国际热核聚变试验堆ITER计划专项-托卡马克物理试验室--托卡马克
托卡马克的磁控聚变原理解析
托卡马克的磁控聚变原理解析托卡马克（Tokamak）是一种磁控聚变装置，它在核聚变研究领域起着举足轻重的作用。
通过研究其磁控聚变原理，我们可以深入了解托卡马克的工作机制和潜力。
磁控聚变是一种利用高温和高密度等特殊条件下，将轻元素如氢气等转化为重元素的核反应。
其基本原理是通过高温等离子体的热运动使原子核以高能量碰撞，从而克服库仑排斥力，实现核融合反应的发生。
而托卡马克正是利用强大的磁场来控制等离子体，使其达到适宜的温度、密度和稳定性，从而实现磁控聚变。
首先，高温等离子体的形成是磁控聚变的关键。
在托卡马克中，通过在环形的真空室中加入高频电场和高强度磁场，使气体分子不断受到激发和电离，从而形成等离子体。
这个过程称为“起弧”，是实现聚变反应的前提条件。
其次，磁控聚变的核心在于控制等离子体的运动轨迹。
在托卡马克内部，通过强大的磁场环绕等离子体，形成环向电流。
这个磁场可以使等离子体保持稳定，避免其触碰反应室壁，同时也能够保持高温等离子体的密度。
而磁控聚变的关键问题是如何在磁场中保持等离子体稳定。
由于等离子体存在电阻，其运动会在磁场中感应涡流，从而导致能量损耗和不稳定性。
为了解决这一问题，托卡马克引入了“磁约束”和“外螺旋”来控制等离子体的运动。
通过调整磁场的形状和强度，可以使等离子体存在向心力和外力，从而使其保持在中心位置。
此外，聚变反应的可控性也是磁控聚变的重要问题。
在托卡马克中，通过调整电流、磁场和等离子体的密度等参数，可以控制反应的速率和稳定性，以实现可控的聚变过程。
尽管托卡马克的磁控聚变原理已经有了相当的进展，但仍然存在一些问题和挑战。
例如，等离子体的能量损耗、不稳定性和杂质控制等方面仍然需要进一步研究和解决。
为了实现可持续、高效的核聚变反应，还需要持续改进和优化托卡马克的设计和工作条件。
总而言之，托卡马克的磁控聚变原理是一种潜力巨大的核聚变技术，通过控制等离子体的温度、密度和运动，实现了可控的核反应。
一种高强度超导托卡马克聚变实验装置
一种高强度超导托卡马克聚变实验装置高强度超导托卡马克聚变实验装置，是目前聚变研究领域的热点。
其中，托卡马克装置是一种产生等离子体的实验装置，它利用强磁场约束等离子体。
高强度超导托卡马克聚变实验装置主要研究用于解决能源短缺问题的可控核聚变能技术。
在这篇文章中，我们将探讨这种新型的聚变实验装置的性质和应用。
一、高强度超导托卡马克聚变实验装置的构建高强度超导托卡马克聚变实验装置是由一系列超导磁体和等离子体组成的。
其中等离子体是通过将氢等离子体放置在强磁场中产生的。
托卡马克装置的核心是含有电流的环形磁场线圈，它的作用是平衡产生的等离子体的热、压力和离心力，从而维持等离子体保持稳定状态。
这种超导磁体可以在极低温下使用，这意味着其电阻很小，电流可以在它们的内部无阻力流动，从而产生非常强的磁场。
这些超导磁体由含有高温超导材料的细丝制成，是目前制造高强度磁体的最佳方法。
二、聚变实验装置的原理在聚变核反应中，将两个轻原子核聚合成一个重原子核的反应是关键。
这种反应过程产生的能量被称为聚变能，是目前人类所知道的最大能量密度之一。
超导托卡马克聚变实验装置的主要目标是产生超过能量输入的聚变能量。
为了达到这个目标，等离子体必须达到足够高的温度、密度和时间来加速这种核反应。
要达到高温状态，等离子体必须从外部输入大量的能量。
可以通过加热等离子体来实现。
现在，加热等离子体的最常用方法是通过将高频电流注入等离子体中，从而使等离子体的温度升高。
在聚变反应中，等离子体的密度也非常重要。
当两个轻原子核靠近时，由于它们的高速碰撞，它们的电荷云开始重叠，在核心展开的强磁场控制下，开始发生聚变反应。
三、高强度超导托卡马克聚变实验装置的应用高强度超导托卡马克聚变实验装置的主要应用是探索核聚变能技术的潜力。
它可以帮助我们了解如何更好地利用类似于太阳的自由能，更好地理解聚变反应的物理、化学过程，并开发新型的清洁能源。
