磁约束核聚变托卡马克装置研究进展与展望

本文围绕磁约束核聚变实验阶段的重点科学问题以及聚变工程化过程中面临的主要挑战,重点介绍了国内外托卡马克装置的发展历程及现状,概述了主要在役托卡马克装置的基本参数、主要任务、重要里程碑、当前重点研究方向及相关发展规划等。国际磁约束聚变研究已由等离子体物理实验为主逐步迈向重点聚焦聚变堆核工程与技术研发阶段,加快建立聚变能开发产业体系是推动受控核聚变技术发展的关键。本文还对磁约束核聚变托卡马克的未来发展方向和技术路径进行了分析和展望,并归纳提出加速聚变发展需尽快布局的核工程与核技术重点方向。

EAST全超导托卡马克装置

EAST全超导托卡马克装置坐落于安徽省合肥市的科学岛,是我国自主设计、研制并拥有完全知识产权的国际首个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置,有“人造太阳”之称。EAST由Experimental(实验)Advanced(先进)、Superconducting(超导)、Tokamak(托卡马克)这4个英文词首字母拼写而成。

EAST超导托卡马克装置主机支撑结构极低温条件下应力应变分析

报道了国家"九五"重大科学工程EAST超导托卡马克核聚变实验装置中心液氦冷却冷质部件的钢/高分子复合材料支撑装置在模拟冷却收缩条件下的应力应变分析结果。单个支撑结构由高分子复合材料桶状结构固定在垂直薄板板簧结构上部组成。实验表明该支撑装置在顶部水平负荷作用下发生S型扭曲,而不是简单的悬臂梁式形变。支撑部件整体在试验范围内,在常温、低温条件下均对外加顶部水平推力呈线弹性形变。但在低温下,环氧树脂部件与不锈钢板簧结合部的应变,随外力呈非线性弹性形变,这与室温下的线性变化成鲜明对照。低温下整个部件刚性增加,与常温比较,同等水平位移需要的外力增加,但是环氧树脂部件上的应力反而较常温下显著减小;不锈钢板簧底部上部与环氧部件结合部应力则显著增加。

遥操作机械臂在托卡马克内运动轨迹的虚拟仿真研究

针对托卡马克聚变装置中遥操作的运动轨迹问题,基于MATLAB和V-REP(虚拟机器人实验平台)软件搭建了真空室维护机器人三维场景仿真平台。通过建立机械臂的D-H参数对其进行运动学分析,使用蒙特卡洛方法求出机械臂可达的工作空间。采用高次多项式插值方法规划出一条平滑连续的插值曲线,完成了CFETR真空室遥操作的运动轨迹仿真,从而得到机械臂末端仿真曲线。各关节的角速度和扭矩变化平稳,且最大值未超过机器人的设计值,这一定程度上验证了算法的正确性和轨迹规划的可行性。仿真结果表明,机械臂能够适应真空室内部的复杂环境,可以有效地规划出满足既定空间任务要求的运动轨迹,对托卡马克装置中遥操作的应用和轨迹规划有一定的积极意义。

面向托卡马克破裂预测的实时数据采集系统设计

[目的]等离子破裂是托卡马克核聚变装置运行中的重大威胁。破裂缓解系统可以降低等离子体破裂对装置的危害,其动作时机高度依赖于实时运行的等离子体破裂预测系统对等离子体破裂时刻的预测。基于深度学习的神经网络已被用于训练等离子体破裂预测模型,其实时运行需要来自多种诊断的大量实时数据。[方法]文中提出一种实时数据采集系统的设计方案。该系统基于模块化结构进行设计,分为多通道采集模块、ADC转换控制和数据读取模块、数据分组与封装模块和数据传输网络模块。数据传输网络模块基于运行在FPGA上的10 G速率的硬件UDP网络协议栈进行构建。该硬件UDP协议栈具有确定性的数据传输过程,使得系统具有很低的传输时延。[结果]该实时数据采集系统的采样率可以达到每通道2 MSa/s,数据吞吐速率超过9.3 Gb/s,数据传输延迟小于10μs。[结论]该实时数据采集系统可以为破裂预测程序提供快速传输的实时诊断数据流。高采样率使得系统可以对辐射、电子温度等1维诊断进行实时传输,提高数据时间分辨率。高数据吞吐率可以提高诊断数据的传输数据量,低数据传输时延可以减少破裂预测模型获取诊断数据的时间。

