east辐射偏滤器充气系统改造及初步实验结果 upgrade of radiative divertor gas puffing system in east tokamak and preliminary experimental results.pdfVIP

第 36 卷 第 1 期 核 聚 变 与 等 离 子 体 物 理 Vol.36, No.1 2 0 1 6 年 3 月 Nuclear Fusion and Plasma Physics March 2016 文章编号：0254−6086(2016)01−0042−07 DOI: 10.16568/j.0254-6086.201601008 EAST 辐射偏滤器充气系统改造及初步实验结果 王文章，向玲燕，吴金华，杨钟时，丁 芳， 王 亮，段艳敏，胡振华，毛红敏，罗广南 (中国科学院等离子体物理研究所，合肥 230031) 摘 要：介绍了 EAST 偏滤器充气系统的改进措施，压电阀与冷屏一起安装在 EAST 颈管中，以缩短充气管 道，将充气系统的延迟时间减少约 200ms 。冷屏起冷却阀门并屏蔽电磁场的作用。讨论了在准稳态条件下，延迟 时间给偏滤器热流反馈控制带来的负面效应。在中性束加热条件下，通过在外靶板注入 Ar/D2(1:4)混合气体研究 了靶板离子饱和流和热流分布的变化及充气对主等离子体的影响，得到了靶板离子饱和流显著降低、热流减少的 结果。 关键词：EAST ；辐射偏滤器；充气系统；偏滤器靶板热流 中图分类号：O539 ；O433.1 文献标识码：A 1 引言 的加热功率进入刮削层(SOL) ，那么外靶板和内靶 −2 和 超过偏滤器靶板所能承受的热负荷的成功移 板 的 热 流 峰 值 将 分 别 达 到 15MW·m −2 ，远超过了 W/Cu 偏滤器所能承受的极 除是未来托卡马克装置运行需要解决的关键问题 18MW·m 之一[1] 。尤其是在边界局域模爆发和等离子体破裂 限[7] 。因此，为实现 EAST 高参数长脉冲准稳态运 期间，过高的热流和粒子流将会导致靶材的溅射、 行，发展能够实现反馈控制的辐射偏滤器充气系统 腐蚀、熔化和升华等损伤，给装置的安全运行带来 势在必行。 巨大挑战[2] 。在偏滤器区主动注入高 Z 杂质，使得 EAST 装置最近 5 年开展了大量的辐射偏滤器 等离子体一部分能量在到达偏滤器靶板前因辐射 实验，研究了不同充气位置、不同充气种类(CH4 、 而损失掉，是一种减少偏滤器靶板热流和粒子流的 Ar/D2 等)、不同偏滤器位型下杂质注入对偏滤器等 重要方法，在许多大型托卡马克上得到了很好的验 离子体粒子流和热流分布的影响及偏滤器对杂质 [3~6] 的屏蔽效果[8~10]。上述研究均采用了脉冲注入方式， 证 。 EAST 装置是中国自主研制的全超导非圆截面 但如果要持续地抑制打向壁表面的粒子流和热流， 托卡马克装置，高功率长脉冲稳态运行为其主要的 解决靶板的稳态热负荷和溅射刻蚀问题，则需要实 实验目标之一。经过 2012~2014 年的升级改造后， 现反馈充气以持续得到部分脱靶态，这也是长脉冲 总加热功率达到 26MW ；上偏滤器采用了类似 ITER 运行时实现偏滤器粒子流和热流可控的必要条件。 −2 的热 由于 EAST 颈管长约 4m ，当阀门放在真空室 的 W/Cu 偏滤器结构，最高能承受 10MW·m 负荷。经过模拟计算，在总加热功率为 14MW、分 外时，阀