托卡马克边缘等离子体与壁材料相互作用课程报告
磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展
参 数 稳 态 等 离 子 体 物 理 问 题 和 托 卡 马克 装 置 及 未 来 反 应 堆关 键 材 料 问 题 。 其 中关 键 材 料 问题 的解 决
在很 大程度上取决于我们对等离子体与壁 材料相互 作用 （ ｌｓ ａＷａｌ ｎｅａｔ ｎ ，Ｐ ） 程和机 理 Ｐａｍ ． ｌＩｔｒｃｉ ｓ ＷＩ过 ｏ
ｔ ｒ ｄ ｃ ｅ ｈｇ — ａ ａ ｔ ｒ ｔａ ｙ ｓ ｔ ｌｓ ． ａ ｄ ｔ ｅ ｏｈ ｒｉ ｈ ｗ ｔ ｈ ｏ ｅ ｔ ｅｋ ｙ ｍａｅ ａｓ ｉ ｏ ａ ａ ｓｗ ｌ ａ ｏ ｐ ｏ ｕ ｅｔ ｉｈ ｐ ｒ ｍｅｅ ｅ ｄ — ｔ ｅｐ ａ ｍａ ｈ ｓ ａ ｎ ｈ ｔｅ Ｓ ｏ ｏｃ ｏ ｓ ｈ ｅ ｔ ｒ ｌ ｎ Ｔ ｋ ｒ ｋ ａ ｅ ｌ ｓ ｉ ｎ
区域内。因此 ，Ｐ 问题 直接决定了聚变 的装置运行安全性 、壁材料 部件研 发进程和未来壁 的使 用 ＷＩ
寿命 。 弄 清 Ｐ 的各 种 物 理过 程 和机 理 并 施 以 有 效 的 控 制 ，是 未 来 核 聚 变 能 实 现 的 重 要 环 节 之 一 。 ＷＩ
对 Ｐ 国内外研究 现状进 行了详细的总结评述 ，并 阐述 了 Ｐ 的未来发展趋势 和亟待解决 的问题 。 ＷＩ ＷＩ
ｎ ｃ ｓ ａｙ ｗａ ｏ ｓ ｌｅ ｔ ｅｍａｅ ｉｌ ｒ ｂｅ ｅ ｅ ｓ ｒ ｙ ｔ ｏｖ ｈ ｔｒ ｏ ｌｍ． Ｐ Ｉ ｓａｓ ｅ ａ ｄ ｄ ａ ｎ ｆ ｈ ｅ ｓ ｅ ｒｔ ｅ ｓ ｃ ｅ ｓｏ ｔ ｒ ａｉ ｎ ｌ ａｐ Ｗ ｌｏｒ ｇ ｒ ｅ ｓｏ ｅ ｏ ｅ ｋ ｙ ｉ ｕ ｓｆ ｕ ｃ ｓ ｆ ｎ ｅｎ ｔ ａ ｉ ｔ ｓ ｏ ｈ Ｉ ｏ
托卡马克装置误差场的作用与对策研究InvestigationonEffectsand
重点基金项目结题报告
项目研究综述
•在HT-7超导托卡马克上进行的欧姆加热实验、离子回 旋加热实验、低混杂波电流驱动实验中，观察到其等 离子体稳定运行区的三条边界均受到锁模类大破裂的 限制，阻碍着放电参数的提高和长脉冲运行的实现。 •目前的误差场定标律是在常规托卡马克条件下提出和 验证的，在HT-7这样的超导装置上影响如何需进一步 研究。此项研究对HT-7U超导托卡马克在工程设计和安 装公差要求方面提出重要的参考作用。
序，利用此程序计算HT-7的误差场
•编制基于小波变换的、可进行锁模现象分析和定量研究撕裂模
的演化过程的程序。 •误差场研究课题，在HT-7和HL-1M上获取了丰富的实验结果， 对误差场与电阻撕裂模相互作用引起大破裂的机理有了深入的 理解。
•经过探索和实验研究，取得了几种可用于补偿、消减或控制误 差场引起锁模类大破裂的措施，并在HT-7的物理实验中验证， 成为HT-7成功地实现高参数高约束态的长脉冲先进运行重要的 保证之一。 •为ITER误差场的控制研究提供了新途径
Ip=114KA, dIp/Ip=18%, +dIp/dt=1.0MA/s, dIp/dt=1.4MA/s, f=40Hz
重点基金项目结题报告
锁模不稳定性研究
HT-7
HT-7 IBW 电子加热部位靠外，几十毫秒后温度变化明显
Te eV
1100 1000
900 800
shot#30723
275ms 305ms 335ms 365ms 395ms 425ms 455ms
重点基金项目结题报告
理论与计算
小波变换程序的编制机器在锁模现象分析中的应用
-本工作由ASIPP与USTC合作完成
一、问题的提出和工作意义 在等离子体物理实验中，从实验角度对撕裂模的发展规律作定量分析尚不多 见，原因是提取纯粹的撕裂模扰动信号尚属困难。八十年代中期热门起来的 小波变换是一种比短时付里叶变换更加灵活有效的时频分析方法，我们将引 进来用于去除干扰和低频信号，提取纯粹的撕裂模信号以达到定量分析其变 化规律的目的。 Tokamak装置中的大破裂是实现核聚变点火途径中的一大障碍，一般认为撕 裂模增长和模耦合是导致大破裂的主要原因。研究撕裂模的机制，寻求抑制 撕裂模的方法一直是理论和实验工作者关注的重大课题。在撕裂模理论方面 已进行了许多工作，近年来在模耦合、时间演化方面有不少进展，若我们从 实验角度对撕裂模的发展与模耦合作定量分析，将对理论工作起到检证和促 进的作用。
托卡马克原理
托卡马克原理
托卡马克是一种目前广泛研究的聚变反应装置，通过磁约束技术将高温等离子体束缚在装置中心。
它的原理是利用强大的磁场和等离子体运动的相互作用来维持反应过程。
托卡马克的核心部分是磁体系统，由一组环形线圈组成，产生强大且复杂的磁场。
这个磁场称为托卡马克磁场，可以将等离子体束缚在装置的中心区域。
等离子体中的带电粒子受磁场力的作用而沿磁场线运动，形成环状的轨道，从而保持在装置中心。
为了维持等离子体的高温状态，通常需要用射频加热等方法提供能量。
通过向等离子体输入能量，可以使粒子的运动变得更加激烈，进而增加粒子间的相互碰撞机会。
在高速碰撞过程中，带电粒子可能会发生聚变反应，释放出更多的能量。
此外，托卡马克还需要一个火花放电器来启动反应。
通过在装置中创造一个电弧放电，可以产生足够的能量和热量，使等离子体开始加热并产生聚变反应。
一旦反应启动，磁场和加热系统将负责维持等离子体的高温状态，使聚变反应持续进行。
尽管托卡马克有许多优势，如需要的燃料资源较为充分且聚变产物安全无害等，但目前仍然存在许多技术和工程问题需要解决。
例如，磁约束系统的复杂性、等离子体的稳定性和高温下材料的耐受能力等方面都需要进一步研究和改进。
然而，托卡马克作为一种可能实现可控核聚变的装置，仍然受到广泛的关注和研究。
托卡马克装置等离子体平衡和控制
ASIPP
HT-7
等离子体(Grad Shafranvo)平衡方程
对于托卡马克平衡而言，它有两个基本 的出发点：
(1)磁压和内部的等离子体压力是平衡的。
(2)由外部线圈的电流决定了等离子体的 位置、形状和电流大小。
ASIPP
HT-7
等离子体在环形螺旋磁场中的平衡