基于Python的托卡马克等离子体位形编辑器设计与实现

等离子体位形控制是等离子体实验控制的重要组成部分,设计满足放电要求的等离子体平衡位形是等离子体控制系统的重要功能之一。根据位形计算原理、中国聚变工程实验堆等离子体控制系统用户界面集成原理及用户界面需求,采用开源的Python语言及PyQt库,设计开发位形编辑器,用于等离子体期望位形设计和优化;并提供期望位形输入数据,供其集成使用。对主要模块进行复用,开发可独立运行的位形编辑器,能够灵活适用于不同的托卡马克装置。测试结果显示,该编辑器能满足单机运行的需求,同时消除了必须登录等离子体控制系统才可进行位形设计工作的弊端。

大量氘氩/氖混合气体注入对托卡马克逃逸电流抑制的数值研究

托卡马克等离子体破裂会产生逃逸电流,如不进行抑制,其携带的巨大能量将对设备造成严重破坏。本文使用DREAM程序中的流体模型,基于中国环流器二号M(HL-2M)托卡马克装置大等离子体电流放电条件,研究注入氘氩/氖混合气体对破裂逃逸电流的影响。研究表明:注入氘氩/氖混合气体可以抑制最终形成的平台逃逸电流。在讨论的破裂前等离子体电流I_(p)范围内,最优条件下氩/氖在混合气体中的含量应在0.50%~0.70%,氘的注入量应在10^(20)~10^(21)m^(-3)。在这个范围外,氘氩/氖混合气体注入对逃逸电流的抑制效果都会减弱,甚至会增大逃逸电流。破裂前等离子体电流I_(p)是影响逃逸电流的关键因素。I_(p)越大,形成的逃逸电流越大,也需要注入更多的混合气体。在I_(p)高达10 MA的聚变堆级托卡马克装置上,注入混合气体的密度需要达到10^(22)m^(-3),这是目前大量气体注入(Massive Gas Injection,MGI)技术所不能达到的,通过散裂弹丸注入氘氩/氖混合物将是更加可行的方式。

强磁场托卡马克环向场线圈应力缓解研究

针对强磁场托卡马克环向场(TF)线圈应力过大、结构材料难以承受的问题,根据静水应力原理分析了通过外部承压结构来降低TF线圈内腿应力的有效性。采用COMSOL有限元软件开展模拟,研究了液氮冷却强磁场铜导体托卡马克外部承压结构在不同厚度下TF线圈磁体应力的降低程度;对比了铍铜合金和无氧铜作为导体材料所需要的外部承压结构的厚度和体积。

EAST托卡马克早期H模实验边界局域模特征的统计分析

为分析EAST托卡马克早期(2010—2014年)高约束运行模式(H模)中边界局域模(ELM)与哪些参数具有强相关性,在验证有效性的基础上,采用主打击点处Dα辐射的相对涨落来定量表征边界局域模幅度,建立EAST托卡马克早期H模下ELM特征数据库。统计分析表明,ELM频率随边界安全因子的增大而减小,2010年type-ⅢELM的频率随总加热功率的增大而增大。这与其他装置或2015年以后EAST装置上得到的结果不一致,部分原因是碳杂质水平的变化。碳杂质水平是影响EAST托卡马克早期H模实验中ELM行为的重要因素之一。

J-TEXT托卡马克装置间歇性爆发事件的实验研究

为研究密度对J-TEXT托卡马克边缘湍流及间歇性爆发事件的影响,采用往复式朗缪尔静电探针测量边缘等离子体参数,采用概率分布函数以及条件平均等分析方法,详细比较了不同线积分密度情况下边缘等离子体电子温度、密度、电位和径向电场等径向分布及涨落特征。结果表明:随着等离子体密度的增加,边缘电子温度降低,在最后闭合磁面附近的E×B剪切流减弱;密度涨落在刮削层(SOL)具有更大的正偏度与峰度,涨落幅度>1.5倍标准差的气泡(blobs)所引起的粒子输运占总输运的占比从25%上升到45%;但blobs爆发的时间间隔不依赖于积分密度,保持在35μs左右。因此,随着密度增加,blobs对边缘输运的影响更大。

