的幅度为１０％－９０％，边缘区的涨落幅度高，中心区的涨落幅度低，无论边缘还是中心区的功率谱均为连续谱；并发现边缘区的涨具有时断时续的局部相关结构，每次相关持续的时间为０．２－０．５ｍｓ，空间尺度为０．５－１ｃｍ。     

聚变堆与聚变堆材料——D-^3He先进燃料靶惯性约束聚变的燃耗和增益

本文研究采用大功率激光束压缩球形均匀D-^3He先进燃料靶聚变，推导和计算了这种惯性约束聚变（ICF）的靶丸燃耗和增益，数值计算表明，只有在小火花内能和较高惯性约束参数HF近似下，对典型的堆系统效率参数，才有可能使D-^3He靶ICF系统有大的净能量输出。相反，在大火花内能和低HF近似下，D-^3He靶ICF系统几乎不可能得到净的能量输出，从而证明了快点火思维方法的科学依据。     

托卡马克中等离子体表面相互作用—氢的捕获问题

本文评述了托卡马克中等离子体表面相互作用—氢的捕获问题。着重讨论氢的捕获过程及其在磁约束聚变研究中的重要意义,氢的输运扩散模型理论和B.L.Doyle引入无量纲输运参数的简化理论公式,实验研究装置、方法及研究的一般情况,并总结分析了一些重要的实验结果。     

用偏压限制器控制KT—5C托卡马克等离子体边缘电场的实验研究

在托卡马克ＫＴ－５Ｃ上，我们首次采用可灵活组合的多块限制器进行了施加偏压以控制等离子体边缘电场的实验。结果表明，在本装置上限制器加正偏压优于加负偏压、正偏压改变等离子体边缘电场效果更明显。偏压限制器收集面积、纵场和偏置电压的大小对偏压效果的影响都是敏感的。改变限制器收集面积和偏压导致的边缘电场的变化最终将趋于饱和。     

球形托卡马克堆嬗变中子学计算的比较研究

基于对球形托卡马克（ST）聚变堆的研究，提出了ST聚变－嬗变堆的设计概念。运用一维输运燃耗计算程序BISON3.0进行了优化设计，确定了适合于嬗变少额锕系MA核素的堆芯等离子体参数、包层结构及合适的换料周期。在一维计算的基础上，运用二维中子学程序TWODANT进行了二维中子输运计算；结合TWODANT给出的中子通量，运用一维放射性计算程序FDKR进行了燃耗计算，并给出了有关的计算结果。     

Fusion Reactor and Fusion Reactor Materials— Target Fuel Depletion Fraction and Energy Gain of Inertial Confinement Fusion with D-^3He Advanced Fuel

The target fuel depletion and energy gain of inertial confinement fusion （ICF） for uniform spherical target of D-SHe advanced fuel compressed by high power laser-beam have been derived and calculated in this article. Our numerical calculations show that if only the approximation of small internal energy of central spark and high inertial confinement parameter Hr = ρRF is valid for typical efficiency parameters of reactor system, the net fusion energy output can be possible for ICF of D-3He target. Inversely, under the approxi- mation of large internal energy of central spark and low HF it will not be possible to get net fusion energy output for ICF of D-^3He target. Hereby, an indirect proof of the scientific basis of fast ignition（FI） philosophy has been provided as a matter of fact.     

托卡马克等离子体边缘梯度和杂质辐射驱动的湍流理论

本文考虑了托卡马克等离子体边缘的物理性质，由电子连续性方程和离子动量平衡方程导出了电子密度演变方程。分析了各种驱动源在线性和非线性发展过程中的作用。电子密度梯度直接影响密度涨落，并通过杂质辐射与温度涨落相互耦合，进而影响静电势涨落。理论结果能够分别与高、低密度装置上的实验较好地相符合。     

HT—6M托卡马克等离子体平衡的1MW反馈控制系统

针对ＨＴ－６Ｍ托卡马克成功地研制出１ＭＷ快响应等离子体平衡反馈控制系统。主电源采用ＧＴＯ直流斩波器。主控采用带微分反馈环节的开关斩控模式。     

环流器聚变实验等离子体的品质参数空间

本文提出环流器聚变实验等离子体“品质参数空间”的概念,用来衡量环流器等离子体实验的进展。从这个观点出发,初步分析了“环流器一号”(HL-1)的第一批实验结果,指出在它的第二批实验中可以考虑的一些问题。     

KT—TC托卡马克上不同限制器偏压下等离子体p约束改善的实验研究

在ＫＴ－５Ｃ托卡马克上，采用多块组合的可偏压限制器控制等离子体边缘电场，进行了改善等离子体的边缘参数及其机制的研究。实验显示，限制器的正、负偏压都能改变等离子体电位，但正偏压更胶儿，能有效地建立边缘电场，进而抑制边缘扰动改善等离子体约束。利用可移动静电探针，测得正偏压期间边缘电子温度Ｔｅ（ｒ）、电子密度ｎｅ（ｒ）、空间电位Ｖｐ（ｒ）分布变陡，与计算得到的边缘粒子通量Г（ａ０）减少，整体粒子约束时间     

托卡马克KT—5B上有关等离子体温度和密度的几项诊断

等离子体温度和密度的诊断是聚变研究不可缺少的重要方面。本文概要叙述KT-5B托卡马克实验中与等离子体温度和密度有关的几项诊断,说明其特点,对已获得的结果作了初步分析。     

D-3He先进燃料靶惯性约束聚变的燃耗和增益

计算了球形均匀D-3He先进燃料靶惯性约束聚变(ICF)的燃耗和增益。讨论了这种堆系统的能量平 衡。设计了一种新型的由毛细管阵列组成具有抗辐射损伤、可自动更新的液态金属锂自由表面多孔湿壁,用它取 出聚变能。同时与D-T热核燃料靶系统的燃耗和增益及它们不同的堆工程特性作了比较。