由于托卡马克中等离子体的质量是非常小的，一般仅10-4克 /m3，依电动力学的一般规律，等离子体向受有向外扩张的力， 其受力是很大的，一般为10吨/m3，在托卡马克装置中依靠角 向磁场和纵向磁场的磁压力加以平衡，这些磁场产生无限的 嵌套的磁面，其磁力线则沿螺旋线围绕着此环：等离子体的 声速一般为105～106m/s，因此在沿磁力线方向很快地便可达 到压力平衡。各个不同的磁面上的磁力线是不同的，就是由 于此剪切，才使等离子体能很好地平衡。磁面上扭曲的磁力 线一般用安全因子q描述，此剪切是由径向的q值确定。具有 回转变换的环形螺旋磁场，对于单个带电离子来说，是个很 好的约束。但是，这种磁场系统对于保持等离子体柱的宏观 平衡态还是不够的。这是因为载流的环形等离子体柱有向外 扩张的趋势，如不设法加以平衡，等离子体就会碰到器壁。
ASIPP
HT-7
等离子体磁通函数
ASIPP
HT-7
等离子体磁通函数
ASIPP
HT-7
等离子体磁通函数
ASIPP
HT-7
Grad Shafranov平衡方程
ASIPP
HT-7
Grad Shafranov平衡方程
ASIPP
HT-7
Grad Shafranov平衡方程
ASIPP
HT-7
等离子体磁通函数
对托卡马克平衡的等离子体而言，其基本的条 件是在等离子体区域内，所有位置上的等离子 体受力均为0，这个就要求磁场力与等离子体 压力平衡。
托卡马克装置等离子体平衡和控制2
ASIPP
EAST
世界上既有装置极向场线圈区分单独旳欧姆加热和 等离子体位形控制电流,而且接近等离子体。
EAST
ASIPP
EAST旳运营和控制
1, EAST 旳全部平衡位形全部由外部极向场线圈产生；
因为一种特定旳位形是由全部极向场线圈产生所以对位形旳同步控制也只 能用全部极向场线圈完毕。此时电源、测量和负载线圈构成旳系统旳响应 时间常数决定了这种控制措施可能控制旳最快位形变化；
ASIPP
HT-7
托卡马克装置等离子体 平衡和控制(2)
罗家融 Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences
ASIPP
HT-7
托卡马克装置等离子体平衡和控制
非圆截面等离子体平衡反演技术 托卡马克装置等离子体电磁测量概述 HT-7等离子体平衡和控制 EAST等离子体电流、X点位置和位形控制
影响托卡马克装置放电特征旳原因诸 多，其中象杂散场、杂质等对等离子 体参数旳影响很明显。
ASIPP
HT-7
杂散场对等离子体旳行为带来严重旳影响
(1)杂散场将使等离子体发生附加位移， 造成放电特征伏安曲线不对称，并影 响击穿时间和击穿压强 (2)轴对称多极杂散场将使磁面截面发 生形变 (3)环向场平均波纹度超出1％，离子 热导损失明显增长
ASIPP
HT-7
平衡反演算法旳历史
1980年到1982年 Dr．Luxon; Dr. 阐明了在一种非线性托卡马克装置中，除了一般等 离子体旳形状以外，等离子体外部旳磁测量数据既 能够决定等离子体旳能量储存又能够很好地决定等 离子体旳电流剖面分布。但速度较慢一次反演约需 30分钟。 MFIT程序采用旳是用网格电流模拟等离子体电流剖 面分布，所以它旳计算并不复杂但精确度不够。 EFIT程序保存了MFIT网格电流程序旳计算效率经过 交叉和迭代反演来得到等离子体旳最优解，借助等 离子体平衡来约束等离子体电流旳分布，提升了精 度。
托卡马克等离子体密度梯度对边缘输运垒形成的作用
时的电子扩散系数 的分 布。可见 ， 当在 一定 数值 范 围内增 加
加 热功率时 ， 离子 扩散 系数增 大 ， 约束变 坏 ， 这就是 所谓 的低 约束模式［ 。而当加热功率 继续增 大到 １ ＭＷ 时 ， １ ］ ８ 离子扩 散
Ａ ｓｒｃ Ａ ｎ ｍｅｉ ｌ ｉ ｌｔ ｎｏ ｈ Ｅ ｏ ａ ｋ ｐａｍａｔａ ｓ ｏ ｔ ｓ ｍｐｅ ｎ ｅ ｙｕ ｉｇＯ ｅ ｂｔａｔ ｕ ｒ ａ ｓ ｃ ｍｕａｉ ｎｔ ｅ Ｔ ｔｋ ｍａ ｌｓ ｒｎ ｐ ｒ ｌｍｅ ｔｄｂ ｓ ｎ — ｏ Ｊ ｉｉ ｎ
＝３ ， ｍ 小半 径 ｎ ｍ ， —ｌ 中心环向磁场 Ｂ 一２ ４ ， ． Ｔ 等离子体电 流 Ｊ ． ＭＡ 。总加 热功 率包 括 欧姆 加 热功率 和 中性 束加 一２ ３
热、 离子 回旋波加热等辅助加热功率 ， 在对 Ｊ Ｔ装置 中的等离 Ｅ
子体输运过 程进行模 拟时通过加大 辅助加热 功率 来增加 总的
加热功率 。
为了研究等离子体 的密度 分布和输运 垒形成 的关 系需要 实 现对 托卡马克 等离子 体 的输运 的模 拟 ， 考虑 托卡 马克 等离 子体 中的粒子包括氢离子 、 电子 以及 少量 杂质离子 ， 电子密 则
度 ｎ和 ｎ 杂 质密度 满足连续性方程 ：
卺＋ （ ）Ｓ ＺＳ ÷ ＝． ＋Ｚ
时， 边缘处 的离子密度 随之增大 ， 但密度梯 度变化趋 势基本 相
同， 变化都 比较平缓 ； 当加 热功率继 续增大 到 １ＭＷ 时， ８ 边缘 处的离 子密度梯度 突然增 大 ， 变得 很 陡峭 ， 这正是 Ｅ Ｂ形 而 Ｔ
等离子体讲义03
第三章，托卡马克工程一个托卡马克等离子体实验装置大致包括这样几部分（图3-1）。
装置的核心部分是发生聚变反应的区域，可以称为装置的主体。
它主要由真空室和产生磁场的磁体组成。
在当前主潮流的装置上还装备了排除杂质的偏滤器。
围绕装置主体的部分，恰如计算机外设，包括诊断系统、辅助加热和电流驱动系统，以及抽气和充气系统，或者拿反应堆的语言说是加料和排灰系统。
以上两部分均安装在一个大厅中，和外界用屏蔽墙防护高能粒子和射线所带来的人身伤害和对仪器设备的干扰。
而控制系统、数据采集和处理系统、磁体电源和其它一些电源、长波波源安置在大厅以外。
图3-1，托卡马克装置各部分分解图3.1 环向磁体托卡马克的磁体系统主要由环向场和极向场两部分组成。
环向场磁体的电流在极向，产生环向磁场约束等离子体。
而极向场磁体的电流在环向，构成欧姆加热变压器以产生和加热等离子体，并保持等离子体的平衡。
两组磁体在空间是正交关系。
在有些装置上还安装了一些产生局部磁场的磁体，可以称为多极场，1，环向磁体环向磁体产生约束等离子体的环向磁场，是托卡马克装置中最重要部件之一。
在所有的托卡马克装置上，环向磁体都是由分立的线圈组成。
这些线圈的中心位于一圆形环轴上，线圈与环轴垂直。
按照安培定律，线圈内的磁场B 和线圈电流I 以及总匝数N 的关系为∫⋅=l d B NI v v 01μ （3-1）其中的积分为线圈内绕环任意回路积分。
考虑积分路径为线圈内半径为R 的圆，而环向磁场假设是均匀的，就得到磁场的强度为RNI B πμ20= （3-2） 从（3-2）可知，真空中的环向磁场和大半径成反比，环内侧强而外侧弱。
一般以环轴处（等离子体的中心处）的磁场为环向场)(0R B 的标定值。
