国际热核聚变试验堆ITER计划专项
核聚变技术发展现状及关键挑战
核聚变技术发展现状及关键挑战核聚变技术一直以来都是人类追求的能源梦想，其潜在的优势是巨大且吸引人的。
相较于核裂变技术，核聚变技术可以提供几乎无限的清洁能源，同时不会产生高放射性废物。
然而，要实现核聚变技术的商业化应用仍然面临着重重挑战。
本文将探讨核聚变技术的现状以及关键挑战。
核聚变技术的现状核聚变是太阳和恒星以及氢弹的能量来源，它通过将轻元素如氢聚合成重元素来释放能量。
由于其巨大的潜力，许多国家和国际组织在进行核聚变技术的研究和开发。
以下是目前几个主要的核聚变实验项目和研究机构：1. 国际热核聚变实验堆（ITER）：ITER是目前全球最大的核聚变实验项目，由欧盟、美国、中国、日本、韩国、俄罗斯和印度等35个国家和地区共同参与组建。
它的目标是建造一个实验堆，证明核聚变在商业化应用上的可行性。
2. 中科院等机构的磁约束聚变：中国科学院等国内机构也加入了核聚变技术的研究与开发行列。
磁约束聚变是一种使用磁场将气体中的离子约束在一起进行热核聚变的技术。
中科院正在研究HT-7和EAST等磁约束聚变装置。
3. 惯性约束聚变实验：惯性约束聚变实验利用高能激光或粒子束来压缩和加热聚变燃料，使之达到发生聚变的条件。
美国的国家点火装置（NIF）和英国的宽波束实验装置（HIEF）都在进行这种类型的实验。
核聚变技术面临的关键挑战虽然核聚变技术的潜力巨大，但要实现商业化应用仍有一系列的关键挑战：1. 高温高密度的物质：核聚变要求在高温和高密度的物质环境下进行，这对材料和装置设计提出了巨大的挑战。
材料需要耐受高温和剧烈辐射，并保持结构的稳定性。
装置需要高效而可靠地控制等离子体，以保持聚变反应的稳定。
2. 聚变反应中的等离子体不稳定性：聚变反应需要将氢等离子体加热到足够高的温度和压力，以使其达到聚变的条件。
然而，等离子体自身的不稳定性会导致能量损失和熄灭。
研究人员需要找到有效的方法来控制等离子体的不稳定性，以实现持续的聚变反应。
可控核聚变国内外发展现状
可控核聚变国内外发展现状
可控核聚变（controlled nuclear fusion）是一种利用高温、高密度等条件实现核聚变反应并产生能量的技术，被认为是未来清洁、可持续的能源之一。
以下是可控核聚变国内外发展现状的简要概述：
国际发展现状：
ITER项目：国际热核聚变实验堆（ITER）是由35个国家共同建设的大型聚变实验项目，计划在法国建设，目标是通过将氢等离子体加热到150-200百万度，实现核聚变反应并持续产生能量。
该项目于2006年开始建设，目前已经进入最后的建设和装备阶段，预计在2025年进行首次核聚变实验。
其他国际聚变实验项目：除ITER外，世界上还有其他一些聚变实验项目，如美国的国家点火实验（NIF）和欧洲的聚变材料实验堆（DEMO），这些项目的目标是研究聚变反应的物理过程和工程应用。
国内发展现状：
“东方之光”：中国可控核聚变实验装置（EAST）是中国目前规模最大、性能最先进的可控核聚变实验装置，被称为“东方之光”。
EAST的目标是研究聚变物理学、工程技术和材料科学等领域，并为中国未来建设商业聚变电站提供技术支持。
国家热核聚变能源计划：中国国家热核聚变能源计划是中国政府推动可控核聚变技术发展的重要计划，包括了“先进热核聚变装置研究”和“商业化热核聚变发电工程建设”两个阶段，目标是在2030年前建成商业化聚变电站。
其他国内聚变实验项目：中国还有其他一些可控核聚变实验项目，如“水晶球”和“璀璨之光”等，这些项目的目标是研究聚变反应的物理过程和工程应用。
