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。     

HL-2A装置主机改造的初步方案

HL-2A装置自2003年首次实现等离子体单零偏滤器位形以来，运行参数逐步提高。目前获得了纵场2．7T，等离子体电流厶为410kA的结果，基本达到装置常规运行的指标。由于装置是封闭式偏滤器结构，不能形成拉长的等离子体截面，等离子体参数的进一步提高受到了限制。为了开展更深入的实验研究，装置的升级改造是非常必要的。     

气冷变截面电流引线优化设计与实验研究

电流引线是连接超导低温装置室温电源与超导单元的桥梁,其漏热直接关系到低温系统的运行稳定与运行成本.本文对传统的气冷电流引线分段计算方法做了一定的改进,提出了气冷变截面电流引线优化设计方法.应用此方法为一个YBCO高温超导带材临界电流特性测试装置设计了变截面电流引线.通过对电流引线的温度场分布进行实验测量,并与设计值进行比较,结果吻合较好,证明了气冷变截面电流引线设计方法的有效性和实际优化效果.本文的设计方法及相关实验研究为变截面电流引线在超导低温装置中的实际应用提供了一定的参考.     

HL-2A装置偏滤器位形研究

1研究方法 等离子体边界是托卡马克平衡运行时等离子体截面的极向磁通函数的等高线，它决定等离子体位形。位形是托卡马克装置实验和工程设计的重要参数，它是由等离子体电流及其分布以及外极向场线圈电流配置共同决定的。     

HT-7U超导托卡马克装置装配方案概述

HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置的科研目标是建造一个具有非圆截面的大型超导托卡马克装置,用来开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理问题的实验研究。讨论了HT-7U装置主机关键部件的构成,装配过程中对各关键部件装配的精度要求,建立了总装测量系统确保关键部件的装配精度。     

由磁测量确定环流器等离子体截面形状的方法

一、引言在环流器实验中,等离子体柱截面形状和位置是位形基本参数。尤其对非圆截面和放电期间截面变化的装置,为调节、控制成形、分析等离子体内外电流分布变化引起的位形和稳定性改变,边界磁面形状位置是不可缺少的信息。本文用给定极向磁场,由拟合计算的方法来确定等离子体边界。     

负离子与气体碰撞双电子脱附的实验研究

负离子与原子碰撞的电子脱附过程是普遍存在于等离子体物理、天体物理、电离层物理学中的重要过程．实验和理论的研究有助于加深我们对于离子与原子作用过程以反负离子结构的认识，本文主要介绍负离子的双电子脱附截面测量实验装置，并蛤出对于H^-与He碰撞的双电子脱附截面的测试结果以及与其他实验数据的比较。证明我们的装置是可靠的，一系列的实验正在进行中，     

HL-2A等离子体的控制和边界识别

在托卡马克装置中，等离子体控制是一项重要的基础性工作，是托卡马克装置等离子体能够平衡、正常放电运行重要而基本的条件。这项工作包括等离子体电流、位置、形状、密度、电流分布、q值的控制和等离子体破裂控制等。其中电流、位置和密度的控制是圆截面等离子体的基础性工作；对于非圆截面装置，除了电流、位置和密度的控制之外，形状的识别和控制又是必不可少的基础性工作。这其中等离子体形状的识别和位置控制又是最复杂和最困难的。本论文给出了HL-2A装置等离子体电流和水平位移控制的理论模型和MATLAB仿真结果，并具体介绍了目前HL-2A装置等离子体控制系统的软、硬件组成。     

HT-7U纵场磁体CICC导体设计

国家“九、五”重大科学工程HT-7U托卡马克(Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置，装置主机包含有16个纵场(TF)超导线圈和14个极向场(PF)超导线圈．线圈采用NbTi CICC导体(Cable in-Conduit Conductor)绕制，用超临界氦迫流冷却．本介绍CICC导体的设计和导体短样的测试结果．     

非圆截面托卡马克等离子边缘磁场结构的快速Mapping方法

介绍利用等离子体磁面的傅里叶及边缘泰勒展开的解析表达式，得到非圆截面托卡马克等离子体边缘磁面结构的快速ｍａｐｐｉｎ方法。最后作为例子给出在ＴＥＸＴ－Ｕ装置实验中上的ｍａｐｐｉｎｇ图。     