钨杂质辐射对托卡马克等离子体大破裂快速热猝灭阶段热能损失过程的影响

基于PLT,EAST,WEST,ASDEX-Upgrade,JET等托卡马克装置开展的研究表明重杂质易产生聚芯现象,这会导致等离子体约束性能降低甚至引发等离子体大破裂事件.大破裂期间等离子体热能损失主要发生在快速热猝灭(thermal quench,TQ)阶段,但目前对于这一阶段的时间尺度定标关系并没有较为全面的物理解释.国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)将采用全钨壁材料,而钨作为高Z杂质,其较强的辐射能力将会对TQ过程的热能损失产生影响.为研究钨杂质对快速TQ时间尺度的影响,本工作通过同时考虑随机磁场导致的热扩散以及钨杂质辐射引起的热损失机制,建立了托卡马克等离子体电子温度演化的一维模型,并在典型类ITER参数下对该阶段的电子温度演化进行数值计算和分析.主要结论为:1)快速TQ时间尺度的量级由热扩散水平决定,但钨杂质辐射可以定量上影响TQ时间尺度和TQ后期电子温度,钨浓度越高TQ时间尺度越短、后期电子温度越低,且数值与解析结果分析都表明该时间尺度与钨杂质浓度近似呈线性关系;2)快速TQ阶段前期,通过钨杂质辐射损失的能量远小于通过随机磁场引起热扩散损失的能量,但在TQ后期,钨杂质辐射功率量级可以接近甚至超过热扩散功率,这也是导致TQ后期电子温度随钨浓度增大而降低的原因.因此,钨杂质辐射在TQ后期对热能损失的贡献不可忽略.

EAST托卡马克钨杂质上下不对称性分布的实验研究

基于EAST托卡马克装置高性能极紫外空间分辨杂质光谱仪,本文首次开展了磁约束聚变装置高Z杂质上下不对称分布的实验研究.实验结果显示,在同向中性束注入期间,等离子体芯部环向旋转速度V_(t0)大,钨杂质上下不对称性较强,且辐射(密度)较强的一侧背离离子B×▽B漂移方向;当从上外偏滤器充气口注入氘化甲烷气体后,V_(t0)迅速下降,原有上下不对称性发生反转.因此我们针对近似条件下W^(32+)杂质离子特征线辐射不对称因子I_(u)/I_(d)与V_(t0)依赖关系开展了进一步的统计分析.结果表明,I_(u)/I_(d)正相关于V_(t0),当V_(t0)<20 km/s以下时,不对称性发生反转.上述现象从实验角度验证了漂移动理学的理论预测,说明环向旋转带来的离心力影响了杂质离子平行于磁场方向的动量守恒,作为直接诱因,造成了高Z杂质密度的上下不对称分布,进而影响辐射的分布.本文对钨杂质上下不对称性分布的实验观测为进一步开展高Z杂质极向输运的机理研究打下了坚实的基础,并为今后聚变堆高Z杂质控制提供重要的参考.

托卡马克超导磁体失超电压探测技术

[目的]全超导托卡马克是稳态运行的基础,而及时、可靠的失超探测是保证超导磁体运行安全的关键所在,享有聚变装置安全的最高等级。[方法]文章综述了聚变磁体失超电压探测的方法原理和实现途径,简要概括了失超探测的研究进展和主要托卡马克装置所采用的失超探测方案,介绍了失超电压探测的基本原理和过程。并以全超导托卡马克实验装置(EAST)为例,分析失超电压探测的干扰来源及耦合机制,提出两级解耦补偿方案,并建立初级补偿优化分析模型和等离子体耦合干扰动态补偿机制。[结果]实测结果表明,该补偿方案能够实现99.9%以上的噪声抑制比,有效改善失超探测的信噪比和可靠性。[结论]建立的初级补偿优化分析模型和等离子体耦合干扰动态补偿机制可拓展至其他托卡马克装置,从而为未来聚变堆的失超探测设计和磁体安全运行提供必要积累。