总体来说，可控核聚变技术是一个具有巨大发展潜力的领域，全球各国都在积极推动相关的研究和发展工作，而中国也在加紧推进自己的可控核聚变计划。
23年国内外物理重大项目
23年国内外物理重大项目
【原创版】
目录
1.2023 年国际物理重大项目
2.2023 年中国物理重大项目
正文
【2023 年国际物理重大项目】
在国际物理领域，2023 年将会有一些重大项目持续进行和启动。
以下是一些值得关注的项目：
1.ITER：国际热核聚变实验反应堆项目，旨在实现核聚变能源的可行性，解决全球能源问题。
2.詹姆斯·韦伯太空望远镜：NASA 的旗舰项目，计划于 2023 年发射，将研究宇宙的演化、星系的形成和恒星的诞生。
3.量子计算：谷歌、IBM 和微软等科技巨头在量子计算领域的竞争，将在 2023 年继续推进。
【2023 年中国物理重大项目】
在中国，2023 年物理领域的研究将继续聚焦基础研究和应用研究，以下是一些值得关注的项目：
1.高能物理：中国将在高能物理领域继续进行研究，包括加速器、中微子实验等。
2.量子计算：中国将大力推动量子计算的研究，力争在量子计算领域取得重大突破。
3.天体物理：中国将加强对天体物理的研究，包括引力波探测、黑洞和暗物质研究等。
核聚变技术和可控核反应实验进展评估
核聚变技术和可控核反应实验进展评估核聚变技术一直被视为能源领域最具潜力的能源形式之一。
与核裂变不同，核聚变是一种将轻原子核融合成重核的过程，释放巨大能量的同时，不会产生高放射性废料。
随着可控核反应实验的不断进展，科学界对于核聚变技术的实用化前景越来越乐观。
在核聚变研究领域，可控热核聚变实验被广泛认为是最有潜力实现可持续能源的方法。
这一实验以等离子体中的氘和氚核聚变为基础，产生高温高压的等离子体条件，维持核聚变反应的持续进行。
如此高温高压，让氢等离子体能够克服库仑排斥力，使得核融合能够发生。
这样的聚变反应释放出的能量比核裂变反应释放的能量更为庞大。
这使得可控核反应实验备受关注。
在可控核反应实验中，国际热核聚变实验堆（ITER）是当前最大规模的可控核反应实验项目。
ITER计划于2025年开始运行，目标是证明并实现长时间稳态等离子体的维持。
该实验堆采用托卡马克磁约束技术，通过巨大的磁场将等离子体限制在一个环形容器中，并保持高温高压条件。
ITER的成功运行将验证核聚变反应的可行性，并为后续的商业化应用奠定基础。
除了ITER之外，国际上还有其他一些重要的可控核反应实验项目。
例如，中国的东方超环和美国的国际实验反应堆（DEMO）项目都致力于研究更先进的磁约束装置，以提高反应效率和可持续性。
这些实验项目的进展对于核聚变技术的发展与应用具有重要意义。
在过去几十年中，核聚变技术取得了显著的进展。
但是，仍然有一些挑战亟待解决。
首先，制造可承受极端温度和压力环境的材料是一个重要的问题。
当前的研究正在寻找更耐高温、高压、低活化特性的材料，以应对核聚变反应的环境要求。
其次，实现可持续的燃料循环也是一个挑战。
目前主要使用的氘和氚等稀有同位素并不是广泛可得的，因此需要开发更具可持续性的燃料来源。
最后，核聚变技术需要建设大规模的设施，这对于资金和技术支持都是一个挑战。
尽管目前仍然存在一些技术和经济上的困难，但核聚变技术的发展仍然被视为未来能源解决方案之一。
认证认可在国际大科学工程ITER计划中的应用和实践
认证认可在国际大科学工程ITER计划中的应用和实践兴原认证中心王学武路云岩摘要：ITER计划是人类为解决能源问题而开展的重大国际合作计划。
ITER计划的执行将进一步验证人类和平利用核聚变能源的可行性，为人类提供又一个新能源的研究和发展方向。
