核工业西南物理研究院十一五期间物理实验计划

(2006~2010)

1.HL-2A 改建2.HL-2A 上主要的物理实验内容

The conceptual design for the modification

of HL-2A tokamak

Presented by Liu Dequan

HL-2AHL-2A

1. HL-2A 改建

• 十一五期间我院必须完成 HL-2A 装置的改造与升级。本项目完成后， HL-2A 装置的纵向磁场达 2.8T ，等离子体拉长比达 1.7 ，等离子体电流达 800kA ，等离子体存在时间 4S, 等离子体线平均密度达 1.2×1020m-3 ，等离子体电子温度达 4keV ，离子温度达 5keV ，等离子体二级加热总功率达达 10MW ，具备先进的等离子体诊断以及大型数据采集和处理能力和满足装置高参数放电运行的供电能力。

• axisymmetrical double-null

• two triplets of divertor coils located in the vacuum vessel(VV).

• closed divertor structure.

• all poloidal field(PF) coils dispersedly set in the space between the toroidal field (TF) coils and VV.

• VV consist of two halves, its toroidal resistance was provided by isolation plates.

• the VV is baked by super-hot water with temperature of only 130 .℃

Introduction of HL-2A tokamak

HL-2AHL-2A

Status of HL-2A tokamak • Divertor coils and shield plates in vacuum vessel, the plasma has a nearly

circular cross-section.

It is difficult to obtain a triangular and elongated plasma shape.

• Due to the defects on upper divertor coils’ electrical insulation,

HL-2A is operated in lower single null divertor configuration.

• The experiment has to occasionally terminate due to incidental damages of the weak parts.

• HL-2A has achieved parameters of Ip = 410 kA, Bt = 2.70 T approach its

rated operational parameters with Ip=450kA and BT=2.8T .

It is difficult to increase the parameters greatly .

HL-2AHL-2A

• higher plasma current

• plasma with larger elongation and triangularity and double null

• good accessibility and easy maintenance for the inner parts in VV.

• more efficient open divertor structure.

Objectives of modification

linear dimensions scale 1:2:4

HL-2AHL-2A

scheme1 : reusing VV, simply moving or adjusting MP coils.

scheme2 : reusing VV, all MP coils moved out from VV and redesign all PF system.

scheme3 : fabricating a new VV and redesign all PF system.

Scheme 1 Scheme 2Scheme 2HL-2A

HL-2AHL-2AThree possible approaches for the modification:

parameters unit present After modification

Ip kA 450 800

BT T 2.8 2.8

R m 1.65 1.65

a m 0.4 0.38~0.40

Vs Vs 5 5

Elongation( )

>1.6

Triangularity(δ)

>0.3

Pla

sm

a v

olu

me

(m3

)

After modification, IP = 800 kA. The plasma volume will be increased about 30%.

The parameters after modification

HL-2AHL-2A

The modification of HL-2A include following tasks:

• Manufacture a new VV

• Design new poloidal coil system

• Divertor and inner vacuum vessel components.

Future Conceptual design

HL-2AHL-2A

偏滤器可选的结构

2 ． 2006 年 -2010 年期间主要的物理实验内容

• 在“十一五”末期， HL-2A 装置运行参数达到纵场 2.8 特斯拉、等离子体电流 500 千安，线平均等离子体密度 8×1019/m3 。结合 HL-2A 装置的升级改造，力争“十一五”末期， HL-2A 装置具备 10MW 的二级加热能力，达到 HL-2A 装置物理设计的指标。进一步完善 HL-2A 装置等离子体位移反馈控制系统和壁处理系统，确保 HL-2A 装置获取重复稳定的基准放电。结合国际前沿和我院研究工作的实际，开展 HL-2A 装置物理和工程实验、聚变关键技术、等离子体物理与数值模拟、聚变堆设计以及聚变堆材料和工艺等多方面的研究工作。