从安培定律角度看，)(0R B 或其它半径处的磁场强度仅和通过积分回路内总电流有关，和线圈形状大小无关。
如果大半径和设计的磁场强度决定，从（3-2）可以知道总电流NI 大小。
但是，由于线圈所储磁能为221LI ，在保证等离子体范围内有充分强的磁场的前提下，应尽量减小线圈的尺寸。
托卡马克装置的核反应物理过程
托卡马克装置的核反应物理过程托卡马克装置是一种磁约束聚变实验装置，用于研究核融合反应，是人类追求可控核融合能源的一大希望。
它的核反应物理过程主要包括等离子体加热、限制和维持等几个关键环节。
首先，等离子体加热是托卡马克装置的第一步。
为了实现核融合反应，需要将氢同位素（如氘、氚）加热到极高的温度，使其达到等离子体的状态。
常见的加热方法有射频加热和中性束加热。
射频加热通过射频电场的作用，使等离子体中的电荷粒子加速并提高动能，从而增加等离子体的温度。
中性束加热则是使用加速器将中性粒子速度加快，通过与等离子体碰撞而传递能量，从而使等离子体加热。
接下来是等离子体限制的过程。
等离子体是一种高温的带电粒子云，其自然趋势是扩散。
为了保持等离子体的稳定，必须采取适当的限制措施。
最常用的方法是利用磁场约束等离子体。
托卡马克装置采用了托卡马克线圈产生强大的磁场，借助洛伦兹力使等离子体沿着磁场线运动，并受到磁场约束。
这样可以防止等离子体与容器壁面接触，从而保持等离子体的稳定性。
在等离子体得到限制后，还需要维持等离子体的稳定状态。
等离子体在高温下容易发生不稳定的涡旋运动现象，称为等离子体微波。
为了克服等离子体不稳定性带来的问题，科学家采取了多种措施，如外加磁场和自行磁场。
外加磁场可以通过托卡马克线圈调整，使得等离子体保持一定的基态，减小不稳定性现象。
自行磁场则是在等离子体中产生旋转磁场，使等离子体呈现自行旋转的状态，从而稳定等离子体运动。
总结起来，托卡马克装置的核反应物理过程主要包括等离子体加热、限制和维持等几个关键环节。
等离子体加热是将氢同位素加热到极高温度，使其达到等离子体状态。
等离子体限制则是通过磁场约束使等离子体保持稳定。
维持等离子体稳定性则需要采取外加磁场和自行磁场的手段。
这些核反应物理过程共同作用，为实现核融合反应提供了重要的物理基础。
磁约束装置等离子体与壁的相互作用
ASIPP
聚变装臵用石墨材料研究进展
到80年代中期许多托卡马克装臵在运行时都采用石墨 限制器或偏滤器板 与此同时，实验室中针对石墨材料的测试和模拟开始 广泛进行，旨在阐明石墨与氢等离子体的化学反应 炭的化学腐蚀和RES行为； 中子辐照下炭材料的一些性能和结构变化； 炭与氢的同位素的共沉积行为； 目前炭材料仍然是世界范围内大型托卡马克的主要面 对等离子体材料 除了作为限制器和偏滤器，炭材料还在扩大其使用 范围，如覆盖整个真空壁 象TFTR，DIII-D，JT-60U，Tore Supra，ASDEX-U （现在在发展高Z的W）等采用全炭壁。
18
19 17 3
28
Partial pressure (×
• Te: He 4~10eV H2 2~5eV • Ti :H2: 0.5~ 2keV, D2: 0.3~0.5 keV high tail up to 30keV • ne~ 0.5 ~ 3x1017m-3
2
4
16
46
0
10
20
30
40
ASIPP
石墨材料的发展：掺杂及功能镀层
低化学溅射，抗RES，高热通量炭基复合材料 成为过去十年的研究重点 炭材料内部改性（添加B，Si，Ti，V，Zr， Ni，W或其炭化物等）； 表面涂层（B4C，SiC，TiC，W等）； 高导热率石墨和CFC复合材料； 石墨（CFC材料）和铜热沉的连接技术及其 性能评价。 HT7/EAST： 掺杂石墨
Particle Removing
RGA ICRF Cleaning Under the different RF Power
磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展 - 副本
第29卷 第7期2010年7月中国材料进展MATER I A LS CH I NAV ol 29 N o 7Ju l 2010收稿日期:2009-11-09基金项目:国际热核聚变实验堆计划(ITER )专项资助项目(2009GB106000);国家自然科学基金资助项目(50871009)通信作者:吕广宏,男,1969年生,教授,博士生导师磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展吕广宏1,罗广南2,李建刚2(1 北京航空航天大学物理科学与核能工程学院,北京100191)(2 中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)吕广宏摘 要:核聚变能是潜在的清洁安全能源,其最终的实现对中国能源问题的解决尤其重要。
磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。
磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题:高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。
其中关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用(P l as m a W all Interacti ons ,P W I)过程和机理的深入理解。
P W I 现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面以外的边界等离子体(又称为刮削层,S crapped O ff Layer ,SOL)和直接接触SOL 的面对等离子体材料(Plas m a Faci ng M ateri als ,PF M )区域内。
因此,P W I 问题直接决定了聚变的装置运行安全性、壁材料部件研发进程和未来壁的使用寿命。
弄清P W I 的各种物理过程和机理并施以有效的控制,是未来核聚变能实现的重要环节之一。
对P W I 国内外研究现状进行了详细的总结评述,并阐述了P W I 的未来发展趋势和亟待解决的问题。
