HT托卡马克欧姆放电时的电子热输运分析

1、HT-7托卡马克欧姆放电时的电子热输运分析博士研究生：张 先 梅博士导师：万 宝 年主 要 内 容一、引言 研究热输运的意义、方法和研究状况二、HT-7装置上电子能量平衡分析各能量项的实验分析结果；电子热扩散系数e的分布、与等离子体参数的关 系;壁处理前后e的行为，以及与理论模型的比较。三、HT-7装置上自举电流的研究四、总结和展望一、引言 （1）研究热输运的意义等离子体约束与反常输运的关系在20世纪80年代初，随着托卡马克实验研究的深入，发现等离子体约束主要受反常输运的制约，反常输运是实现托卡马克聚变的一个主要障碍。输运与约束息息相关。人们近似地给出总体能量约束时间E 与e 的关系式 ： 2

2、、辐射损失对聚变的影响 辐射损失是电子能量平衡方程中一个重要组成部分。杂质对主等离子体的影响主要有两方面：第一，辐射能量并影响等离子体中参数的空间分布以及等离子体的总体能量约束时间，使约束等离子体很难达到收支平衡；第二，使工作元素的离子密度稀释，从而影响聚变反应功率密度。杂质辐射与约束模式的关系杂质辐射与等离子体密度的关系3、聚变实现的条件在聚变研究中，一个非常有意义三乘积：neTeE。要想达到点火条件必须满足：过去的30年三乘积neTeE 的变化情况。在过去的20年，DIII-D得到的好约束模式的变化情况。由于辐射、反常输运等能量损失，使该点火条件很难满足。引言 （2）研究热输运的方法分析全

3、局量E、内能W定标；从实验角度分析局部输运系数D，e ，i 与等离子体宏观参数的关系；由理论模型得到D，e ，i , E，解输运方程，计算出等离子体参数如密度、温度等，与实验值作比较。局部热输运的实验研究研究方法热流平衡分析(Power Balance)调制输运分析（Modulated Transport) 其方法是利用输运方程中含时间变量项，通过调制源项，在实验上测量与时间有关的一项。目前产生调制源项的主要方法有：自身产生的锯齿热脉冲传播用ECRH 产生局部能量扰动弹丸注入来调制温度epb、ehp比较 装置 ehp / epbASDEX 3 (锯齿:ST) DIII-D 1 (ECRH) D

4、ITE 1 (ECRH)FTU 1.52.2 (ST)ISX-B 1 (ST) JET 2.5 (ST) JT-60U 2-4 (ST) RTP 2-4 (ST,ECRH) TEXT 2.25 (ST) TFTR 1-10 (ST) TORE SUPER 2.5-3.5 (ST) W7-AS 1-1.5 (ECRH) 引言（3）输运研究基础的发展加热和电流驱动的发展等离子体加料技术的发展壁处理技术的发展实验诊断的发展计算机能力的发展引言（4）约束模式及实验研究情况约束模式对输运的改变对涨落的影响H-mode8889边界输运垒形成，e, e和De 降低，H2。等离子体边界涨落被抑制，中心的相关长

5、度减小。杂质模如 RI-mode90等在NBI时，e和De 降低，H1.8。磁场涨落降低，密度涨落没有变化。PEP模25e比Alcator定标小三倍，i降到新经典值。不是很清楚。热离子模：Supershot91e, i和降低，e 降低最多，H2。密度涨落缓慢增大，相关长度降低。VHmode92边界输运垒加宽，e, i和De 降低。密度涨落消失。高-modes93高-mode：H23高Hmode: H=3.6磁场涨落降低高li模94H3，有的H li不清楚。反剪切模(RS)95H2.5密度涨落抑制提高的反剪切模(ERS)96内部输运垒的形成，i和De是新经典值，e降低。等离子体中心涨落被抑制。二

