HL-2A极向场线圈系统的优化设计

通过对原ＡＳＤＥＸ极向场线圈系统进行改造,优化设计出ＨＬ－２Ａ极向场线圈系统,模拟计算了磁场位形演化并估算了伏秒消耗。改造后的极向场线圈系统能够形成８００ｋＡ的等离子体电流,并能产生拉长截面的等离子体偏滤器的位形。分析了改造后的极向场线圈系统的电磁特征,计算了单零,双零及Ｄ形限制器三种等离子体平衡位形。     

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为进一步提高HL-2A装置的放电参数和优化等离子体位形，给出了三种可能的主机改造途径：保留真空室，去掉并调整真空室内部分多极场线圈的局部改造方案；保留真空室，重新布局极向场线圈的中等规模改造方案；重新设计真空室和极向场线圈系统的大规模改造方案。对三种改造方案对放电参数和位形的影响和改造工程的可行性进行了分析比较，重新设计真空室和极向场线圈系统的大规模改造方案是最佳选择。     

HL-2M装置等离子体放电反馈控制系统

通过对HL-2M装置极向场线圈的参数和初始等离子放电控制需求的分析,基于实时采集系统和反射内存实时数据传输的先进控制集成技术,完成了整个HL-2M初始等离子体放电反馈控制系统的设计。新系统实现了稳定的1ms控制周期和实时数据传输,同时解决了实时控制周期和数据传输的延迟。实验结果表明新设计的等离子控制系统能满足初始等离子体极向场线圈电流控制的需求。     

HL-2M装置等离子体放电反馈控制系统

通过对HL-2M装置极向场线圈的参数和初始等离子放电控制需求的分析,基于实时采集系统和反射内存实时数据传输的先进控制集成技术,完成了整个HL-2M初始等离子体放电反馈控制系统的设计。新系统实现了稳定的1ms控制周期和实时数据传输,同时解决了实时控制周期和数据传输的延迟。实验结果表明新设计的等离子控制系统能满足初始等离子体极向场线圈电流控制的需求。     

托卡马克极向场线圈的优化方法

托卡马克等离子体的三角形变和拉长比对约束和磁流体稳定性有很强的影响，因此在托卡马克装置极向场设计中，在基于物理和工程考虑所预先选定的等离子体平衡位形几何参数下，如何优化确定外部极向场线圈位置和电流，是一个具有重要实际意义的研究课题.为优化确定托卡马克极向场线圈，给出了一个有效的多变量平衡优化方法，能以事先规定的等离子体平衡位形的一些几何参数为目标函数，优化确定极向场线圈位置和电流.并应用它于HT-7U平衡位形计算，得到了所需的结果. 关键词： 等离子体平衡 极向场线圈 优化     

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用托卡马克模拟程序对实验前期的放电进行了模拟,获得了期望的等离子体演化过程及主要参数波形,如极向场线圈电流、等离子体电流、等离子体位置等。通过等离子体控制系统将模拟获取的参数波形用于实验,开展了等离子体R位置控制、完全程序场控制及RZIp控制下的放电模拟对实验的预测研究。模拟结果与实验吻合较好,表明放电模拟具有一定的可预测性,为今后EAST装置开展更深入的物理实验提供了一定的参考。     

EAST装置放电预测的初步研究

用托卡马克模拟程序对实验前期的放电进行了模拟,获得了期望的等离子体演化过程及主要参数波形,如极向场线圈电流、等离子体电流、等离子体位置等。通过等离子体控制系统将模拟获取的参数波形用于实验,开展了等离子体R位置控制、完全程序场控制及RZIp控制下的放电模拟对实验的预测研究。模拟结果与实验吻合较好,表明放电模拟具有一定的可预测性,为今后EAST装置开展更深入的物理实验提供了一定的参考。     

HT－7托卡马克中等离子体平衡研究

本文解决了二维轴对称近似下带铁芯的托卡马克中等离子体平衡问题，计算了ＨＴ－７托卡马克中的等离子体平衡位形以及极向场系统的非线性电感和垂直场系数。最后应用Ｋｉｒｃｈｈｏｆｆ方程组和平衡垂直场公式得到了一组等离子体、加热场和垂直场线圈的电流波形的自洽曲线。     

HL－1M装置等离子体的平衡和控制

ＨＬ－１Ｍ是ＨＬ－１的改进装置，去掉铜壳后，对极向场线圈和电源都做了必要的修改。此外，还增加了四个快垂直场线圈，并采用可控环流四象限晶闸管交流器供电。对装置调试和运行结果表明．反馈控制系统能很好地维持等离子体平衡。放电一直持续到铁芯变压器的伏秒数用完为止，最长达１０４０ｍｓ。在多数放电的平顶段，等离子体位置都被控制在±４ｍｍ之内．     