关键词:磁约束核聚变;托卡马克;等离子体与壁相互作用中图分类号:O 4-1 文献标识码:A 文章编号:1674-3962(2010)07-0042-07Research Progress on Plas ma W all Interactions i n aM agnetic Confine m ent Toka makL Guanghong 1,LUO Guangnan 2,LI Jiangang2(1 D epart m ent o f P hy sics and N uclear Energy Eng i neering ,Be i hang U n i v ersity ,Be iji ng 100191,Ch i na)(2 Institute o f P l a s m a Physics ,Chinese A cadem y o f Sc iences ,H e fe i 230031,Ch i na)Abstrac:t Fus i on energy is a po tentia l c lean and safe energy resource ,and its rea liza ti on w ill play a key ro le on the ene rgy resource requ irem en t i n Ch i na .A t present ,the m agneti c confi nem en t T okam ak is conside red as the m o st p rom isingm ethod to rea lize t he contro lled t her m onuc lear fusi on .H o w ever ,t w o bo ttleneck proble m s ex i st f o r T oka m ak .O ne is how to produce the h i gh pa ram eter steady sta te p l as m a ,and t he other is ho w to choo se the key m a teria ls i n T oka m ak asw e ll as t he f u t ure reac t o r .U nderstandi ng o f process and m echan is m for P l as m a W a ll Interaction (PW I)is generall y though t as a necessary w ay to so lve the m ate ria l prob l em.PW I i s also rega rded as one of the key issues for the success o f Inte rnati ona l T her m onuc l ea r Experi m enta l R eactor (I TER ),because it d irec tly de ter m i nes safe ty of the ITER ope ra ti on ,R&D pro ce ss o f wa llm ate rials ,and the life cy cle o f future w a ll i n I TER.In t h is paper ,w e rev ie w the recent progress in PW I ,and f u rt her e l uc i date its deve lop m en t and the key proble m s we have to face i n the future .Key w ords :m agnetic confi ne m ent nuc lear fusi on ;tokam ak ;p l as m a w a ll i nte raction1 前 言随着化石能源的枯竭,人类面临着严重的能源危机。
托卡马克等离子体的磁诊断实验报告
图2
2
（5）
对于 SUNIST 托卡马克， 小半径 a 0.2464m ， 大半径 R =0.3139m， 磁探针距原点距离 d=0.2046m， 0.605 。 在 SUNIST 上，我们预先布置的磁探针如图 3 所示：
图3
磁探针位置分布
Bp02 Bp02 0.1385 Bt Bp03 Bp03 0.0503 Bt Bp10 Bp10 0.0147 Bt
-4
Bt
1.6
-6.94
1.4 1.2 1 0.8
-6.97 -6.95
-6.96
0.6 0.4 0.2 41.5
-6.98
42
42.5
43
43.5
44 ms
44.5
45
45.5
46
46.5
-6.99 41.5
42
42.5
43
43.5
44 ms
44.5
45
45.5
46
46.5
5-3 图5 等离体电流产生的磁场信息
2、Rogowski 线圈：
用来测量等离子体总电流的罗柯夫斯基线圈的实质是一个弯成环形的密绕螺旋管线圈。 将此线圈套在待测电流柱上， 该电流在线圈周围空间产生瞬变的角向磁场， 使穿过线圈的磁 通量发生变化，从而在线圈两端产生感应电动势。
NA0 dI 2 r dt
（3）
图 1 是 Rogowski 线圈的结构示意图。从 Rogowski 线圈测量到的等离子体电流波形可 以大致判断等离子体中发生的一些基本过程， 例如等离子体是否稳定等。 如果再与环电压波
图6
Bin 和 Bout 在 42ms~46ms 的分布
HT-7超导托卡马克调制电流改善等离子体约束
第16卷 第9期强激光与粒子束Vol.16,No.9 2004年9月HIGH POWER LASER AND PAR TICL E B EAMS Sep.,2004 文章编号: 100124322(2004)0921134205HT27超导托卡马克调制电流改善等离子体约束X毛剑珊, 赵君煜, 沈 飙, 罗家融(中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031) 摘 要: 在HT27超导托卡马克上进行了电流调制改善等离子体约束物理实验,获得了初步的实验结果。
对电流调制时的径向电场进行了数值计算和讨论。
当等离子体环向电流以适当的频率和幅值周期性调制时,低模数的磁流体不稳定性得到明显的抑制,等离子体中心电子温度增加了33%,等离子体电子密度分布明显陡化,能量约束时间增加了27%～45%。
杂质辐射周期性减少,粒子约束时间增加了2倍。
在等离子体边界产生更强的径向负电场。