聚变技术的发展还可以产生其他好处，如减少化石燃料的使用，最终减少二氧化碳和其他温室气体的排放。
国际热核聚变实验计划 七国联手获取“人造太阳”
国际热核聚变实验计划——七国联手获取“人造太阳”国际热核聚变实验计划——七国联手获取“人造太阳”工程总投资：100亿美元工程期限：1985年——2030年热核聚变在太阳上已经持续了50亿年国际热核聚变实验反应堆计划（International Thermonuclear Experimental Reactor，简称ITER）与国际空间站、欧洲加速器、人类基因组计划一样，是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。
其目的是借助氢同位素在高温下发生核聚变来获取丰富的能源。
1985年，由美苏首脑提出了设计和建造国际热核聚变实验堆ITER的倡议；也被称为“人造太阳”计划。
ITER的投资和建设规模之庞大，交叉学科种类之多，实验设备之复杂，都决定了它必须由多国合力完成。
该计划约需耗时35年，耗资100亿美元，涉及领域包括超导研究、高真空、生命科学、遥控密封、环境科学、等离子计量和控制、信息通信、纳米材料等多种学科，它的最终选址一直是参与国竞争的焦点。
先后有西班牙、法国、日本和加拿大4个国家提出申请将实验堆建在本国，日本和法国最终入围，加拿大则因没有入围而于2003年12月23日宣布因缺乏资金退出。
美国因自认为在核聚变技术上领先其他国家，曾于1999年宣布退出，后又因国内热核聚变研究进展缓慢，担心被ITER甩下，于2003年2月18日重新加入。
中国也在同日正式入盟。
2005年6月28日，在计划提出20年，选址耗时18年后，ITER的建设地点终于花落法国的卡达拉舍，它将成为世界第一个产出能量大于输入能量的核聚变装置，为制造真正的反应堆作准备。
合作承担ITER计划的7个成员是欧盟、中国、韩国、俄罗斯、日本、印度和美国，这七方包括了全世界主要的核国家和主要的亚洲国家，覆盖的人口接近全球一半。
为建设ITER，各参与方专门协商组建了一个独立的国际组织，各国政府首脑在过去几年中都采取不同方式对参加ITER计划作出过正式表态。
面向聚变堆的托卡马克稳态先进运行模式的发展
doi:10.3969/j.issn.0253-9608.2018.02.003面向聚变堆的托卡马克稳态先进运行模式的发展丁斯晔，钱金平，龚先祖†中国科学院合肥物质研究院等离子体物理研究所，合肥 230031摘要 人类文明和经济的持续快速发展有赖于新能源的发现和广泛应用。
清洁、高效、几乎无尽的核聚变能源可以成为当前化石能源的有效替代，能够成为人类的终极能源。
名为托卡马克(Tokamak)的磁约束装置是当前人类用于研究核聚变产生能源的主要方式之一。
为了提高其运行的安全性和经济性，科学家们设计了多种能够使聚变等离子体长时间稳态运行的先进运行模式。
这类运行模式的长足发展依赖于高温等离子体物理和核聚变相关技术等领域的研究进展，尤其是对于自举电流和外部驱动电流的研究。
托卡马克稳态先进运行模式将成为未来国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER)和中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering T est Reactor，CFETR)主要的运行模式。
关键词 磁约束核聚变；托卡马克；稳态先进运行模式回顾近现代史，人类文明和经济的快速发展有赖于新能源的发现和广泛应用。
我们处在人类历史上经济快速发展的时期，支撑和维持这种发展，需要大量的能源。
当前，我们还是主要使用化石能源(主要包括煤炭、石油和天然气)，但化石能源主要存在以下两个方面的局限。
一方面，化石能源的原料储量有限而且不可再生，据估计现有常规的化石能源只能供人类使用300年左右。
当然，最近一些新型的化石能源也在被开采出来，如页岩气和可燃冰等，但在技术和经济效益上还存在问题。