文章首先介绍了ITER计划的背景知识及发展现状，阐述了质量管理对ITER计划实施的重要意义以及认证活动在ITER计划中的所发挥的重要作用；最后就如何利用认证认可手段，积极推进ITER计划的顺利开展提出了探索性思路。
关键词：ITER计划采购包采购包供应商质量管理认证认可加强国际合作，积极应对能源和环境挑战，是世界各国的共同愿望，也是世界各国的共同责任。
国际热核聚变实验堆（以下简称ITER计划）的最终目标是用具有电站规模的实验堆证明氘氚等离子体的受控点火和持续燃烧，验证聚变反应堆系统的工程可行性，为下一步建造聚变能示范堆奠定科学基础和工程基础。
ITER计划是目前国际上最大的科学合作计划之一，也是我国第一次以全权平等伙伴身份参加的大型国际科技合作项目，其执行将进一步验证人类和平利用核聚变能源的可行性，为人类解决能源问题提供又一个新的研究和发展方向。
因此对ITER计划的合格评定活动比以往任何一种认证都要谨慎，需要专业化的人才与机构和规范化、程序化的工作流程，更需要足够高的诚信水平。
一、ITER计划背景及发展[1]ITER计划是1985年由前苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上倡议提出的。
1988年，美国、前苏联、欧盟、日本共同启动ITER计划，我国于2003年初正式参加ITER计划谈判，经过近两年的谈判和高层运作，中国、欧盟、日本、韩国、俄罗斯和美国6方于2005年6月共同签署了《ITER场址联合宣言》，确定将ITER场址设在法国卡达哈什。
2005年底，印度加入ITER计划谈判。
ITER计划七方政府于2006年5月24日草签了联合实施ITER计划的两个协定《联合实施国际热核聚变实验堆计划建立国际聚变能组织的协定》（简称《组织协定》）和《联合实施国际热核聚变实验堆计划国际聚变能组织特权和豁免协定》（简称《特豁协定》），并于同年11月21日正式签署了这两个协定，全面启动国际热核聚变实验反应堆计划。
核聚变技术的最新进展
核聚变技术的最新进展随着人类科技的不断发展，核聚变技术成为了一个备受关注的领域。
核聚变技术的实现有望解决人类能源危机，同时也是实现清洁能源的一个重要途径。
最近，随着国际上的一些研究机构的努力，核聚变技术取得了一些重大的进展。
一、ITER建设ITER是国际热核聚变实验堆的缩写。
这是一个由欧盟、日本、中国、韩国、美国、俄罗斯和印度等七个国家组成的国际工程，旨在建造一个能够实现聚变反应的模型装置。
目前，ITER的建设已进入到了最后的阶段，最新的消息是，ITER的“1#线圈”已经成功地制造完成了。
ITER建设的目标是实现高温聚变反应，从而产生大量的电力，以满足世界各地的能源需求。
同时，这个实验也将为下一代的商业化聚变发电站提供实验数据和原型机构建。
相信在不久的将来，我们将会看到聚变技术从实验室走向了商业应用。
二、磁约束聚变技术的发展磁约束聚变技术也是目前较为成熟的一种核聚变技术，其最重要的部件就是叫做托卡马克的装置。
托卡马克装置是利用磁场把气体离子束绕成一个环形，然后通过加热和加压使它们发生聚变反应的设备。
最近，世界上一些科研机构也在研发新的托卡马克装置。
其中，英国的Culham Centre for Fusion Energy正在建造一种名为STEP的新型托卡马克。
这种装置有望实现随时随地的聚变能源供应，将会在未来的能源领域扮演着非常重要的角色。
三、超导磁体的研制实现磁约束聚变反应需要使用强大的磁场，在这方面，超导磁体是磁约束聚变技术的重要组成部分之一。
目前，一些研究机构正在致力于研制更加高效、高质量的超导磁体。
最近，瑞士联邦技术院正在研发一种名为ReBCO（稀土钡铜氧体）的超导材料。
