先进超导托卡马克实验装置

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先进实验超导托卡马克实验装置
EAST
类型 托卡马克
运行日期 2006年–
大半径 1.85 m
小半径 0.45 m
磁场 3.5 T
加热 7.5 MW
位置  中国, 安徽省, 合肥市,
EAST比例模型

先进实验超导托卡马克实验装置英语:Experimental Advanced Superconducting Tokamak缩写EAST),原名HT-7U,又被称为“人造太阳[1],是中国科学院等离子体物理研究所中国安徽省省会合肥市建设的世界第一个全超导磁体托卡马克核聚变反应试验性装置,属于中国国家“九五”重大科学工程。

2006年9月28日,该装置首次成功放电。2007年二月的实验中,EAST产生了持续了近3秒的200千安培的等离子放电。2016年1月28日,更实现電子溫度超過5千萬度、持续时间达102秒的长脉冲等离子体放电,为目前世界最长。終極目標為1亿度與1000秒。欲達此目標,仍需克服很多科學與技術問題。

该反应堆是在被称作HT-7的中国首个超导托卡马克装置基础上的技术改进,并由中国于2003年开始建造。HT-7由中国等离子体物理研究所于20世纪90年代初与俄罗斯合作研发。

项目目标[编辑]

中国是国际热核聚变实验反应堆(ITER)联盟的成员之一,并且先进超导托卡马克实验装置(EAST)将是拟议的ITER项目技术的一个测试平台。

建成一个具有非截面全超导托卡马克。在其上实现高参数、长脉冲稳态运行;在以上条件下开发先进运行模式,并进行热流平衡粒子流平衡控制的实验研究。

EAST将测试:

  • 极向场超导磁体,使其成为第一个带有环向场和极向场超导磁体的托卡马克装置;
  • 非感应电流驱动;
  • 脉冲高达1000秒与0.5MA的等离子电流;
  • 通过实时诊断控制等离子体不稳定性的方案(“稳态托卡马克等离子体的先进诊断技术”);
  • 偏滤器和面对等离子体的组件的材料;
  • 操作在βN = 2,限制因子H89 > 2;

项目意义[编辑]

EAST将使中国核聚变研究计入国际先进水平,为未来先进核聚变反应堆的工程技术核物理基础、为人类能在21世纪后半叶实际使用聚变能做出贡献。

EAST是中国核聚变研究的一个重要里程碑,并将为未来的国际热核聚变实验反应堆(ITER)提供技术试验温床。

项目内容[编辑]

根据设计,EAST项目的主要技术特点和指标是:16个大型“D”字形超导纵场磁体将产生纵场强度(BT)3.5特斯拉;12个大型极向场超导磁体可以提供磁通量变化量ΔФ≥10伏特/秒。通过这些极向场超导磁体,EAST能产生超过100万安培的等离子体电流、持续达1000秒、在高功率加热下温度将超过一亿摄氏度。

EAST主体实验装置结构[编辑]

EAST超导托卡马克实验装置结构示意图

EAST实验装置的主机部分高达11米,直径达8米,重约400吨。它们主要由超高真空室、纵场系统、极向场系统、内外冷屏、外真空杜瓦及支撑系统等六大部件组成。

另外,EAST的实验运行需要大型超高真空、大型超导体测试、大规模低温液氦制冷、大型高功率脉冲电源及其回路、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热以及多种先进诊断测量等系统支持。

历史[编辑]

中国为了在近堆芯的高参数条件下研究等离子体的稳态和先进运行,深入探索实现聚变发电的物理及工程问题,中科院等离子体物理研究所在成功建设中国首个超导托卡马克HT-7的基础上,提出了“HT-7U全超导非圆截面托卡马克装置建设”计划。为使国内外研究人员等便于记忆、易于发音同时又明确其科学含义,该项目的名称在2003年10月正式由HT-7U改为“EAST”。

该装置计划于1996年被提出,1998年国家计委正式立项。 其作为国家“九五”大科学工程的开工报告于2000年10月获中华人民共和国国家发展和改革委员会正式批准。根据2003年的进度表,[2][失效連結]主要建筑物与设施于2003年开始建造,2003年至2005年组装托卡马克。主机和分系统的研制安装工作于2005年底基本完成,2006年2月1日到3月17日进行首次工程调试[3]。调试中,最受关注的低温调试和磁体通电测试均获得圆满的成功。该装置至今投资约3亿人民币[4]

2006年9月28日,该装置首次成功放电。这是全球首个投入运行的全超导非圆截面核聚变实验装置,标志着中国科学家在“盗取天火”的征程中又迈了一大步。2007年二月的实验中,EAST产生了持续了近3秒的200千安培的等离子放电。[5]2007年3月1日,顺利通过了中国国家发改委组织的国家竣工验收。[6]

2016年1月28日,EAST实现在国际上电子持续时间最长的等离子体放电,标志着中国在稳态磁约束聚变研究方面世界领先。据悉,此次实验中首次实现電子溫度超過5千萬度、持续时间达102秒的超高温长脉冲等离子体放电,为目前世界最长。[7][8]

设计特点[编辑]

  • 全超导磁体
  • 主动冷却结构
  • 非圆形截面

EAST托卡马克参数[编辑]

中国科学院等离子体物理研究所(合肥)先进实验超导托卡马克(EAST)实验装置主要参数[9]
环向场磁感应强度(Toroidal field),Bθ 3.5 T
等离子电流(Plasma current),IP 1.0 MA
大半径(Major radius),R0 1.85 m
小半径(Minor radius),a 0.45 m
环径比(Aspect ratio),R/a 4.25
拉长比(Elongation),κ 1.6-2
三角形变(Triangularity),δ 0.6-0.8  
离子回旋共振加热(Ion cyclotron resonance heating, ICRH) 12 MW
低杂波电流驱动(Lower hybrid current drive, LHCD) 10 MW
电子回旋共振加热(Electron cyclotron resonance heating, ECRH) 2~4 MW
中性流注入(Neutral beam injection, NBI) 4~8MW
脉冲长度(Pulse length) 1-1000 s
配置 双零偏滤器
限制器
单零偏滤器

参见[编辑]

参考文献[编辑]

外部链接[编辑]