6、、HT-7 托卡马克电子能量平衡分析 PoH : 欧姆输入功率Prad : 辐射损失Pcond : 热传导损失Pconv : 热对流损失Pei : 电子转移给离子的能量：Spitzer 或新经典电阻率ei : 电子和离子碰撞频率(1)(2)(3)(4)(5)能量平衡分析所需的实验诊断Te 由 ECE测量；ne由5道远红外干涉仪测量，经Abel变换得到其分布；Ti 是10道中性粒子能谱仪测量；分布认为与Te相同；辐射损失用16道Bolometer测量，经Abel变换得到其分布；Zeff 由4道韧致辐射测量；Ip 和 Vf 用线圈测量；杂质的弦平均辐射强度由转镜测量，经Abel变换得到其体发射系数

7、分布。欧姆功率的计算Zeff取常数。辐射损失 随等离子体中心弦平均密度、电流的变化随密度的变化 （Ip=130KA, Bt = 1.8T）O-硅化后50炮以内的值，-硅化后放电250炮后的值，-硅化前的值。 随放电电流的变化( ， Bt=1.84T） o-硅化后的值， *-硼化后的值。 一般认为，De=Dim, ve=vim。我们用杂质输运程序拟合实验测量的杂质离子体发射系数。热对流损失计算（1）以典型炮号34258#的0.4s 时刻为例(Ne (0)1.51013/cm3，Ip=140kA）热对流损失计算（2）拟合结果拟合OV体发射系数的峰值拟合CIII体发射系数的峰值热对流损失计算（3）+

8、-PoH o- Pconv 100电子各能量损失项占总欧姆输入功率比例热输运项(主要是传导项）占64左右；辐射损失约占20；与离子碰撞转移给离子的约16。e的分布及误差分析（1）假设环电压5的误差， Zeff 有20的误差，密度有10的误差，温度有10的误差 时计算的结果。其中1/2 a处约为25。通过改变各参量误差大小，结果发现e对电子温度的误差最敏感。在同一炮放电的平顶段，e值也比较平稳。e的分布及误差分析（2）不同的离子温度分布对e的分布影响不大。e的分布及误差分析（3）硅化前后e行为的比较硅化后, e主要在r0.5a区域内降低。硼化前后e行为的比较硼化后， e在整个等离子体内均降低。e

9、 (r=0.5a) 随 Ne(0) 的增大而降低 (Ip=140kA, Bt=1.8T) (Ne(0) =1.0, Bt=1.84T)e (r=0.5a) 随Ip的增大而增大e (r=0.5a) 随 Bt 的增大而降低e与欧姆情况下的定标比较INTOR 定标Merezhkin 定标 Coppi-Mazzucato定标 能量约束时间随 Ne(0) 和 Ip的变化能量约束时间实验值与忽略辐射损失后由经验公式 估算值的比较。 （ -为实验数据计算的的值，o-由 估算的值） e与新经典理论模型的比较 反常输运目前提出的主要原因及模型 漂移波不稳定性 静电漂移波模型在低条件下，磁场扰动B10，这时的漂移

10、波是静电型 ；包括通行粒子的漂移不稳定性和捕获粒子不稳定性 。 电磁漂移波模型一般地，当 时电磁漂移波比较重要起来；如Horton 电磁漂移波模型，Parail电磁漂移波模型等。 磁扰动引起的不稳定性比较大的径向磁扰动使磁场结构的破坏，引起比较大的横向输运；模式主要有：微撕裂模、电阻性压强梯度模(气球模) 等。硅化前e与理论模型的比较等离子体中心比较符合Horton 电磁漂移波模型： e 在边界比较符合 Parail 电磁漂移波 模型： e 硅化后e与理论模型的比较在等离子体中心 仍然比较符合Horton模；在r0.5a 区域， Waltz静电漂移波比较符合实验值。 e硼化后e与理论模型的比较

11、在 r0.5a范围内降低；硼化后e值在整个区域内均降低。6. HT-7装置上e值比INTOR定标值小，数值大小与Merezhkin定标和Coppi-Merezhin定标差不多，但比两个定标更依赖于密度。7. 能量约束时间在所研究参数范围内随密度的增大而增大，与等离子体放电电流的关系不明显。8. 在r0.5a区域内，硅化前符合Parail电磁漂移波模型，硅化后，符合Waltz 静电漂移波模型。硼化后在r0.8a区域内，均比较符合Horton模型。自举电流分布形状来看：硅化和硼化后，等离子体参数分布在中心变宽，靠近边界的压力梯度变大，自举电流的分布峰值靠近边界。自举电流分布占总电流分布来看：到边界