与传统的超导材料相比，ReBCO拥有更高的超导电流密度，这将会使得磁体更加紧凑和轻便，从而提高整个聚变反应堆的效率。
四、聚变反应的建模聚变反应的建模是理解和优化聚变反应过程的一种重要方法。
在近年来，随着计算机技术的不断发展，聚变反应模拟技术已经取得了很大的进展。
ITER
ITER百科名片ITER国际热核聚变实验堆（ITER）计划是当今世界最大的大科学工程国际科技合作计划之一，也是迄今我国参加的规模最大的国际科技合作计划。
ITER计划吸引了包括中国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯和美国等世界主要核国家和科技强国共同参与。
目录[隐藏]来源发展现况意义[编辑本段]来源经过近5 年的艰苦谈判，2006 年11 月21 日在法国爱丽舍宫，参与ITER 计划的ITER谈判七方共同签署了《联合实施国际热核聚变实验堆计划建立国际聚变能组织协定》和《联合实施国际热核聚变实验堆计划建立国际聚变能组织特权和豁免协定》以及其他相关文件。
至此，ITER计划谈判圆满结束。
12 月1 日ITER 临时国际组织成立，ITER 计划正式开始实施。
[编辑本段]发展ITER是International Thermonuclear Experimental Reactor的简写，全称国际热核聚变实验反应堆，也被人们形象地称为人造太阳，地点设在法国的南部小城卡达拉舍。
为欧盟、美国、中国、日本、韩国、印度和俄罗斯等七方共同参与。
中国政府宣布投入10亿美元参与ITER计划的运作，这是迄今中国投入最大的国际大科学工程。
参与该计划研究工作的包括中国科学院等离子体物理研究所、核工业西南物理研究院等中国研究机构。
2008年10月10日，科学技术部隆重举行中国国际核聚变能源计划执行中心揭牌仪式。
出席仪式的有全国人大外事委、外交部、发改委、教育部、财政部、国防科工局、中科院、工程院、核工业集团公司、国家自然科学基金会等部门、单位代表和工业界的代表；ITER组织总干事、副总干事、ITER组织成员国驻华外交官，国家磁约束核聚变专家委员会成员和顾问，以及国内相关科研院所的代表。
科技部万钢部长在仪式上讲话，强调了我国参加ITER计划和做好ITER计划工作的重要意义，要求执行中心不辜负国家的重托，努力工作，建立符合参与大型国际科学工程和研究合作项目要求的、职责分明、运转高效的决策、咨询和管理系统，保障各方面任务的顺利开展和实施。
可控核聚变能源发展史
可控核聚变能源发展史
可控核聚变能源是一种旨在实现永久清洁能源的技术。
其发展历程可以追溯至20世纪50年代，当时科学家们开始了研究实现可控核聚变的尝试。
随着时间的推移，这项技术逐渐发展成为当今世界一个备受关注的领域。
在可控核聚变能源的发展历史中，有许多里程碑事件。
其中最重要的一项是1983年开始的国际热核聚变实验堆（ITER）计划。
此计划旨在建造一个可供研究和实验的大型核聚变反应堆，从而进一步推动技术的发展。
在过去几十年中，可控核聚变能源的研究取得了巨大的进展。
许多国家都加入了这一领域的研究和开发工作，包括美国、欧盟、日本、中国等。
这些国家团结合作，在研究和开发可控核聚变能源方面取得了一系列突破。
虽然可控核聚变能源的研究仍面临许多挑战，但人类已经取得了重要的进展，为实现清洁能源做出了不可磨灭的贡献。
随着技术不断进步，相信可控核聚变能源将会成为人类实现清洁能源的重要手段之一。