另一方面，化石能源会产生大量的有害废物，造成严重的环境污染。
如今部分地区的雾霾以及全球气候变暖与化石能源的无限使用不无关系。
为此，人类开始大力发展新能源，包括风能、水能、太阳能、潮汐能、生物质能等等。
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。
托卡马克原理
托卡马克原理
托卡马克（Tokamak）是一种利用等离子体物理的核聚变实验装置，它利用恒定的磁场和放置在其中的等离子体环绕的不稳定弧形空间来实现核聚变反应。
这种装置是目前最先进和最广泛研究的核聚变装置之一。
托卡马克原理的基本概念是通过创建磁场来控制等离子体，从而使等离子体稳定地保持在一个环形空间中。
该环形空间称为托卡马克腔室，通常采用环形或弧形的磁场配置。
这些磁场可以通过线圈系统产生，通过供电系统提供电流。
当电流通过线圈时，会形成磁场，这个磁场被称为主磁场。
主磁场的作用是保持等离子体在环形空间内运动，并防止其接触到腔室壁。
此外，主磁场还会使得等离子体旋转起来，形成托卡马克流动。
为了进一步稳定等离子体，还需要额外的辅助磁场。
这些辅助磁场可以通过添加电流到线圈系统中来产生。
辅助磁场的作用是使等离子体在环形空间内保持稳定，并减少不稳定性。
在托卡马克中，等离子体始终处于高温状态，因此需要一种冷却系统来保持腔室壁的温度稳定在可接受的范围内。
常见的冷却方式包括使用冷却剂或循环水来吸收热量，并通过冷却系统将热量散发出去。
通过控制磁场的强度和形状，以及辅助磁场的添加，可以控制等离子体的行为和稳定性。
这样，等离子体就可以保持在一个
相对稳定的状态下，为核聚变反应提供良好的条件。
托卡马克原理的研究不仅有助于理解等离子体物理和核聚变过程，还为未来实现可持续能源提供了可能。
虽然目前仍存在许多技术挑战和困难，但托卡马克作为核聚变实验装置的重要代表，为人类探索可持续能源的道路提供了一个重要的方向。
托卡马克实验与全球能源危机
托卡马克实验与全球能源危机全球能源危机，一直是社会各界关注的焦点。
近年来，人们对于可再生能源的探索和利用在不断坚实，而其中一项颇受关注的实验便是托卡马克实验。
托卡马克实验是一种用于核聚变研究的装置，通过将物质加热到高温并将其与磁场保持稳定，以实现核聚变的目标。
这项实验旨在通过将轻元素聚变来释放能量，以替代目前广泛使用的核裂变技术。
托卡马克实验不仅在科学界引起了浓厚的兴趣，同时也对全球能源危机带来了新的希望。
托卡马克实验的基本原理是将氢等轻元素加热到高温并施加磁场，使其形成等离子体。
在高温和高密度的环境下，轻元素核之间的排斥力被克服，从而使得核聚变反应发生。
核聚变反应会产生巨大的能量，实现洁净、可持续的能源供应。
托卡马克实验的核心技术是如何有效地控制等离子体的稳定性，以及如何将聚变反应转化为实际可以利用的电能。
虽然托卡马克实验在理论上具有巨大的潜力，但是要实现核聚变作为主要能源来源仍然面临许多挑战。
首先，实现稳定的等离子体控制是一个关键问题。
由于等离子体的高温和复杂性，其稳定性非常容易受到外界扰动的影响。
此外，托卡马克实验需要大量的能源输入来维持等离子体的运行，这也给实验的成本和可行性带来了一定的困难。
然而，尽管托卡马克实验目前仍然处于实验阶段，但其潜力和前景令人振奋。
一旦核聚变技术得到有效控制并实现大规模商业化生产，它将为全球能源危机提供可持续发展的解决方案。
核聚变产生的能量不仅几乎不会污染环境，而且资源丰富，相对于有限的矿物燃料来说更为可靠和可持续。
随着科学技术的进步和对可再生能源需求的不断增长，托卡马克实验正日益受到全球范围内的重视和资金投入。
各国科学家纷纷加入到托卡马克实验的研究领域，共同推动核聚变技术的发展。
此外，国际合作也变得越来越重要，因为核聚变技术的开发需要各方共同努力。
总体而言，托卡马克实验对于全球能源危机具有重大意义。
尽管实现核聚变作为主要能源来源仍面临诸多技术和经济挑战，但其前景令人充满希望。
关于全超导托卡马克核聚变实验装置的学术成果