关键词: 托卡马克; 电流调制; 改善等离子体约束; 磁流体不稳定性 中图分类号: TL631.24 文献标识码: A 自从在ASDEX上发现高约束状态,即H模以来,在很多装置上也发现了从低约束态向高约束态的转换,即L2H转换。
同时,对L2H转换的物理机制,在理论上和在实验上进行了广泛的研究。
为了抑制托卡马克等离子体的电流破裂,我们提出一个动力学的方法[1,2],即用一个外加的电流调制平衡等离子体电流。
我们提出的理论模型,论证了用调制电流的方法抑制低模数的磁流体不稳定性有非常好的效果。
数值计算的结果与理论预想完全一致,即只要适当选择调制电流的幅度和时间行为(频率或脉冲波形等),则可以使撕裂模处于零增长状态,从而可以推迟甚至完全抑制电流破裂。
进一步研究发现,电流调制不仅能抑制破裂,还可以改善约束。
调制电流在等离子体中感应径向负电场,与等离子体中自生的径向电场叠加,电场达到L2H转换的阈值时,等离子体则处在高约束状态,从而实现改善约束的目的。
托卡马克等离子体粒子运输
托卡马克等离子体粒子运输一、概述托卡马克等离子体粒子运输是指等离子体粒子在托卡马克设备中的传输过程。
等离子体是由气体分子或原子经过电离后形成的带正负电荷的粒子，其运输特性对于实现核聚变反应至关重要。
二、等离子体物理学基础1. 等离子体的定义和性质等离子体是一种带正负电荷的气态物质，其主要特征是存在自由电荷和磁场效应。
等离子体具有高温、高密度、高能量和高速度等特点，广泛应用于工业、医学和科学研究领域。
2. 托卡马克装置及其原理托卡马克装置是目前实现核聚变反应最有前途的一种设备。
它利用磁场将氢等离子体困于空间中，并通过加热手段使其达到足够高的温度和密度，从而实现核聚变反应。
三、等离子体粒子运输模型1. 粒子运动方程在托卡马克装置中，粒子运动方程可以表示为：m(dv/dt) = q(E + v × B) + F其中，m是粒子质量，v是粒子速度，q是粒子电荷，E和B分别代表电场和磁场，F是其它力的合力。
2. 粒子输运方程在等离子体中，粒子之间的相互作用非常复杂。
为了描述等离子体中的粒子输运过程，通常采用输运方程来描述其演化。
常见的输运方程有扩散方程、对流扩散方程和泊松-泊尔兹曼方程等。
四、等离子体粒子输运模拟方法1. 粒子轨迹模拟方法在托卡马克等离子体中，由于存在复杂的磁场和电场分布情况，传统的数值模拟方法难以准确地描述其粒子输运过程。
因此，通常采用基于蒙特卡罗方法的轨迹模拟方法来进行研究。
2. 粒子输运模拟软件目前已有许多针对托卡马克等离子体粒子运输问题开发的软件工具。
例如TRANSP、ASCOT、NUBEAM等软件可以用于模拟等离子体粒子输运过程，并对实验结果进行分析和预测。
五、托卡马克等离子体粒子运输的应用1. 核聚变反应研究托卡马克等离子体粒子运输研究对于实现核聚变反应具有重要意义。
通过模拟等离子体中的粒子输运过程，可以预测核聚变反应的效率和稳定性，为核聚变反应的实现提供理论依据。
2. 等离子体材料相互作用研究在托卡马克等离子体中，等离子体与装置壁材料之间的相互作用非常复杂。
托卡马克技术中的材料科学挑战
托卡马克技术中的材料科学挑战托卡马克技术是目前研究核聚变最被广泛采用的一种方法。
它利用强磁场将气体中的离子困在一个狭窄的空间内，通过加热和加速这些离子，使它们发生碰撞并融合，释放出巨大的能量。
托卡马克技术有着广泛的应用前景，但同时也面临着许多材料科学上的挑战。
首先，托卡马克装置需要能够承受极端条件下的高温和高辐射。
在这种环境下，材料会受到严重的热疲劳和辐射损伤。
因此，研发出能够耐受这些极端条件的材料是一项重要的挑战。
科学家们已经开展了大量的研究工作，试图寻找具有抗辐射和高温耐受性的材料，但目前还没有找到一个完美的解决方案。
因此，材料科学家们需要继续努力，不断探索和创新，以找到更好的材料来应对这些挑战。
其次，托卡马克技术中还存在着材料与等离子体相互作用的问题。
等离子体是在托卡马克装置中产生并存在的高能粒子的集合体，它对材料具有强烈的相互作用。
等离子体与材料的接触会导致材料表面的侵蚀和损伤，同时还会产生大量的氢等离子体，导致材料的脆化和变形。
因此，如何选择和设计材料，以抵御等离子体的侵蚀和损伤，是一个重要的课题。
材料科学家们需要在研究中加强对材料与等离子体相互作用的理解，并通过合理的合金设计和材料表面涂层等方法来解决这一问题。
此外，材料的制备和加工也是托卡马克技术中的重要挑战之一。
当前使用的托卡马克设备大多采用复杂的结构和大规模的装置，这对材料的制备和加工提出了更高的要求。
特别是研发新材料时，需要确保材料的纯度、均匀性和稳定性。
同时，材料的加工过程中还需要考虑到材料的热膨胀性、强度和疲劳性等因素，以确保材料的性能达到要求。
因此，材料科学家们需要通过改进制备和加工技术，以提高材料的质量和性能。
综上所述，托卡马克技术中的材料科学挑战是多样而复杂的。
它涉及到材料的高温和高辐射耐受性、材料与等离子体相互作用的问题，以及材料的制备和加工等方面。
解决这些挑战需要材料科学家们不断创新和努力，通过理论研究和实验探索，寻找和设计适用于托卡马克技术的新材料，并提出合理的材料设计和加工方案。
托卡马克装置原理
Bt=6 tesla, Tmax=3.6keV
加热方式 频率（能量）
功率
效率
ECRF
28-170 GHz 2.8 MW 30-40 %
ICRF
25-120 MHz 22 MW 50-60 %
LHRF
1.3-8 GHz
25 MW 45-50 %
圆线圈自感
LNI0N2R0f
形状因子
整理ppt
9
Ｄ形线圈（纯张力线圈）
纯张力线圈方程
ky (1 y)3/2 y
解
y lnxdx C
k2 ln2 x
上下对称Ｃ＝０，可以有级数解， 形状接近Ｄ形，和常数k有关
整理ppt
圆线圈受力
10
欧姆变压器
初级磁通变化产生电动势
EdLdI dt Ndt
R2NI L N
托卡马克的发展 模式－定标律
针对ELM, H模的能量约束时间定标律IPB98(y,2)
t,9 h y 2 8 0 .0I 5 p 0 .9 B t 0 3 .1 6 n 1 0 5 .4 P 9 2 L 1 0 .6 R 1 9 .90 7 .5a 0 8 .7 M 8 0 .19
整理ppt
I
等离子体区的零场条件： 需要配置外线圈
变压器的伏秒数：
t
Vdt (t)(0)
0
反向磁化
整理ppt
11
铁芯变压器
初级和次 级方程
Vi
Li
dIi dt
Mip
dIp dt
0 RpI p
