东方超环上低杂波驱动等离子体环向旋转实验研究

旋转和旋转剪切能抑制磁流体不稳定性和增强等离子体约束.低杂波电流驱动作为未来聚变堆上可能的旋转驱动手段,探索低杂波在现有托卡马克装置上驱动等离子体旋转的驱动机制,可以为未来的聚变堆上旋转预测提供重要参考.在东方超环托卡马克装置上,早期发现了2.45 GHz的低杂波能有效驱动等离子体旋转的现象,认为是边界旋转的改变导致芯部旋转的同电流方向的增加造成的.更高频率下4.6 GHz低杂波电流驱动可以更有效地驱动同电流方向的等离子体旋转.本论文分析在欧姆背景等离子体下,不同功率的低杂波对等离子体环向旋转的影响,研究安全因子剖面变化对环向旋转的关系,利用功率调制获得了低杂波驱动旋转实验中的环向动量输运系数变化情况,发现环向动量扩散系数(χφ)、环向动量箍缩系数(Vpinch)的数值大小趋势是从芯部向靠外的区域逐渐变大.这与低杂波驱动环向旋转时,环向旋转速度由靠外的区域向芯部传递的特性吻合.     

低混杂波电流驱动下注入杂质的输运

在欧姆放电和低混杂波电流驱动条件下,应用激光吹气技术注入金属杂质,用真空紫外谱仪测量了杂质线的辐射,给出了ＨＬ－１Ｍ 装置欧姆等离子体和低混杂波电流驱动等离子体杂质输运的研究结果。用杂质输运程序ＬＢＯ进行数值模拟,得出了等离子体中杂质的扩散系数Ｄ（ｒ） 和对流速度ｖ（ｒ）。在低混杂波电流驱动条件下,等离子体杂质的输运系数相对欧姆放电等离子体杂质的输运系数减小了５０％ 左右。结果表明,在ＨＬ－１Ｍ 装置上低混杂波电流驱动等离子体相对通常欧姆等离子体杂质的约束性能明显得到了改善     

托卡马克等离子体环向电流的锯齿效应

本文从动力论出发，分析了在托上瞳马克欧姆感应驱动和低杂波驱动等离子体的组合放电中，锯齿崩塌时，循环电子和俘获电子对环向电流及其密度产生的调制作用。     

HL—1M装置器壁硅化对电子速率分布的影响

在欧姆加热和低混杂波电流驱动条件下,利用磺化汞半导体探测器和碘化钠和探测器测出了ＨＬ－１Ｍ装置的Ｘ射线能谱,研究了器壁硅化前后电子速率分布和电子温度变化的特点,给出了Ｘ射线辐射强度与ＬＨＣＤ能量沉积的关系。     

HT-7超导托卡马克边界等离子体参量及其涨落的实验研究

利用径向可移动朗缪尔三探针和马赫探针对HT-7超导托卡马克边界等离子体参量及其涨落进行了空时空分辨测量.给出了欧姆放电及其与低杂波电流驱动共同作用下边界等离子体电位φ_p、电子温度T_e和电子密度n_e及其涨落的径向分布.实验表明,在限制器附近,存在一由E_r×B确定的极向旋转速度剪切层.在剪切层内,T_e和n_e分布较陡,且φ_p,T_e和n_e的相对涨落水平下降明显.这说明剪切层对边界区的等离子体涨落具有抑制作用.低杂波驱动使径向电场梯度变陡,从而使剪切程度加深但对剪切层宽度无影响.此外,测量表明等离子体环向速度马赫数M_φ存在径向梯度.环向流的这种径向梯度可能是形成径向电场所需的平均极向流的一种重要驱动源 关键词： 托卡马克 边界涨落 低杂波驱动     

HL－1装置辅助加热等对能量约束的影响

在ＨＬ－１托卡马克上进行了辅助加热、加料、电流驱动的物理实验研究。在改善等离子体约束方面，某些实验取得了较好的结果。在适当的稳定放电条件下，低杂波电流驱动和弹丸注入辅助加料，均能使等离子体能量约束得到一定程度的改善，与相同密度条件下的欧姆加热放电相比，能量约束时间提高了约３０％。在电子回旋共振加热等离子体实验中，等离子体总能量明显增加，但与相同密度条件下的欧姆加热放电相比，能量约束时间减少了约２０％。     

