【摘 要】
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聚变能的开发是目前国际上能源研究的重点和难点。托卡马克是当今被认为最有可能实现聚变能商业化应用的装置,正建造的国际热核聚变实验堆(Internationale Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)是高参数的磁约束聚变装置。在实际运行中由于高参数下难免会出现宏观磁流体不稳定或控制系统失误,导致等离子体破裂,其中高能热负荷沉积、逃逸电子的撞击和电磁应力等都会对装置的安全运行产生影响,为了尽量降低这种威胁,必须缓解破裂的危害。目前最有效的方式之一是向出现破裂征兆的等
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聚变能的开发是目前国际上能源研究的重点和难点。托卡马克是当今被认为最有可能实现聚变能商业化应用的装置,正建造的国际热核聚变实验堆(Internationale Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)是高参数的磁约束聚变装置。在实际运行中由于高参数下难免会出现宏观磁流体不稳定或控制系统失误,导致等离子体破裂,其中高能热负荷沉积、逃逸电子的撞击和电磁应力等都会对装置的安全运行产生影响,为了尽量降低这种威胁,必须缓解破裂的危害。目前最有效的方式之一是向出现破裂征兆的等离子体注入大量高Z杂质,通过杂质电离辐射来耗散储能(热能)以达到保护装置的目的,该方式的缓解效果与杂质的种类、注入深度以及杂质在等离子体中的输运等紧密相关,其中散裂弹丸杂质注入(Shattered Pellet Injection, SPI)已经被列入ITER的破裂缓解方式之一,但是相关的实验研究尚不够充分,而数值模拟研究甚至更少,因此需要对SPI注入杂质的输运过程、辐射不对称性及其物理机制进行细致研究。
本文基于大型三维磁流体动力学不稳定性程序NIMROD(Non-Ideal MHD with Rotation-Open Discussion),以J-TEXT托卡马克装置为平台,开展了SPI下转动对氖杂质输运和辐射环向不对称性影响的模拟研究。当前NIMROD中的SPI模型忽略了散裂弹丸的注射速度和消融过程,直接将杂质沉积在等离子体内部。因而,为了符合实验上的多弹丸水平注入情景,对原有的SPI模型进行了修正完善,为了反应杂质不同的注入速度,分别在等离子体芯部和边界区域对弹丸沉积,研究转动对其的影响。结果表明当杂质沉积在磁轴芯部时,转动会抑制电离杂质在径向上的输运,阻止杂质从芯部局域逃离;当杂质沉积在边界附近,转动有利于电离杂质向芯部混合,促进其进入到2/1面内。前者是因为转动的制稳效应降低了宏观磁流体(Magnetohydrodynamic, MHD)不稳定性,使磁拓扑结构保存地更加完整,磁面约束了杂质的外排。后者更大的可能性来源于转动对流场的影响,流场对电离态的杂质产生电磁力使得杂质向芯部运动。此外,转动增加了等离子体内粒子之间的碰撞率,增强了杂质的环向输运,使杂质在环向空间分布更加均匀。转动作用下的最大辐射功率和辐射环向峰化因子(Toroidal Peaking Factor, TPF)也明显降低。从模拟结果来看,当等离子体转动为-45km/s时注入杂质可以显著提高缓解效果,这对实验具有积极的指导意义。
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对于国际热核聚变实验堆(ITER)而言,等离子体破裂是亟待解决的关键性问题。破裂将会给装置带来高热负荷、强电磁应力和高能逃逸电子这三大危害。如果不采取合适的破裂缓解手段,将严重威胁ITER的安全运行。由于电流猝灭阶段感应出极大的环向电场,预计在ITER上将形成很大的逃逸电流。然而,目前杂质注入手段难以实现逃逸电流的完全抑制。一旦形成了携带高额磁能的逃逸电流,它将对装置的第一壁造成严重损坏。因此,逃逸电流必须被安全地耗散或软着陆。
最近在J-TEXT托卡马克上,开展了欧姆场实现逃逸电流软着陆的实验
托卡马克等离子体破裂所产生的热负荷、电磁力负荷和高能逃逸电子会对装置产生严重的损坏,危害装置的安全运行。现目前破裂缓解的主流思路为大量杂质注入,其中大量杂质气体注入(Massive Gas Injection, MGI)曾是候选方案之一。MGI能够很好地缓解热、电磁力负荷的危害,但是对于逃逸电子抑制,由于MGI不能在短时间内注入大量的杂质到等离子体内并且杂质与等离子体的相互作用过程中电离的程度较低,故其所能提高的电子密度仅仅能够达到完全抑制逃逸电子所需理论密度的五分之一。所以本文课题一着重于MGI快速关断
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等离子体垫圈枪的结构特点在于其独特的垫圈堆叠结构,其阴、阳极多为平板或类平板结构,阴、阳极之间的金属垫圈与绝缘垫圈交替组合定义放
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