Lp
dIp dt
Mip
dIi dt
Vi M ipddpItL M iL ip pddpItM LiipRpIp
托卡马克装置等离子体控制系统实时技术研究
托卡马克装置等离子体控制系统实时技术研究托卡马克装置中,等离子体控制是一项重要的基础性工作,作用是快速精准地对等离子体的各项参数进行实时控制,并且涉及到多种控制算法以及多个系统之间的协调运作,是托卡马克装置运行和深入的物理实验的前提和基础。
现代托卡马克装置中,等离子体控制系统通常是一个由多个子系统通过各种网络连接起来构成的复杂实时控制系统。
实时控制技术是等离子体控制系统的关键技术,是数据采集、实时反馈计算、联锁保护、实时数据传输等功能的重要基础。
本文根据等离子体控制系统实时控制软件开发的需求,设计并开发了一个灵活的跨平台、多线程、模块化的实时软件框架(JRTF)。
该软件框架使用C/C++开发,可以运行于Linux、Windows、QNX操作系统,并且将各个功能模块封装成类,实现了多线程、线程调度、线程间通信、高精度定时器、日志、网络通信、数据库等功能。
该软件框架在操作系统和控制算法之间建立了一个明显的边界,开发人员只需重点关注控制算法,其他所有的任务都可以通过框架内提供的对象来实现。
使用软件框架可以提高软件开发效率,使软件具有更好的维护性和扩展性。
并且该框架集成了 EPICS的核心功能,可以兼容其他基于EPICS的控制系统。
等离子体控制系统是一个硬实时系统,为了提高JRTF应用的实时性能,本文重点研究了基于Linux的实时操作系统,采用RT-Preempt patch的方案将普通Linux内核转变成完全可抢占式内核,大幅提高了系统响应的时间确定性。
本文研究了Linux系统下的时钟、定时器、调度策略、电源管理等内容,在JRTF软件框架中集成了针对系统实时性的调校方法。
本文针对实际等离子体控制系统应用状况对实时Linux操作系统的各项性能参数做了详细测试,测试结果表明基于RT-Preempt patch的实时Linux系统的各项实时性能均满足等离子体控制的硬实时需求。
本文以JRTF框架和实时Linux系统为基础,设计并实现了新一代的J-TEXT装置等离子体控制系统,具体完成了以下内容并进行了相应的创新:采用NIPXI平台的硬件实现了全新的电源控制器硬件系统;结合JRTF框架,实现了 J-TEXT脉冲磁体电源控制软件的所有功能抽象,极大地提高了同类型控制系统的开发效率;研究了基于反射内存的实时网络,组建了星型拓扑结构的硬实时网络,可以实现微秒级别的数据同步;基于NI CompactRIO平台设计实现了 J-TEXT等离子体控制系统中的联锁保护系统;设计了分布式计算框架用来实现J-TEXT装置原有的等离子体控制算法,并且对新系统的运行参数进行了整定;本文还针对未来的基于实时平衡反演的等离子体控制算法设计了集中式计算框架。
托卡马克等离子
托卡马克等离子
托卡马克等离子是指一种由托卡马克力学方程描述的等离子体系。
托卡马克方程是一种描述电子在等离子体中运动的方程，是由德国物理学家托卡马克在1906年提出的。
托卡马克方程可以用来描述电子在等离子体中运动的特性，如电子的能量、动量、电流等。
托卡马克等离子体系是一种非常普遍的等离子体系，它广泛应用于物理、化学、工程等领域。
例如，托卡马克等离子体系可以用来描述电弧炉、电渗炉、电熔炉等工业装置中的电子运动。
此外，托卡马克等离子体系也广泛用于研究等离子体的物理性质和化学反应。
在研究托卡马克等离子体系时，通常会考虑电子与离子的相互作用。
由于离子的质量比电子大得多，因此离子的运动一般较慢，而电子的运动则较快。
在等离子体中，由于电子和离子的相互作用，会产生电离压力，这就是等离子体中电子和离子的动能分布的一种表现。
此外，在托卡马克等离子体系中，还会考虑等离子体中电子的热运动。
由于电子在等离子体中运动时会受到电磁场的影响，因此电子的运动会呈现出随机的特征。
这就是等离子体中电子的热运动，也是等离子体的一种重要性质。
托卡马克的启动与等离子体成形控制研究
肖炳甲、张锦华、李弘 等 中国科学院等离子体物理研究所 西南物理研究院 中国科学技术大学
汇报内容
• 项目的立项依据
• 项目的研究内容、研究目标以及拟解决的 关键问题
• 技术路线、创新处及可行性分析
• 研究基础、条件和团队
立项科学意义
• 托卡马克启动直接关系到等离子体的品质 和顺利运行
Z [m]
0 PF2 -0.5 IC2 PF4 PF14 -1 PF6 -1.5 PF12 PF8 -2 0.5 1 PF10 1.5 2 R [m] 2.5 3
• 其他还开展了放电模拟、位形反演、平衡计算、平 衡理论、垂直位移不稳定性、装置运行区间等研究 • 然而，
– EAST上尚未建立起磁面位形反馈控制系统，而建立良好控 制，需要研究等离子体启动、等离子体在不同模式下的响 应，这也是各个实验阶段重要的研究内容之一 – 改造后的HL－2A上将有大拉长位形，形状控制和垂直位 移控制将是主要课题之一 – EAST上超导磁体特性要求开展小误差和低电流变化研究， 要求对等离子体行为的预测研究 – EAST上大电流、大拉长、长时间下的稳定运行控制是主要 物理内容之一 – 国内的启动研究尚不够全面和深入，HL2A，EAST和J－ TEXT提供了极好的平台
国内研究现状1
• HL-2A上通过优化控制方法和技术，获得了 连续23次稳定重复的偏滤器位形放电
国内研究进展2
• HL-2A上卓有成效地开展了大功率ECR加热实验
在轴加热时电子温度的绝对测量结果
在轴加热时的电子温度空间分布
• HL-2A上还实现了稳定可靠的密度控制、环向场控 制、水平场控制 • HL－2A上开展了低环电压启动和电流上升研究 • EFIT反演和TSC放电模拟研究
EAST托卡马克边界层杂质输运模拟研究的开题报告
EAST托卡马克边界层杂质输运模拟研究的开题报告一、研究背景托卡马克是利用核聚变技术实现能量转化的重要设备之一，其利用等离子体的特性来实现核聚变反应，同时等离子体的边界层同样对反应的稳定性和效率起着重要的作用。
然而，在等离子体的边界层会存在大量的密度和温度的变化，同时也会存在大量的杂质物质（如氦和碳等），这些都会对反应的稳定和效率产生影响。
因此，研究边界层的杂质输运规律以及相应的模拟方法具有重要意义。
二、研究目标本研究旨在研究 EAST（Experimental Advanced Superconducting Tokamak）托卡马克边界层内杂质输运的规律，并探索相应的模拟方法，以期为托卡马克反应的稳定性和效率提供参考。