等离子体输运研究• 掌握电子热输运的性质和控制方法，利用大功

率的二级加热获得内部输运垒，开展芯部湍流及约束区的电子输运机制研究，在电子温度梯度模湍流及其引起的反常输运研究中获得有创新意义的成果。

• ① 电子热输运研究• ② 输运垒的观察和研究• ③ 芯部湍流及约束区的电子运输机制研究

磁流体不稳定性（ MHD ）研究

• 获得激发扭曲模和撕裂模不稳定性的条件，实现对边缘和内部输运垒触发 MHD不稳定性的主动控制，利用电子回旋加热和低杂波电流驱动协同控制内部扭曲模，利用外部杂质主动注入控制等离子体破裂不稳定性，主动控制高参数和高约束运行状态下磁流体不稳定性，在 HL-2A 或其改造后的装置上获得高性能的等离子体。

磁流体不稳定性（ MHD ）研究主要内容

• ① 准稳态放电中扭曲模和撕裂模不稳定性研究• ② 与边缘、内部输运垒相联系的 MHD 不稳定性研

究• ③ 电子回旋加热和低杂波电流驱动共同作用条件下

的动力学内部扭曲模研究• ④ 与等离子体破裂相关的 MHD 不稳定性研究• ⑤ 主动抑制高参数，高约束运行状态下磁流体不稳

定性的实验研究

边缘和偏滤器物理研究• 测量出边缘等离子体温度和密度的剖面分布，以及空间电位、径

向电场、极向电场和雷诺胁强的径向变化，研究边缘参数的涨落与相关特性，理解 L-H 模转换的机制。测量偏滤器靶板上的等离子体温度、密度和热沉积分布，确定它们在靶板上的衰减长度与中平面衰减长度的依赖关系。开展偏滤器物理的深入研究，掌握偏滤器控制杂质和降低热通量流的关键技术。采用多种复合壁处理技术，降低边缘等离子体和杂质的再循环，改善边缘等离子体性能，在刮离层等离子体输运与偏滤器和壁相互作用研究中获得有创新意义的研究成果。研究瞬态边缘局域模（ ELM）在偏滤器靶板上的功率沉积剖面分布，并与等离子体刮离区 / 偏滤器等离子体数值模拟的结果进行比对。

等离子体加热和电流驱动实验• 在电流上升段利用大功率低杂波电流驱

动（ LHCD）建立反剪切位形，并通过大功率的电子回旋共振加热（ ECRH）和中性束注入（ NBI）加热来维持反剪切位型，实现高约束模式。通过离轴 ECCD ， LHCD 和 NBI 来产生和优化控制电流剖面，研究高能电子和离子的约束特性，探索先进托卡马克运行模式。

先进的加料方法和物理研究• 改造或更新能连续注入数十发弹丸的系

统。研制气动式超声分子束注入器，提高工作气压至 6MPa ，形成气体团簇，提高气体加料效率；通过降低加料气体的温度，使其形成气体团簇，或增加气体温度来提高分子束注入速度。

杂质输运与杂质控制研究• 在 HL-2A 装置上进行杂质研究最终要达

到的目的是：利用偏滤器位形下的杂质输运软件，从机制上探索杂质的输运特性、偏滤器位形对杂质的回流和抽取的影响、偏滤器靶板的热负荷和热分流等特性，将理论和实验结合起来，主动控制杂质，最终实现改善等离子体的约束性能，提高托卡马克放电品质。

高热负荷材料实验• 在托卡马克装置高热负荷下开展材料实验，并

对表层材料的热负荷能力（热蚀、融化等）、焊接界面的裂纹与脱离、表层材料与等离子体相互作用进行同时研究，优选具有抗高热通量密度的面壁材料。

高热负荷材料实验内容• ① 实验样品制备，研制最有可能成为未来聚变

堆应用的 W涂层或 W－ Re 合金板材作为 PFMs 。②根据届时到达靶处的等离子体热通量情况，研制水冷或无水冷的快速 / 常规移动靶（毫秒级移动靶）。

• ③ 定量测量靶位置的等离子体参数及打到靶的热通量仪器研制和在装置上的调试测量。

• ④ 具有时间空间分辨的靶附近区域粒子分布测量，以便进行材料与等离子体相互作用机制研究分析。

• 谢谢