HT-7U装置冷却回路概念设计

】HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置是国家九五重大科学工程 ,包括一个具有非圆小截面的大型超导托卡马克 HT-7U实验装置和低温、真空、水冷、电源及控制、数据采集和处理、波加热、波驱动电流、诊断以及公共基础设施等重要子系统。文中概要地介绍 HT-7U装置冷却回路的基础结构和主要参数 ,对冷却回路进行了概念设计 ,给出了冷却回路流程的初步方案     

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。     

中能电子的全截面测量装置和对氮分子的散射全截面

介绍一台用于中能电子散射全截面的测量装置，并给出了５００－２６００ｅｖ电子与氮分子散射全截面的实验结果。 关键词：     

非圆截面托卡马克等离子体边缘磁场结构的快速Mapping方法

介绍利用等离子体磁面的傅里叶及边缘泰勒展开的解析表达式,得到非圆截面托卡马克等离子体边缘磁面结构的快速mapping方法。最后作为例子给出在TEXT-U装置实验中上的mapping图。     

快速磁通变化超导线圈失超保护的改进方法

大型托卡马克超导装置的超导线圈在快速励磁条件下 ,将在线圈中产生很大的感应电压噪声 ,可能比用于失超检测的电阻电压大几个量级 ,同时在大电流和快速励磁条件下失超保护对确保装置安全变得尤为重要。文中主要提出在超导线圈大电流和快速励磁条件下如何进行正确失超保护的一种方便又可行的工程方法 ,并在中科院等离子体所对 HT- 7U第一个超导中心螺管原型线圈进行的性能测试实验中取得了成功。     

非圆截面环流器FY-1实验(Ⅰ)——被动运行部分

本文简略地描述了FY-1装置结构、等离子体基本参数的测量和等离子体位形的调试,初步考察了硬X射线产额与工作气压的关系。实验分析表明,FY-1装置已形成的等离子体环流放电属于逃逸放电。在场成形线圈作被动运行时,通过改变其回路连接方式和外串电感值,可适当调节等离子体平衡位置和位形。MHD平衡计算与实验测量拟合结果表明,等离子体截面可调节为不同截面积和拉长比(k=1.1—1.4)的椭圆。     

负离子与气体碰撞双电子脱附的实验研究

负离子与原子碰撞的电子脱附过程是普遍存在于等离子体物理、天体物理、电离层物理学中的重要过程.实验和理论的研究有助于加深我们对于离子与原子作用过程以及负离子结构的认识.本文主要介绍负离子的双电子脱附截面测量实验装置,并给出对于H-与He碰撞的双电子脱附截面的测试结果以及与其他实验数据的比较,证明我们的装置是可靠的.一系列的实验正在进行中.     

全超导托卡马克装置(EAST)的技术诊断系统

全超导托卡马克(Tokamak)装置EAST是国家“九五”大科学工程。技术诊断是超导托卡马克装置的重要子系统,主要负责装置主机部件的温度、线圈电阻等的测量以及超导线圈失超信号探测。简要介绍EAST技术诊断系统的设计及试验结果。     

非圆截面环形轴对称等离子体中的测地声波模式

最早Winsor，Johnson和Dawson等人研究了测地声波模式，其目的是为了解释在仿星器装置实验中发现的某些低频振荡。这是一类特殊的静电流体模式，具有很低的模数并与环形磁约束等离子体的所谓的测地曲率相耦合。最近对这类模式的新的兴趣是由于它与漂移波湍流在区域流和测地声波模作用下的稳定化现象密切相关。早期对测地声波模的研究是在简单的几何位形中进行的，包括大环径比圆截面托卡马克或圆截面的“平均”仿星器，这样，对一般的环形磁约束等离子体来说，以前的研究实际上只适用于近磁轴区域。     

ECRH主高压电源控制系统的设计

1引言 在托卡马克聚变研究装置中，ECRH主要被用于整体或局部的电子加热、控制电子温度和等离子体电流等重要参数的分布截面、抑制等离子体磁流体动力学不稳定性、改善等离子体约束等。ECRH高压电源的参数为：电压-55kV，电流25～30A，稳定度1％，另外，要求电源系统不仅具有快速的保护性能，并且要具有较高的稳定度。