一、简介全超导托卡马克核聚变实验装置是我国科学院物理研究所研制的一种核聚变实验装置，其目标是在高温等离子体物理、核聚变等领域取得突破性进展。
该实验装置采用全超导技术，具有很高的磁场强度和稳定性，是我国目前最先进的托卡马克核聚变实验装置之一。
二、研究背景核聚变是一种理想的清洁能源来源，其在太阳等恒星中起着至关重要的作用。
人类长期以来一直在努力实现人工核聚变反应，并期望将其应用于能源生产中。
全超导托卡马克核聚变实验装置的研究即有助于推进人类对核聚变的理解，并进一步加快清洁能源领域的发展。
三、研究目标全超导托卡马克核聚变实验装置的研究目标包括：1. 建立高温等离子体物理的基础理论和实验技术2. 探索核聚变等离子体的控制和稳定化技术3. 进一步研究超导磁体技术在核聚变领域的应用四、科研成果通过全超导托卡马克核聚变实验装置的研究，科研团队已取得多项重要成果，包括但不限于：1. 独特的核聚变等离子体物理性质模拟研究，揭示了高温等离子体的行为规律和特性。
2. 高温等离子体控制技术研究，实现了对核聚变等离子体的精确控制，为其稳定运行奠定了基础。
3. 超导磁体技术在核聚变领域的应用探索，研究团队在磁场强度和稳定性方面取得重要突破，为实现核聚变反应提供了重要支持。
五、学术贡献全超导托卡马克核聚变实验装置的研究成果对核聚变领域具有重要的学术贡献：1. 对高温等离子体物理的深入理解，为核聚变理论研究提供了重要实验数据和现象验证。
2. 创新的等离子体控制技术，为核聚变实际应用提供了技术支撑和可行性验证。
3. 超导磁体技术在核聚变领域的应用实践，为超导技术在能源领域的广泛应用奠定了技术基础。
六、展望全超导托卡马克核聚变实验装置的研究成果为核聚变领域的进一步发展提供了重要参考和支持。
未来，研究团队将继续深入研究高温等离子体物理、核聚变等领域，不断取得新的突破和进展，为人类的清洁能源梦想贡献力量。
七、结语全超导托卡马克核聚变实验装置的研究成果，不仅在学术上具有重要意义，同时也为解决能源问题、改善生态环境提供了重要支持。
托卡马克核聚变反应堆 格林沃尔极限
托卡马克核聚变反应堆格林沃尔极限下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。
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托卡马克介绍
HL-2A实验与诊断项目布置图
半径R（m） 1.64 安全因子qψ 3.3-3.5大 小半径r（m） 0.45 等离子体电流平顶时间tf(s) 5.0 等离子体电流Ip(kA) 450 低杂波电流驱动功率 PLHCD(MW) 2 中心磁场Bt(T) 2.8 电子回旋加热功率PECRH(MW) ~1 等离子体拉长比k 1.3 离子回旋加热功率PICRH(MW) 1 等离子体密度m-3 8×1019 中性束注入功率 PNBI(MW) 2-3
托卡马克的中央是一 个环形的真空室，外面缠 绕着线圈。在通电的时候 托卡马克的内部会产生巨 大的螺旋型磁场，将其中 的等离子体加热到很高的 温度，以达到核聚变的目 的。
我国核聚变能研究开始于上世纪60年代初，尽管起步较 晚，但始终能坚持稳定、逐步的发展，建成了两个在发 展中国家最大的、理工结合的大型现代化专业研究所， 即中国核工业集团公司所属的西南物理研究院(SWIP)及 中国科学院所属的合肥等离子体物理研究所(ASIPP)。 (四) 我国核聚变能研究开始于上世纪60年代初，尽管经历了 长时间非常困难的环境，但始终能坚持稳定、逐步的发 展，建成了两个在发展中国家最大的、理工结合的大型 现代化专业研究所，即中国核工业集团公司所属的西南 物理研究院(SWIP)及中国科学院所属的合肥等离子体物 理研究所(ASIPP)。为了培养专业人才，还在中国科技 大学、大连理工大学、华中理工大学、清华大学等高等 院校中建立了核聚变及等离子体物理专业或研究室。