12、，壁处理后比未做任何壁处理前自举电流成分大，即壁处理后，靠近边界，自举电流分布对等离子体电流分布贡献较大。自举电流积分占总实验放电电流比例来看：壁处理后，HT7装置上的自举电流占总放电电流的比例有增大的现象，壁处理前，不超过总电流的5，但硼化和硅化后达到10以上。由于边界处对应的半径大，从而对面积分的贡献大，即自举电流比例的增大主要是来自等离子体边界的贡献。总结 （2）对HT-7装置自举电流进行估算，得到了比较满意的结果。4. 自举电流成分与等离子体压强梯度关系密切，梯度越大，自举电流成分越大。 本论文是从实验数据的分析来研究自举电流的，确切的研究需要结合输运程序，才能给出完美、自洽的结论。但

13、这些实验结论为以后更深入地研究HT7、HT7U装置自举电流提供了基础。 1、尽可能地扩大研究的实验参数范围；2、研究辅助加热情况下的热输运；3、开发输运程序，与实验研究相互补充，进一步对HT -7装置热输运进行分析、理解。 研究磁约束装置的热输运，是比较复杂而艰巨的任务，例如电子热扩散系数的定标，需要处理大量实验数据，且其它参数不变的情况下才能考察它与某一个参数的定量关系，但是参数之间是相互影响的，很难实现各个量独立变化。输运的研究需要从理论、实验以及计算模拟上同时进行，才能给出系统的比较准确的结论，这需要巨大的财力和人力。希望更多的科研工作者加入输运研究的队伍来推动输运研究的发展、推动我们核

14、聚变事业的发展！ 展 望博士期间发表的文章1. 张先梅等, 计算物理, 16, (1999) 606。2. Zhang Xianmei, et al., Plasma science and Technology, 2, (2000)295.3. Zhang Xianmei, et al., 1st IAEA TCM/AFERST, Chengdu, China, Oct.30Nov.3, (2000)D4.4. 张先梅等, 物理学报，50, (2001) 715.5. Zhang Xianmei, et al., Chinese Physics Letters, 18，(2001) 1090

15、.6. Wan Baonian, Zhang Xianmei, et al., Nucl. Fusion, 39, (1999)1865.7. J.S. Mao, J.Y. Zhao, X.M. Zhang, et al., 2000 International Conference on Plasma Physics (ICPP) Oct. 23,2000, Quebec City, Canada.8. X. Gao, X. M. Zhang, et al., Plasma Phys. Contr. Fusion, 41, (1999)1349.9. X. Gao, X. M. Zhang,

16、 et al. , J. Nucl. Mater., 279, (2000)330. 10. X. Gao, X. M. Zhang, et al., Nuclear Fusion, 40, (2000)1875.11. 11. J. S. Mao, X.M .Zhang, et al., Nucl. Fusion, 已接收致 谢首先衷心感谢的是我的导师万宝年研究员。本论文工作是在他的悉心指导和严格要求下完成的。是他引导着我从熟悉该课题的基础知识开始，一步步深入地做下去。每次遇到问题请教他时，万老师总能分析得清晰简洁，并把相关知识融会贯通，加深我的理解、扩展我的知识面。万老师扎实的物理基础、敏锐的洞察力、严谨的科研作风以及对事业的执着和献身精神将对我以后的学习和工作产生巨大影响。感谢毛剑珊研究员平时对我学习和工作的关心和鼓励，尤其在论文撰写过程中提出了许多宝贵的意见。感谢张澄研究员、俞国扬研究员以及王少杰研究员曾在百忙中抽出时间为我解答问题。曾多次请教过赵君煜、吴振伟两位老师有关装置的问题，在此表示感谢。感谢那些为H