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1.中平面快速扫描探针等离子体边界具有丰富的物理现象，包括边界物理参数、剪切层流、径向湍流等各种湍流结构，以及SOL流等，这些现象往往与等离子体输运紧密联系，同时波与等离子体相互作用、偏滤器物理等其他物理研究也需要探针提供基本物理参数的分布。
装备不同类型朗缪尔探头的往复式探针能够扫描测量出边界等离子体参数的分布，也能定点获得等离子体边界密度、温度、悬浮电位以及相应的涨落量等物理量，是分析湍流行为的基本手段之一，两套可同步运行的探针系统除可以同时测量更多的物理量外，还能进行边界大尺度结构的研究。
两套快动探针系统是EAST边界物理特别是刮削层研究的重要手段。
EAST中平面探针系统主要有J,K窗口的两套快速往复探针系统组成（图1）。
它们环向相差17°,可以提供边界上游数据。
它们最大的运动速度为两米每秒，可以在300ms之内做一次往复运动，从而获得边界等离子体参数的分布信息。
两套探针系统稳定可靠，机动灵活。
探针系统的最大安全行程为500mm。
位移误差小于百分之一。
探针在一次放电中可以完成多次动作，具体次数视放电长度而议。
EAST快动探针系统采用快慢两级驱动模式，慢动驱动部分使用步进电机通过丝杠来驱动探针沿着导轨前后运动，行程范围在1.5m左右，使得探针到达SOL区外侧的等待区域；快动驱动部分则由一个伺服电机和一个电缸组成，伺服电机的旋转运动通过电缸的循环齿轮带转成直线运动；同时在快动驱动的电缸旁平行安装了一个75cm长的线性位移传感器，用于将位置信号转化成电压信号送到探针采集系统。
慢驱和快驱都有自锁功能，能够保护探针系统不因为内外压力差等造成探针自行移动。
图1显示了EAST上两套快速往复探针系统的照片。
图1.EAST上两套快动探针系统。
2.偏滤器探针诊断系统偏滤器探针是典型的等离子体诊断静电探针，由于其具有比较高的时间分辨高、使用方便、可测量的物理量丰富等优点，一直被作为常规的等离子体诊断工具。
偏滤器探针采用三探针阵列，可以测量偏滤器区域的电子密度、电子温度、压强、靶板表面入射粒子通量以及热通量的时空分布。
针对EAST装置的升级改造和实现高性能长脉冲等离子体放电的实验目标，偏滤器探针在2014年夏季EAST实验中也相应进行了升级。
为了能够在高参数放电条件下正常工作，将所有的石墨探针头设计成收集面积为2.5mm2的弧面；由于采用了基于cassette技术W/Cu Monoblock结构的全钨偏滤器作为上偏滤器，故对探针系统也进行了全新的设计。
下偏滤器探针分布在真空室内的下内和下外偏滤器靶板上，总共35组三探针（其中偏滤器外靶板上20组、内靶板上15组三探针），共涉及D、E、F、G 四个窗口的下偏滤器靶板。
上偏滤器探针采用了陶瓷绝缘支撑结构，并固定在上偏滤器的靶板上。
不仅为等离子体位形控制和物理研究提供偏滤器靶板区域基本物理参数；并用于环向不对称性研究和RMP线圈作用效果的测量。
上偏滤器探针主要分布在D-E窗口和N-O窗口，分为两个相同的阵列：(1)主阵列分布在D-E窗口，其中内靶板14组、外靶板13组三探针，涉及6个cassette。
(2)辅阵列分布在N-O窗口，复制D-E阵列。
其中内靶板14组、外靶板13组三探针，涉及6个cassette。
偏滤器探针诊断系统的基本参数如下：空间分辨率：上内偏滤器探针和上外偏滤器探针为12-18mm；下内偏滤器探针为15mm；下外偏滤器探针为10mm时间分辨率：20µs供电: DC 200V, 3A/10A图2所示为EAST上偏滤器探针系统极向分布图。
图2. EAST 上偏滤器探针系统极向分布图。
3.充气成像系统充气成像系统通过高速摄像机测量充入气体在等离子体边界的辐射可见光强度，可得到边界湍流的扰动，进一步分析可得湍流运动速度及径向电场。