具体研究目标包括：1.研究EAST托卡马克边界层内的杂质输运规律，包括密度和温度的变化等。
2.探究不同杂质物质在边界层内的输运规律，比较它们之间的差异和共性。
3.建立相应的杂质输运模型，以期对边界层内杂质输运进行模拟和预测。
4.验证模型的可行性和精度，为实际应用提供可靠的保障。
三、研究内容本研究的主要内容包括：1.综述现有的托卡马克边界层杂质输运研究成果，明确问题和研究进展。
2.收集EAST托卡马克相关的实验数据，并进行数据处理和分析，明确实验中出现的问题和现象。
3.建立边界层杂质输运模型，考虑不同杂质物质在边界层内的输运规律和边界层的各种条件参数等因素。
4.进行模型的数值模拟，比较模拟结果与实验数据的差异和联系，并对模拟结果进行误差分析和评估。
5.验证模型的可行性和精度，为实际应用提供科学依据。
四、研究方法本研究采用的主要方法包括：1.文献调研法：综述已有的托卡马克边界层杂质输运研究成果，明确本研究的问题和研究进展。
2.实验方法：收集EAST托卡马克相关的实验数据，并进行数据处理和分析，明确实验中出现的问题和现象。
3.建模方法：建立边界层杂质输运模型，考虑不同杂质物质在边界层内的输运规律和边界层的各种条件参数等因素，以期对边界层内杂质输运进行模拟和预测。
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托卡马克边缘等离子体与壁材料相互作用课程报告题目：磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展姓名：学号;专业：指导教师：日期：磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展核聚变能是潜在的清洁安全能源, 其最终的实现对中国能源问题的解决尤其重要。
磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。
磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题: 高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。
其中关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用( Plasma-Wall Interact ions, PWI) 过程和机理的深入理解。
PWI现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面以外的边界等离子体( 又称为刮削层, Scrapped-Off Layer,SOL)和直接接触SOL的面对等离子体材料( Plasma-Facing Materials, PFM )区域内。
因此, PWI问题直接决定了聚变的装置运行安全性、壁材料研发进程和未来壁的使用寿命。
弄清PWI的各种物理过程和机理并施以有效的控制, 是未来核聚变能实现的重要环节。
1 前言随着化石能源的枯竭, 人类面临着严重的能源危机。
核聚变能是潜在的清洁安全能源, 其燃料氘大量存在于海水之中, 几乎取之不尽用之不竭。
因此, 核聚变能被认为是人类能源问题的终极解决方式。
核聚变能的最终实现对中国能源问题的解决尤其重要。
因为库仑排斥作用使核聚变反应非常困难, 使用强磁场约束等离子体并加热至极端高温的 托卡马克 方式是目前最有可能实现受控热核聚变的方法, 而可能实现长脉冲( 稳态)高参数运行的全超导磁约束托卡马克则是目前最有发展前途的热核聚变装置。
2006 年11月, 欧盟、美国、俄罗斯、日本、韩国、印度和中国七方在巴黎正式签署协议, 启动全超导磁约束国际热核实验堆( International Thermonuclear ExperimentalReactor,ITER ) 建设, 项目耗资120 亿美元, 将于2018 年在法国Cadarache建成, 预计可以产生500 MW 的能量。
ITER 计划是目前世界上仅次于国际空间站的又一项国际大科学工程项目, 是人类开发洁净新能源的一次大胆尝试。
这一计划将集成当今国际上受控磁约束核聚变的主要科学和技术成果, 是人类受控核聚变研究走向实用的关键一步。
ITER 计划是中国有史以来参加的规模最大的国际科技合作项目。
在国内, 中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所(以下简称等离子体所) 在20世纪90年代,建成了HT - 7超导托卡马克, 是世界上少数几个超导装置之一。
2006年, 等离子体所又独立建成了世界上第一个具有非圆截面的全超导托卡马克( Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST , 是当今世界上最先进的磁约束热核聚变研究装置之一。
目前,EAST 正在开展与ITER相关的各项工程和物理研究, 如长脉冲( 稳态) 等离子体的稳定控制、等离子体驱动和加热、偏滤器物理、先进壁材料和部件研发及其与托卡马克等离子体相互作用等。
核工业西南物理研究院是国内最早开展核聚变研究的研究单位,在高温等离子体物理研究方面取得了令人瞩目的成绩。
建成的HL - 2A装置已经成功地进行了偏滤器位形放电并获得了高约束等离子体。
全面展开的对HL-2A 的升级改造工作，并已完成。
磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。
磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题: 高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。
其中, 关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用( Plasma-W all Interactions, PWI)过程和机理的深入理解。
PW I现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面( Last Closed Flux Surface, LCFS)外的边界等离子体(又称为刮削层,Scrapped-Off Layer, SOL)和直接接触SOL的面对等离子体材料( Plasma Facing Materials , PFM ) 区域内。