HL—1装置辅助加热等对能量约束的影响

在ＨＬ－１托卡马克上进行了辅助加热，加料，电流驱动的物理实验研究。在改善等离子约束方面，某些实验取得了较好的结果。在适当的稳定放电条件下，低杂波电流驱动和弹丸注入辅助加料，均能使等离子体能量约束得到一定程度的改善，与相同密度条件下的欧姆加热放电相比，能量约束时间提高了约３０％。在电子回旋共振加热等离子体实验中，等离子体总能量明显增加，但与相同密度条件下的欧姆加热放电相比，能量约束时间减少了约２０％     

HL-2A等离子体边缘极向剩余胁强的研究

首次报导了托卡马克等离子体边缘与湍流相关的极向剩余胁强剖面的测量结果。采用外中平面往复式静电探针阵列对HL-2A托卡马克边缘的极向湍流动量输运进行研究。在没有外部动量注入的欧姆放电下,剩余胁强为有限值、且其空间剖面在等离子体边缘具有明显的径向梯度,表明托卡马克等离子体边缘存在极向动量源。由动量源产生的动量主要以扩散形式向与剩余胁强相反的方向传播,最终的结果是等离子体边缘存在有限的雷诺胁强。在最后闭合磁面以内0.5~2cm区域,剩余胁强的梯度提供自发旋转的力矩,由该力矩引起的动量产生与由速度梯度引起的动量扩散共同导致了雷诺胁强出现负梯度,造成动量沉积,从而驱动极向平衡流。     

HL-2M混合运行方案初步分析

采用OMFIT集成模拟平台,对在建的HL-2M的混合运行方案开展物理分析。在1MA等离子体电流和1.88T环向磁场条件下,利用电子回旋波和中性束注入等辅助加热和电流驱动方式来调制出混合运行所特有的芯部q≈1的平坦的安全因子剖面,其中欧姆电流和自举电流的份额分别为26%和42%,能量约束因子(H_(98,y2))高达1.19。在混合运行的条件下,通过添加反向中性束注入,可以得到更高的比压值βN。此外,优化离轴的电子回旋波电流驱动和增加在轴中性束注入功率,可以进一步实现完全非感应混合运行。在该方案下,β_N可达3.47、H_(98,y2)为1.14和自举电流份额达51%。     

HT-7托卡马克等离子体密度调制实验中的逃逸电子行为

在HT-7托卡马克的等离子体密度调制实验中,通过对欧姆和低杂波电流驱动两种放电条件下等离子体逃逸电子辐射行为的研究,验证了非准稳态等离子体中逃逸电子的产生机制,研究了欧姆和低杂波电流驱动两种放电条件下的大量充气对等离子体整体约束性能的影响。研究结果发现:放电过程中额外的大量工作气体的充入使等离子体偏离了准稳态,逃逸电子初级产生机制和次级产生机制准稳态的假设条件被打破,这时候需要利用非准稳态条件下修正后的逃逸电子归一化阈值速度来解释逃逸电子的辐射行为; 同时也发现放电过程中额外的大量工作气体的充入将使等离子体的整体约束性能变差。     

低混杂波高N‖分量对EAST等离子体电流驱动的影响

EAST等离子体高约束模运行条件下，在等离子体边缘区域观测到明显的等离子体电流带.在EAST托卡马克装置非圆截面平衡位形下，使用射线追踪方法研究低混杂波高平行折射率N_‖分量对电流驱动的影响.结果表明：当-8≤N_‖≤-6时，平行折射率分量能够在小半径（0.7 < r/a < 1）区域驱动kA量级的等离子体电流.对于具有台基区、等离子体边缘温度更高的电子温度剖面，驱动电流的位置r/a>0.9.低混杂波朗道阻尼的理论分析与数值模拟结果一致.另外，高N_‖低混杂波在等离子体边缘的功率沉积和电流驱动与电子温度分布和发射谱分布相关.     

磁螺度(helicity)注入电流驱动实验的平衡反演

磁螺度注入是一种国际上正处于探索性研究阶段的极富吸收力的电汉驱动方案,尤其对于球环堆芯更具有至和关重要的意义。对磁螺度注入电流驱动实验进行平衡反演工作,将实验数据进行理论分析研究,拟合所有的测量数据以确立实际的等离子体位形,平衡的磁拓扑结构以及环向电流的空间分布,从而确定闭合橛面区的驱动电流大小以及等离子体的性质,计算结果表明等离子体具有托卡马克型ｑ分布,环向电汉分布呈中空形,磁面结构为有三角形变     

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.     