二十世纪后半叶，各种类型利用重核裂变的核 电站在世界范围内得到了异常迅速的发展 。 然而，与重核裂变相比，轻核聚变不仅释放的 能量更为巨大，而且能源资源丰富，成本较低， 无论经济上还是环保等方面都具有较大的优势， 但要实现轻核的聚变比较困难，就是在这种情 况下，经过大量科学家的努力，在二十世纪五 十年代初期，前苏联科学家提出了托卡马克的 概念。
核聚变与托卡马克装置简介
平衡磁场阿(位形控制磁场) 在环形磁约束装置中,等离子体还有一个保持平 衡位置的问题.一个即使被约束的很好的等离子 体环,在热膨胀力和磁场从环中心向外侧磁压力 的作用下,也会向四周扩散,在极短的时间内撞到 真空环形器壁上.这比宏观磁流体不稳定还危险 的威胁,为此还要加上一个平衡磁场,把等离子体 定位在真空室中间.为了实现这个目的,还要在外 面加上一组平衡场线圈并通过电流产生垂直场, 把等离子体向环内推.(如下图所示)
(解释eV单位 , τ)
核聚变反应中的能量平衡问题(power balance) 以氘氚反应为例,反应中有大量的热核反应能 放出(1/5由α粒子携带,4/5由中子携带),而且, 在反应的最初阶段,还需要外界能量来维持反 应的进行,同时在反应进行当中伴随着能量的 损失.这样它们之间在某个时刻出现一中能量 平衡.用反应功率表示的话,即:
托卡马克发展历史
托卡马克(tokamaks)一词起源于俄文 toroida lnaya kamera magnitnaya Katushka意思为 “环形室”(toroidal chamber)和“磁线圈”(mag
etic coil) Tokamaks装置起源于上世纪五十年代的前苏 联,同时期美欧也在大力发展期间发展的一个 重要阶段是注意了避免杂质(impurity掺入的问 题.这直接导致了60年代反应温度达到了1kev. 70年代重点转到了如何将约束时间从毫秒量级 做进一步的提高.到了80年代
当前,核聚变从获取能源的角度来看,主要有 如下几种反应:
1
D 1T 2 H e (3.5 M eV ) 0 n (14.1 M eV )
2 3 4 1
1
D 1 D 2 H e (0.82 M eV ) 0 n (2.45 M eV )
托卡马克
磁约束：是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性，构造一个特殊的磁容器，建成聚变反应堆，在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温，实现聚变反应。
托卡马克是前苏联科学家于20世纪60年代发明的一种环形磁约束装置。
美、日、欧等发达国家的大型常规托卡马克在短脉冲（数秒量级）运行条件下，做出了许多重要成果。
等离子体温度已达4.4亿度；脉冲聚变输出功率超过16兆瓦；Q值（表示输出功率与输入功率之比）已超过1.25。
所有这些成就都表明：在托卡马克上产生聚变能的科学可行性已被证实。
但这些结果都是在数秒时间内以脉冲形式产生的，与实际反应堆的连续运行仍有较大的距离，其主要原因在于磁容器的产生是脉冲形式的。
受控热核聚变研究的一次重大突破，就是将超导技术成功地应用于产生托卡马克强磁场的线圈上，建成了超导的托卡马克，使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。
超导托卡马克是公认的探索、解决未来具有超导堆芯的聚变反应堆工程及物理问题的最有效的途径。
目前，全世界仅有俄、日、法、中四国拥有超导托卡马克。
法国的超导托卡马克Tore-supra的体积是中国HT-7的17.5倍，它是世界上第一个真正实现高参数准稳态运行的装置，在放电时间长达120s条件下，等离子体温度为两千万度，中心密度每立方米1.5×1019，放电时间是热能约束时间的数百倍。
西南物理研究院1984年建成中国环流器一号（HL -1），1995年建成中国环流器新一号。
中国科学院等离子体物理研究所1995年建成超导装置HT -7。
它原是前苏联无偿赠送给中国的一套纵向超导的托卡马克实验装置，经等离子体物理研究所的不断改进，它已成为一个宠大的实验系统。
