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聚变装置

1、HT-7
 

    九十年代初,中科院等离子体所利用前苏联赠送的原价值约1500万美元的T-7装置进行大幅度改造,使其成为研究性更加先进,且更加完善的超导托卡马克——HT-7。其主要研究目标是,获得并研究长脉冲或准稳态高温等离子体,检验和发展与其相关的工程技术,为未来稳态先进托卡马克聚变堆提供工程技术和物理基础。

 HT-7装置示意图

      1994年12月至95年3月,HT-7首次成功进行了工程联调,94年12月28日得到第一等离子体。1998年国务院科教领导小组批准了国家“九五”重大科学工程HT-7U的立项,HT-7也部分承担下一代装置HT-7U的前期实验任务。
      HT-7是一个大型的实验系统,它包括HT-7超导托卡马克装置本体,大型超高真空系统,大型计算机控制和数据采集处理系统,大型高功率脉冲电源及其回路系统,全国规模最大的低温液氦系统,兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热系统,以及数十种复杂的诊断测量系统。几年来,HT-7超导托卡马克装置经过不断的改造,已进行了十几轮实验运行,取得若干科研成果,具有一定的国际影响力。为实现HT-7超导托卡马克装置的高功率、稳态运行,2001年,科研人员对HT-7的实验系统进行了数项重大改造:
    (1)极向场的稳态供电及控制;
    (2)利用钒钢实现稳态条件下纵场波纹度的大幅度改善:
    (3)1MW稳态低杂波电流驱动系统;
    (4) 高性能水冷石墨限制器及粒子排除系统;
    (5) 新型射频天馈系统;
    (6) 海量数据实时连续采集系统;
    (7) 数项先进等离子体诊断系统。
    在物理上,HT-7紧紧围绕稳态高约束等离子体运行这一世界前沿课题展开深入研究。为达到这个目的所开展的实验如下:
    (1) 低杂波电流驱动及改善约束;
    (2) 离子伯恩斯坦波加热及改善约束;
    (3) 边界湍流及输运研究;
    (4) 等离子体参数精细分布控制;
    (5) 先进壁处理;
    (6) 稳态运行及控制。
    随着物理实验的不断深入,2001年冬季实验又获重大进展,获得了许多研究成果:
    (1) 实现了在低杂波驱动下电子温度超过五百万度、中心密度大于、长达20秒可重复的高温等离子体放电;
    (2) 实现大于10秒、电子温度超过一千万度、中心密度大于的高参数等离子体放电,这是世界上第二个放电长度达到1000倍能量约束时间高参数准稳态等离子体;
    (3) 在离子伯恩斯波和低杂波协同作用下,实现放电脉冲长度大于100倍能量约束时间、电子温度二千万度的高约束稳态运行;
    (4) 最高电子温度超过三千万度。
截至目前,HT-7超导托卡马克达到的主要物理和技术指标为:
    (1) 等离子体参数:放电时间20秒,电子温度 >3000万度,电子密度 ,等离子体电流240千安;
    (2) 装置运行参数:磁场强度2.2特斯拉,本底真空;
    (3) 低杂波系统指标:最大注入功率700千瓦,环电压降至0,并向变压器反充电;
    (4) 离子回旋波加热和IBW指标:最大注入功率330千瓦,等离子体电子温度和离子温度明显升高;
    (5) 等离子体和壁相互作用:RF清洗及RF硼化和硅化效果明显,有效Zeff接近1;
    (6) 诊断技术及所达指标:总诊断35种,400多路诊断信号;
    (7) 加料技术:弹丸注入和IBW协同实验,发现芯部约束改善;Laval喷嘴实验已取得初步结果;
    (8) 等离子体控制:多变量控制,等离子体电流、位移反馈,实现等离子体参数灵活调节,较高放电重复率。
    以上指标充分说明,HT-7超导托卡马克装置已步入可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的先进装置行列。

 