Tokamak中自举电流的剖面准直性

利用Harris模型,通过求解等离子体平衡方程,计算俘获粒子份额,分别对常规剪切和中心负剪切下tokamak中的自举电流的大小和剖面准直性进行了计算和分析.自举电流分布与等离子体平衡电流分布之间的剖面准直性可以通过调整等离子体的密度、温度和电流分布参数,以及描述等离子体形状的拉长度k和三角变形因子d来获得.中心负剪切位形有利于自举电流产生,并有好的剖面准直性.通过计算比较,分别在常规剪切位形下和中心负剪切位形下获得了一组优化的等离子体参数,在这组参数下,自举电流有较大的份额和好的剖面准直性 关键词： tokamak 自举电流 剖面准直性     

托卡马克放电过程中偏滤器位形的演化

本文研制了适用偏滤器位形的１－１／２维托卡马克输运程度，并该程序模拟了托卡马克装置放电期间偏滤器位形的演化。在纯欧姆加热和有辅助加热两种放电方式下，对不同等离子体电流分布，拉长比，三角形变等参数下等离子体平衡位形的演化过程进行了计算机模拟。     

平衡电流位形对电阻壁模稳定性影响的数值模拟

数值研究平衡电流位形对电阻壁模式稳定性的影响.研究发现,对于不同的电流位形,当等离子体边缘处安全因子一定时,最不稳定的电阻壁模的环向模数和极向模数相同.在同一壁位置下,非均匀电流位形驱动的电阻壁模的线性增长率比均匀电流位驱动的电阻壁模的线性增长率大.等离子体速度流在不同的初始电流位形下对电阻壁模稳定性的影响不同.由于磁力线在壁上的挤压,经过线性演化后,电阻壁模进入非线性演化并达到饱和状态,非均匀电流位形下的扰动磁能比均匀电流位形下的扰动磁能饱和度低.     

环形等离子体平衡时维持场电流的计算

本文介绍一个计算轴对称任意截面环形等离子体平衡问题的方法。先选定等离子体边界和环电流分布,用有限元方法解平衡方程的边值问题。借助于虚壳原理,得到用平衡方程解表示的能够产生平衡时所需要的维持场的虚壳电流。计算虚壳电流在等离子体区的维持场,以它为根据,采用积分方程开拓,求等离子体区外某位形上的维持场电流分布。解决这个问题的主要困难是当磁场向外开拓时遇到了不适定问题。我们用奇异值分解方法解不适定的Fredholm第一类积分方程。这个方法能容易地找到稳定解,对解决这个平衡问题是简单有效的。我们以七种等离子体截面形状,三种电流分布为具体模型,在三种维持场电流分布位形上给出了维持场电流分布。还给出了维持场形态,维持场总电流与等离子体总电流的比较,并简单讨论了维持场对等离子体整体稳定性的影响。 关键词：     

Tokamak plasma equilibrium analysis based on the relaxation method with a specified magnetic axis

In this contribution, we have presented two techniques for the determination of plasma equilibrium position in IR-T1 tokamak: relaxation and optical methods. An analysis method of tokamak plasma equilibrium by a relaxation method with a specified magnetic axis is presented. The degrees of freedom due to designated positions of the magnetic axis are possible by using poloidal field coil currents. Stable steady-state tokamak plasma equilibria are calculated along with the magnetohydrodynamic potential energy. The plasma generates a plasma current which partially or fully cancels the magnetic field from the poloidal field coils. For low-temperature plasmas, the plasma current distribution is centrally peaked; for high-temperature plasmas, the plasma current has a hole. A centrally peaked current distribution in a low-temperature plasma is evolved into a current distribution with a hole by increasing the plasma pressure by Ohmic heating, radio frequency heating, or by neutral beam injection heating. In the second technique, an image-processing technique was used for the output signal of the charge coupled device camera and plasma emission intensity profile and then the plasma position was obtained. Results are compared and 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.     

Reconstruction of the equilibrium of the plasma in a Tokamak and identification of the current density profile in real time

The reconstruction of the equilibrium of a plasma in a Tokamak is a free boundary problem described by the Grad–Shafranov equation in axisymmetric configuration. The right-hand side of this equation is a nonlinear source, which represents the toroidal component of the plasma current density. This paper deals with the identification of this nonlinearity source from experimental measurements in real time. The proposed method is based on a fixed point algorithm, a finite element resolution, a reduced basis method and a least-square optimization formulation. This is implemented in a software called Equinox with which several numerical experiments are conducted to explore the identification problem. It is shown that the identification of the profile of the averaged current density and of the safety factor as a function of the poloidal flux is very robust.