HT—7托卡马克中等离子体平衡研究

本文解决了二维轴对称近似下带铁芯的托卡马克中等离子体平衡问题，计算了ＨＴ－７托卡马克中的等离子体平衡位形以及极向场系统的非线性电感和垂直场系数。最后应用Ｋｉｒｃｈｈｏｆｆ方程组和平衡垂直场公式得到了一组等离子体，加热场和垂地直场线圈的电流波形的自洽曲线。     

HL-2M 装置极向场线圈的结构设计与制造

介绍了 HL-2M 装置极向场(PF)线圈的结构设计和制造。16 饼 PF 线圈布置在环向场(TF)线圈空腔之 内、真空室外,沿中平面对称分布。PF 线圈采用中空矩形铜导体绕制,其中 PF1~PF4 线圈为双层螺旋绕制结构, 最大运行电流 14.5kA;PF5~PF8 线圈为多层盘式绕制结构,最大运行电流 38~42kA。      

全超导托卡马克极向场超导线圈的失超检测

EAST装置做为全超导托卡马克装置,其纵场和极向场线圈全部由超导磁体组成,所以进行安全,准确,有效的超导线圈的失超保护是装置安全运行的首要环节.由于等离子体电流的建立必须由极向场线圈系统提供极快速的磁通变化,随之产生较高的交流损耗使得极向场线圈很容易发生失超.如何对快速交变脉冲磁场下的超导线圈进行有效的失超检测,这在世界上也无先例可循.EAST装置的失超检测系统经过几十轮单饼超导线圈实验及多轮装置正式放电实验后逐步建立和完善起来,并已通过工程验收满足了装置实验运行要求.本文主要介绍了EAST装置失超检测系统的基本结构和检测原理,重点阐述了极向场超导磁体失超检测的设计方法及实验结果。     

EAST超导托克马克磁体的大型供电供冷外馈线

EAST全超导托克马克聚变实验装置由16个D形环向场线圈和12个圆形极向场线圈组成,大半径1.7m,当环形场线圈励磁14.3kA时,中心场3.5T;±14.5kA极向场线圈可提供10Vs磁通量变化.连接这些超导磁体与13台独立电源和一台制冷机之间的低温和超导部件组成大型供电供冷馈线,在EAST装置外部的外馈线包括:两组超导母线;13对电流引线及其杜瓦;一个大的低温分配恒温器,内装有40多个低温控制阀,4.4K液氦槽,3.8K过冷槽,78K液氮槽和4台超临界氦循环泵;五条低温传输线.本文介绍外馈线的设计、安装和运行情况.     

在单一和连续等离子体放电条件下KSTAR PF线圈的运行特性分析

我们使用分析程序SAITOKSCPF研究了KSTAR PF 超导线圈的运行特性.为了控制KSTAR超导托卡马克的运行等离子的外形以便实现受控热核聚变反应,在超导PF线圈内通过高变化率的运行电流.由于电磁感应,在超导线圈、支持结构和低温容器内产生感应电流和损耗.超临界氦流过CICC导体内部保持超导体运行在4.2K的温度.分析表明最大的温度在PF1线圈内部.在这篇论文中,我们对于单一和连续条件下等离子体放电对超导体运行的影响进行了研究.     

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采用统计分析的方法,分析了EAST装置由PF和TF线圈装配偏差引起的非轴对称误差场。结果表明,EAST装置临界误差场超出了给定的物理要求,应当设计校正场线圈来降低装置的误差场。     

HL-2M 磁体系统安装中的定位与测量

为提高磁体系统安装精度,在 HL-2M 集成大厅建立 63 个基准点构成测量基准网,并利用激光跟 踪仪等高精度测量设备建立每个磁体的局部坐标系,测量特征点的局部坐标;基于测量基准网和公共测量点,采 用最佳拟合得到坐标转换矩阵,以此得到特征点在测量基准网的位置,指导磁体安装。完成安装后的中心柱同支 撑基础的同轴度为∅2.03mm;PF1~PF4 线圈安装标高偏差为±0.5mm,与中心柱的同轴度为∅2.60mm;PF5/6/7/8 线圈与中心柱的同轴度偏差小于∅3.00mm,标高偏差在[−1mm, 1mm]区间内。基于以上方法所得到的线圈安装精 度都满足设计需求。     

低温温度计标定装置的研制

国家大科学工程 HT- 7U托卡马克 (Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置。装置主机由1 6个纵场 (TF)超导线圈和 1 2个极向场 (PF)超导线圈组成 ,分别采用 4.2 K和 3 .8K超临界氦迫流冷却。选用新型低温温度计 Cernox测量超导线圈系统的温度。文中介绍低温温度计标定装置的研制和温度计 Cernox的标定结果。     

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A hybrid structure was adopted for the PF coil of the building HL-2M device. In the process of discharge, there is a strong coupling between the coils, each coil will be subjected to a large electromagnetic force. In this paper, PF coil electromagnetic force is computed by the analytic method under the discharge conditions of the largest I_p =3MA plasma current and various configurations. These calculation results are of reference value for the design of PF coil and its support structure.     

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.