充入等离子体边界的中性气体一般是氘气或氦气，相应的主要特征谱线分别为D α线（656.2nm ）和HeI 线（587.6nm ）。
在碰撞辐射近似下，并忽略复合，谱线强度依赖于局域密度ne 和温度Te ，在碰撞辐射近似下，并忽略复合，谱线强度依赖于局域密度n e 和温度T e ，30(photons/m )n (n ,T )A e e S f ，其中n 0是局域的中性粒子密度, A 是谱线的辐射衰减率，(n ,T )e e f 表示辐射强度对局域电子温度和密度的依赖。
衰减率A 比湍流扰动的自相关时间尺度小很多，使得辐射强度只于局域的等离子体参数相关。
如图3所示，2012年实验利用GPI诊断揭示了垂直于磁力线平面上的静电准相干模（ECM）两维精细空间结构。
发现ECM出现在最后闭合磁面内部2厘米范围内，极向波长10厘米左右，对应极向模数m > 50，具有典型的气球模结构特征。
图3.使用新研制的具有上下对称观测区域的充气成像系统（GPI）观测到ECM 的两维空间结构。
4.热氦束束发射光谱诊断热氦束束发射光谱（He-BES）诊断系统能同事测量磁分离面附近区域的电子温度、密度分布及涨落，具有较高的时空分辨能力，是研究聚变等离子体边界行为的行之有效的诊断手段。
结合边界旋转的测量，可全面的研究H模条件下的相关物理行为，如边界局域模、准相关模、H模前兆震荡等，在国际各大装置如JET、TEXTOR上都有良好的应用。
EAST上设计和安装的热氦束束发射光谱（He-BES）诊断系统可测量区域覆盖中平面向上180mm处，R=2226-2266mm，径向20道，空间分辨0.5-1cm，测量采用了滤光片加光电倍增管(PMT)测量的方案，使得采样率高达1.25MHz （可根据需要更换采集系统提高采样率）。
该方案相比使用谱仪测量的方案具有更高的时间分辨率，除了可以获得温度密度分布之外，也可用于涨落的测量，同时，诊断在设计上结合了边界旋转的测量（另外的诊断描述），极大的拓展了诊断的使用范围。
在装置的侧面注入热氦束时，氦原子与等离子体中的电子，离子发生碰撞，原子从基态激发到较高的激发态。
处于激发态的原子会通过自发辐射发射辐射光子，发射光的强度由激发态的布居和自发辐射系数决定。
不同的等离子体电子密度会得到不同的激发态布居，对于不同的激发态，其激发的几率也不同。
此外，电子和原子碰撞除了可以将原子从低能态激发到高能态外，还可以将原子激发到较低能态。
原子激发态的去激发包括自发辐射发光过程和与其他电子发生碰撞去激发过程。
因此，其光谱线的强度有这两个因素的比值决定，即去激发过程主要是由于辐射光子还是发生碰撞。
如果主要是辐射光子，其谱线强度会很强，如果主要是通过电子碰撞过程去激发，则谱线强度相对较弱。
利用主动注入热氦束方案，观察其发光的光谱线的强度来研究等离子体中局域电子的密度分布。
图4显示了EAST装置内部的热氦束喷头系统图4.喷头安装到位后的照片。
5. 锂束束发射光谱诊断系统髙约束模（H模）的实现，首先在边界要形成边界输运垒，抑制粒子输运，同时托卡马克在H模下运行，刮削层是再循环粒子的一个重要来源区域，研究理解边界输运垒和刮削层等离子体行为是实现低再循环长脉冲H模运行必不可少的一步。
锂束发射光谱(Li-BES)系统能同时测量刮削层和Pedestal区域的密度分布和密度涨落，且具有较高的时空分辨能力，是研究H模边界相关物理行为的一种非常有效的诊断技术，如边界局域模(ELMs)、湍流、带状流、粒子输运等，在JET、ASDEX-U上更是作为常规诊断被应用。