大科学装置的背景研究与展示——以托卡马克CT-6为例

托卡马克装置是一种实现可控核聚变的大型科学实验装置,被认为是最有潜力和希望获取新能源的方式之一。本文对中国科学技术馆展出的中国首台托卡马克实验装置CT-6进行介绍,从其历史背景、技术参数、构造原理和研发过程等方面,逐一揭示其中的细节以及不为大众知悉的研发故事,总结分析CT-6取得成功的原因,结合CT-6展示挖掘大科学装置在博物馆科普展览方面的重要作用,为研究中国可控核聚变早期发展历程和相关大科学装置展示提供参考。

EAST托卡马克拉长位形演化的数值模拟

文章利用TSC对先进实验超导托卡马克(EAST)拉长偏滤器位形的放电进行了数值模拟,放电全过程中等离子体电流、等离子体大半径、小半径、拉长比随时间演化的模拟结果与实验结果及与EFIT反演结果吻合很好,为相关实验和开展更深入的EAST放电模拟研究提供了理论依据。

EAST托卡马克等离子体电流和位形演化的数值模拟

EAST托卡马克是世界上第一台全超导托卡马克装置。文章利用普林斯顿大学开发的著名托卡马克模拟程序对EAST的首轮放电中等离子体电流和位形的控制进行了数值模拟,获得的结果与实验吻合得很好,说明控制系统的稳定性。同时模拟结果对EAST今后开展等离子体平衡和控制系统设计有重要的参考价值。

基于托卡马克超导纵场线圈的SMES-UPS变流器设计及其控制策略

基于超导托卡马克纵场线圈构成的超导磁体储能不停电电源,可用来避免由于电网嬗变或秒级跳闸使低温和真空系统掉电导致的托卡马克装置中的超导磁体失超。文中为SMES-UPS设计的是电流型变流器系统,该系统既可用作为纵场磁体正常工作时的励磁电源又可用作电网故障时关键负载的备份电源。文章对该SMES-UPS变流器的不同工作条件下的原理和控制目标做了说明,对不同控制目标提出了相应的简单易实现的控制策略,并用Matlab进行了数字仿真,验证了控制策略的可行性。

日本正式启动FAST托卡马克聚变示范电厂建设项目

【《日本时报》网站2024年11月12日报道】日本近日正式启动了“先进超导托卡马克聚变”(FAST)项目,计划于2025年完成聚变示范电厂初步设计,21世纪30年代末在日本建成聚变示范电厂,实现示范发电。FAST将采用低纵横比设计,大半径2~3米,小半径1~1.5米,等离子体电流6~10兆安培,磁场强度为3~4.5特斯拉(带有高温超导磁体)、聚变功率5万~10万千瓦(可持续放电1000秒),计划累计满功率运行1000小时。

EAST超导托卡马克冷屏结构与受力分析

EAST是一个全超导磁体系统的托卡马克实验装置,超导纵场和极向场磁体工作在4K温区下。在磁体和其它发热部件之间布置有冷屏系统,以减少作用到所有低温冷质部件上的热载,将其保持在最低水平。该系统包括真空室冷屏(内冷屏)和外真空杜瓦冷屏(外冷屏)两部分。在分析了冷屏低温运行时所受热应力以及等离子体破裂时所受电磁载荷的基础上,运用大型有限元分析程序NASTRAN,对其不同载荷状况进行了数值计算,为其结构设计与优化提供了理论依据。

HT-7U超导托卡马克冷质部件支撑结构初步设计

HT -7U超导托卡马克冷质部件支撑结构 ,是用于支撑整个纵场系统及、极向场系统的重力 ,以及部分电磁力与热收缩力 ,它涉及到电磁学、机械、传热学和力学等学科 ,并主要介绍一种圆杆式柔性支撑结构及这种支撑结构用于HT -7U超导托卡马克装置时的特点。