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氦制冷系统、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。
在十几次实验中，取得若干具有国际影响的重大科研成果。
国际热核实验反应堆_ITER_真空室的设计介绍
国际热核实验反应堆_ITER_真空室的设计介绍!（,-./）国际热核实验反应堆真空室的设计介绍丁亚清（核工业西南物理研究院，四川成都0!$$1!）摘要：国际热核实验反应堆（,-./）是建造中的世界上最大的聚变反应堆，目前选址已确定在法国的卡达拉“演示聚奇。
这是一项国际合作计划，参加合作的六方为：欧盟、俄罗斯、日本、中国、韩国和美国。
,-./设计的宗旨是变能和平应用的科学和工艺可行性”。
主要介绍,-./*2.3-真空室的设计。
关键词：真空室；设计介绍,-./；中图分类号4-506!’#718-90!7)6文献标识码4.文章编号4!$$0*:$（!%1&,++*1#22#(3#2!4%.$#2#%3!%456/789:（2;?@A=@B9!9A=8=DA8EA，,>@9:F896）&KA=B6E=：,-./;?@A?=BCD?E@FGE,-./MHHK?CB@L@D?;BFA：,-./8OBMGGLO?EE?=8N?EH引言它具有拉长截面的等离子体和单零极向偏滤器。
设计给,-./是一个长脉冲托卡马克聚变实验反应堆，定感应驱动生产%$$WX的Y!-聚变功率，燃烧时间1$$E，使用%$WX的辅助加热功率Z![1\。
该托卡马克的主要部件的超导磁体系统，它用来磁性约束、成形和控制环形真空室内的等离子体Z%\。
磁中心螺线管(T]+、极向场(^2+线圈和校正线圈(TT+组成。
作用在Y形环向场线体系统由环向场(-2+线圈、圈的向心力由其自己形成的环行拱顶所支撑。
-2线圈绕组被安装在坚固的钢盒子中。
真空室是个双层不锈钢结构，被支撑在-2线圈盒的Y形孔中。
真空室内有基本的室内部件和可置换的室内部件。
它们包括孔栏、加热天线、包层模块、实验包层模块、偏滤器盒模块以及诊断模块等。
它们吸收来自等离子体的辐射热和大部分中子，从而保护真空室壁和磁体线圈免受过分核辐照。
屏蔽实验完成后，屏蔽包层模块可以被在它外边的也兼具屏蔽功能的氚增殖包层所:\。
国际热核聚变试验堆ITER计划专项-托卡马克物理试验室--托卡马克
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17n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。
安徽合肥的“人造太阳”装置
安徽合肥的“人造太阳”装置近日，由中国科学院等离子体物理研究所自主研制的全超导托卡马克实验装置（俗称“人造太阳”）正在接受技术升级。
它是目前世界上唯一能达到持续400秒、中心温度大于2000万摄氏度实验环境的全超导托卡马克核聚变实验装置。
正在进行的升级计划达到“人造太阳”中心温度1亿摄氏度、延续时长1000秒的科学目标，以解决上亿摄氏度高温等离子体连续运行的世界难题，为中国参与的国际合作项目——国际热核聚变实验堆的400秒长脉冲实验奠定了基础。
人造太阳是个啥？国际热核实验反应堆(ITER)计划也被称为“人造太阳”计划，由欧盟、中国、美国、日本、韩国、俄罗斯和印度等7方共同参与，其目的是借助氢同位素在高温下发生核聚变来获取丰富的能源。
其原理类似太阳发光发热，即在上亿摄氏度的超高温条件下，利用氘、氚的聚变反应释放出核能。
核聚变燃料氘和氚可以从海水中提取，核聚变反应不产生温室气体及核废料。
由于原料取之不尽，不会危害环境，这一计划被寄希望解决未来的能源问题。
制造一个装置，通过受控热核聚变反应获得无穷尽的新能源。
这就相当于人类为自己制造一个或数个小太阳，源源不断从核聚变中得到能量。