2、 EAST

    为了在近堆芯的高参数条件下研究等离子体的稳态和先进运行,深入探索实现聚变能源的工程、物理问题,中科院等离子体物理研究所在建成超导托卡马克HT-7的基础上,提出了“HT-7U全超导非圆截面托卡马克装置建设”计划,后更名为EAST。EAST由实验“Experimental”、先进“Advanced”、超导“Superconducting”、托卡马克“Tokamak”四个单词首字母拼写而成,它的中文意思是“先进实验超导托卡马克”,同时具有“东方”的含意。
    EAST装置(下图)是由我国自行设计研制的全超导托卡马克装置,其主要技术特点和指标是:16个大型“D”形超导纵场磁体将产生纵场强度 ;12个大型极向场超导磁体可以提供磁通变化 ΔФ ≥ 10 伏秒;通过这些极向场超导磁体,将能产生 ≥ 100万安培的等离子体电流;持续时间将达到1000秒,在高功率加热条件下温度将超过一亿度。

EAST装置图

    EAST装置的主机部分高11米,直径8米,重400吨,由超高真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、外真空杜瓦、支撑系统等六大部件组成。其实验运行需要有大规模低温氦制冷、大型高功率脉冲电源、大型超导体、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热、大型超高真空、以及多种先进诊断测量等系统支撑。学科涉及面广,技术难度大,许多关键技术目前在国际上尚无经验借鉴。特别是EAST运行需要超大电流、超强磁场、超高温、超低温、超高真空等极限环境,从芯部上亿度高温到线圈中零下269度低温,给装置的设计、制造工艺和材料方面提出了极高的要求。
    EAST的不仅是一个全超导托卡马克(下图为托卡马克示意图),而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截面的等离子体位形,它的建成将有效推动我国磁约束核聚变研究发展。在装置建成后的10-15年期间,能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究。

 
托卡马克示意图

    EAST的大小半径虽然只有国际热核聚变实验堆(即ITER)的1/3和1/4,但位形与ITER相似,比ITER早10-15年投入运行。EAST是一个近堆芯高参数和稳态先进等离子体运行科学问题的重要实验平台,它将在ITER之前成为国际上最重要的稳态偏滤器托卡马克物理实验基地。

3、 中国环流器二号A装置(HL-2A)
 

HL-2A装置图

    为促进我国核聚变研究事业的快速发展,核工业西南物理研究院“九五”期间开始建造中国环流器二号A(HL-2A)装置并于2002年底完成。HL-2A的主要目标是开展高参数等离子体条件下的改善约束实验,并利用其独特的大体积封闭偏滤器结构,开展核聚变领域许多前沿物理课题以及相关工程技术的研究,为我国下一步聚变堆研究与发展提供技术基础。

HL-2A参

HL-2A装置的主要研究内容

 

4、 J-TEXT

 

    华中科技大学通过国际合作建成 J-TEXT托卡马克。90年代中期,该装置进行了升级改造,添加了偏滤器位形和电子回旋共振加热系统,使得J-TEXT托卡马克的运行区间从欧姆加热模式、低约束模式和限制器下高约束模式扩展到了偏滤器运行模式、射频加热下的高约束模式等。
    此外,科研人员还在该装置上研发了一些非常新颖的等离子体诊断设备,如红外干涉散射仪、重离子束探针等。
    J-TEXT托卡马克主要参数为:大环半径105cm,等离子体截面半径30cm,环向场磁感应强度3.0T,环向等离子体电流300kA,且具有偏滤器位形。
    该装置具有结构紧凑、运行经济、实验灵活和可以稳定频繁放电的特点,适合于作为教学装置培养聚变人才和各种新思想、新诊断、新技术及大统计量的实验。为此,该装置的定位为:ITER人才培养与培训的主要教学实验装置;具有创新思想和先进运行模式的实验装置;聚变技术研究的综合性“靶”实验装置;国内两大托卡马克装置的补充与预先实验装置;面向国内外开放的实验装置。

 

J—TEXT托卡马克装置图

5、 SUNIST

 

    SUNIST是我国第一台球型托卡马克装置,是以实现受控核聚变应用为最终目的的高温等离子体实验装置,由中国科学院物理研究所、清华大学工程物理系、核工业西南物理研究院共同建设和清华大学工程物理系共同运行、管理。它将对充实国际球型托卡马克数据库、丰富我们对于这一装置途径及环型等离子体的全面认识起到重要作用。SUNIST装置的建设和实验由国家自然基金重点项目、清华大学建设世界一流大学学科规划项目和中国科学院物理研究所创新基金共同支持。
    SUNIST的主要参数为:
环径比                    A ~ 1.35
等离子体大半径            R ~ 0.3 m
环向磁场                  BT = 1500Gauss
等离子体电流              Ip > 50KA