因此, 弄清SOL中的各种物理过程和机理并施以有效的控制, 是未来在ITER 上实现高参数、长脉冲运行的重要环节之一。
在SOL区, 大量来自芯部等离子体的稳态能流和粒子流经过复杂的SOL层流输运到PFM 上。
同时,由于边界局域模和湍流的作用以及其它不稳定性因素(如垂直位移和破裂等), 会把更强的瞬态能流和粒子流投向PFM。
这些稳态和瞬态的高热负荷和强粒子流轰击以及之后的氢/氦(H /H e)的扩散和滞留, 加上高能聚变中子辐照, 不仅损伤PFM、影响PFM 的结构和性能、缩短其使用寿命和带来装置安全问题, 而且产生的杂质和灰尘进入边界甚至芯部等离子体, 降低了等离子体品质并增加了等离子体稳定控制的难度。
而灰尘的化学活性、活化放射性和放射性氚滞留等因素则带来了一系列的安全问题。
高速灰尘对PFM 尤其是诊断用第一镜的损伤也将成为一个严重问题。
2 面对等离子体材料的选择PWI主要发生在SOL 等离子体和PFM 组成的区域内, 直接作用于PFM表面并通过表面进入基体。
因此,PFM 的选材对于PW I的具体过程有决定性的影响。
目前尚无任何PFM 可以同时满足与等离子体相容性好、耐高热负荷、耐高通量低能离子和中性粒子辐照、耐高通量高能中子辐照射等苛刻要求。
迄今研究最多的PFM 是碳( C)、铍( Be)和钨(W )。
C的优点是低Z、热力学性能好、不熔化、升华温度高; 缺点是高的溅射刻蚀率、与氚共堆积滞留、中子辐照脆化等。
Be 的优点是低Z、吸氧能力强、H 同位素( 包括氘和氚, 以下如无特殊说明均用H 表示) 滞留较小; 缺点是低熔点、高溅射和毒性等。
W 材料以其高熔点、低溅射、不与H发生化学反应、H 滞留极低等特性被视为未来托卡马克/聚变堆中最可能全面使用的PFM ,其缺点是存在高Z杂质辐射、高热负荷下再结晶脆化甚至熔化/蒸发的问题。
鉴于W 在未来壁材料中的重要地位, 针对其最主要的辐射问题, 德国在ASDEX-U 托卡马克上开展了系统的W 壁物理实验, 结果表明, W杂质向芯部等离子体的传输过程受到多种辅助加热手段的有效抑制。
据此ITER 已确定了一条从Be/C/W 到Be/W最后变成全W-PFM 的路线。
EAST也逐步从全C到C /W 的过渡, 最后变成全W-PFM的发展方向。
EAST将成为ITER建成之前世界上能够开展ITER 相关的PW I物理和工程研究的最重要装置之一。
在ITER 以后的堆型设计中, 全W-PFM 概念已经成为共识。
3研究现状（1）边界等离子体的基本物理过程边界等离子体的基本物理过程主要包括燃料粒子、PFM 杂质和注入杂质的基本原子分子过程, SOL 层流及杂质输运, 以及PFM溅射刻蚀和迁移再沉积等, 这些都是当今聚变界热门的研究领域。
其中, 主要原子过程的相关研究包括电子与H 和杂质离子(原子) 的碰撞激发、碰撞电离; 电子和杂质离子碰撞激发的自电离、双电子共振复合过程; 电子与H 和CxHy 分子、轻元素的氢化合物如BeH 和BH的碰撞激发、电离、解离、激发解离和电离解离, 以及离子与中性原子和分子电荷交换碰撞过程等。
其中,CxHy 分子、轻元素氢化合物分子以及它们的离子与电子的碰撞解离激发、解离电离几乎没有实验数据, 而电子与处于激发态的杂质原子、离子的碰撞电离数据也极其缺乏。
W 作为极有潜力的候选壁材料, 其中性原子及1-6价电离的能级和光谱数据有比较详细的研究, 27-73价W离子的能级和光谱数据, 结合实验和理论计算也有比较详细的研究, 但是从7-26 价的W离子,没有相关的能级及光谱数据存在,尚为空白。
经常用于等离子体边界冷却的中Z惰性气体元素的各电离态光谱及能级数据状况也不乐观。
比如Ar,其中性原子和1, 2价离子的数据比较全面, 但是更高一些电离态的数据显得相当零碎。
SOL 层流涉及边界输运、杂质输运与屏蔽以及PFM刻蚀等一系列问题。
对其行为及其驱动机制的理论和模拟研究将有助于分析ITER等装置中等离子体参量如粒子和能流在第一壁和内外偏滤器区域的分布, 了解杂质在SOL 区的流动与沉积( 材料迁徙过程), 以及控制芯部等离子体的杂质水平。
目前, 已经提出了一些驱动SOL层流的机制, 但是还无法定量模拟实验中所观测到的强大边界粒子流。
另外, 国际上对于与上述大型边界等离子体模拟衔接, 以其等离子体分布计算结果为背景环境的SOL /PFM 局域溅射刻蚀、离化输运和再沉积过程的模拟研究也已经结合实验开展多年, 并取得了一定进展,如应用开发中的EDDY 和ERO 程序。
这些模拟研究充分考虑到了燃料、灰分、杂质在PFM 表面和SOL 等离子体中的复杂的物理化学和分子原子过程, 如吸附扩散、物理溅射、化学刻蚀、脱附释放、分解离化、SOL输运等,成功地解释了一些托卡马克实验现象。
(2) 等离子体辐照下表面损伤和结构效应来自芯部等离子体的稳态能流和粒子流经过复杂的SOL 层流输运到PFM上, 主要是输运到偏滤器的靶板上。
偏滤器是专门设计的用于承受托卡马克当中最强大的稳态热和粒子流的特殊面对等离子体部件( Plasma-Facing Components, PFC)。
研究表明:ITER偏滤器靶板区域要承受高达0-20MW/m2和1022-1024/m2.s的热和<100 eV 的低能离子流；ITER 第一壁(除偏滤器以外的PFC 部分)所承受的来自SOL区域的电荷交换( CX ) 中性粒子的通量和能量分别估计为1020/m2s量级和100-500 eV;从芯部等离子体中逃逸的高能CX中性原子撞击到第一壁上, 这些粒子的通量和能量达到1018/m2s和10keV的数量级。
虽然这些中性原子的通量远远低于偏滤器离子流, 但是仍然可以引起第一壁材料的溅射和损伤。
同时, 由于边界局域模和湍流的作用以及其它不稳定性因素( 如垂直位移和破裂等), 会把更强的瞬态能流和粒子流经由SOL投向PFM( 如破裂时GW/m2量级的毫秒长能流)。
这些稳态和瞬态的高热负荷和强粒子流轰击以及之后的H /He的扩散和滞留, 加上中子( 1018/m2s)辐照效应, 不仅损伤PFM、缩短其使用寿命和带来装置安全问题, 而且产生杂质和灰尘进入边界甚至芯部等离子体, 降低了等离子体品质并增加了等离子体稳定控制的难度。
在以上辐照效应中, 偏滤器部分PFM 受到的影响最大,巨大的H/He通量不仅溅射刻蚀表面原子, 而且大量进入基体的H/H e对结构也产生重大影响。