1939年，美国物理学家贝特证实，一个氘原子核和一个氚原子核碰撞，结合成一个氦原子核，并释放出一个中子和17.6兆电子伏特的能量。
这个发现，揭示了太阳燃烧的奥秘。
ITER装置是一个能产生大规模核聚变反应的“超导托卡马克”。
作为聚变能实验堆，ITER计划把上亿摄氏度、由氘氚组成的高温等离子体约束在体积达837立方米的磁场中，产生50万千瓦的聚变功率，持续时间达500秒。
20世纪50年代初，苏联科学家塔姆和萨哈罗夫提出磁约束的概念。
苏联库尔恰托夫原子能研究所的阿奇莫维奇按照这样的思路，不断进行研究和改进，于1954年建成了第一个磁约束装置。
他将这一形如面包圈的环形容器命名为托卡马克(tokamak)。
这是一个由封闭磁场组成的“容器”，像一个中空的面包圈，可用来约束电离了的等离子体。
iter托卡马克综合体完成土木工程建设
核电厂核反应堆iter 托卡马克综合体完成土木工程建设【世界核新闻网站2019年11月8日报道】近日，国际热核聚变实验堆（ITER ）建设项目取得重要进展：托卡马克综合体（Tokamak Complee ）已完成土木工程建设。
2019年11月7日完成了综合体上部最后 的混凝土浇筑工作，即将启动屋顶金属框架的安装工作。
2012年12月,ITER 组织欧洲内部机构即聚变能组织（F4E ）,向由法国万喜集团 （Vinci ）-法国拉哲尔-贝克公司（Razel Bee ）和西班牙法罗里奥集团（Ferro v ial Agroman ）组成 的联合体授予了一份总价值达2.3亿欧元 （3.05亿美元）的主体土建合同，涉及现场11座厂房和贮存区的设计和建设，其中包括托卡马克综合体。
托卡马克综合体长120米，宽73米，高80米，不仅将容纳聚变反应堆,还将容纳用于机械操作的超过30种系统。
综合体的建设将耗费1-6万吨钢筋、15万立方米混凝土和7500吨钢材。
ITER 组织正在法国南部卡达拉奇（Cadarache ）协调ITER 反应堆的建设。
这是一个重大国际项目,旨在建设一座500 MW 托卡马克聚变堆，证明聚变作为一种大规模零碳排放能源的可行性。
欧盟几乎承担了其造价的一半, 其他六个成员（中国、印度、日本、韩国、俄罗斯和美国）分担了另一半。
根据ITER 组织2016年修订的时间表,第一个等离子体将于2025年实现，氘-氚聚变实验将于2035年开始。
造价估计为200亿欧元（226亿美元），各个设备由ITER 成员以实物形式提供。
（核信息院伍浩松赵宏）南非仍坚持发展核电【世界核新闻网站2019年10月18日报道】2019年10月17日，南非政府批准2019年版综合资源计划。
根据该计划，科贝赫核电 厂将延寿20年，南非未来将建设2500 MWe 核电装机容量。
根据2011年发布的2010—2030年综合资源计划，南非将在2030年前建成9600 MWe 核 电装机容量,首台机组将于2023年并网发电。
中国托卡马克EAST实现7000万摄氏度燃烧1056秒
中国托卡马克EAST实现7000万摄氏度燃烧1056秒
据俄罗斯卫星通讯社sputniknews报道，中国正在运行的三大聚变反应堆之一将电子温度近7000万摄氏度的长脉冲高参数等离子体维持了1056秒。
有“人造太阳”之称的EAST全超导托卡马克装置(东方超环)在太阳核心温度五倍多的温度下实现了1056秒的长脉冲高参数等离子体运行，这是目前世界上托卡马克装置实现的最长时间高温等离子体运行。
位于安徽合肥的EAST装置保持着长时间高温等离子体运行的纪录。
2021年上半年，它将电子温度1.2亿摄氏度等离子体维持了101秒。
但这还不是全部，EAST装置还实现了1.6 亿摄氏度20秒等离子体运行。
EAST是国际热核聚变实验反应堆（ITER）计划的一部分，中国、印度、欧盟、俄罗斯、美国等国参与其中。
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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。