EAST上安装的Li-BES系统可测量区域覆盖0.75≤r/a≤1.05，径向16道，极向4道，空间分辨率1cm，采用APD（雪崩光电二极管）作为探测器，能够在较低光子数下得到较强的信号，时间分辨率0.5μS。
束发射系统可以实时斩波扣除背景光，斩波频率最高250kHz。
该系统与国际上其他类似装置采用光电倍增管相比，具有较高的时间分辨率和空间分辨率。
锂束发射光谱诊断系统由两大部分构成，束发射系统和光谱测量系统。
束发射系统较为复杂，从图5可以看出它的基本结构分为离子源（Ion source）、加速器（Accelerator）、束控制系统(Beam control system)、中和器(Neutralizer)和束诊断系统(Beam detection system)五个主要部分组成。
图5. 锂束发射光谱诊断系统（Li-BES）Injector主要部件示意图。
锂离子产生之后，此时离子能量较小，为了使锂离子达到更高的能量，系统配置了外置的偏压电极，这就是加速器（Accelerator）。
束控制系统位于加速器和中性化室之间，由束偏转器和斩波器两部分组成。
偏转器包含一组水平偏转板和一组竖直偏转板，每块偏转板长度不少于5cm，两组偏转板间距最少5cm。
在每组偏转板上加直流偏压，通过调节偏转板偏压的大小来控制束的注入方向。
斩波器是在水平板施加快速可变的直流偏压，斩波频率500kHz,斩波电压1000V。
斩波周期和斩波电压可调。
每块偏转板都需要工作在300℃的高温下,以防止锂或钠遇到冷的金属在表面形成涂层，影响使用效果。
只有中性原子才能被注入到等离子体内部，因此我们需要在锂束进入托卡马克之前将其中和，变成中性原子，这个过程是在中性化室内实现的。
将高能锂离子注入到钠蒸汽室，Li+与中性Na原子碰撞，获得电子，变为中性Li0原子。
一个小型Na储存室工作在200-300℃左右，源源不断地提供Na蒸汽。
为了减少钠蒸汽的损失，中性化室中间部分即锂坩埚处于待命状态，温度200℃左右，放电前60s开始加热，于放点开始时刻加热至280℃，此时中性化室内Na蒸汽气压约为0.01pa。
中性化室两端始终通压缩空气冷却，维持在100-130℃，钠蒸汽遇到冷屏液化并回流到中性化室中部。
在中性化室进出口处还有一个Shutter用来阻挡Na蒸汽，只有在束发射前3秒才打开。
锂离子经过中和器之后约有70%-90%变为中性原子。
6.高场侧快速扫描探针高场侧探针是安装在托卡马克高场侧测量等离子体边界参数的探针系统，借鉴Alcator C-Mod上的高场侧扫描探针的机械结构设计，采用平行四边形的弹出支架，以及通电线圈在磁场中通电流受力矩转动的原理动作，如图6：图6.tokamak纵场方向由深蓝色箭头指示，线圈通电流后的磁矩方向由浅蓝色箭头指示，形成力矩由磁矩叉乘纵场得到图示红色箭头标示的弹出方向。
如果纵场反向的话，调节线圈电流反向就可以了。
该电流目前采用方波脉冲控制，并对线圈电路的电压电流信号做弹出时刻的实时采样，用基尔霍夫第一定律以及反向电动势计算得到位置与电流，电压的对应关系，于是可处理数据得到实时位置，下式右侧第一项为线圈在磁场中运动造成的回路中的反向电动势第二项是线圈自感产生的反向电动势，V ，I 信号被采集，R 电路电阻，可在加正向电流之前加一反向电流，测量得到，这时线圈未运动，稳态时电流也不变化，右侧两项均为零，B 可由efit 数据提供，L 已经测得，唯一不确定的是A ，指示有效面积，可由安装前的位置数据得知θ的始末值，通过定积分计算得到：此后位置数据可由不定积分，以及一个积分末值得到，之所以选用积分末值，是由于探针弹出最深处的位置是比较确定的，回收到底端有可能受到减震弹簧的反推，使得位置控制有一定的不确定性。