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工程7(2021)1523工程成就实验先进超导托卡马克李建刚,万元喜;东方队中国科学院等离子体物理研究所,合肥2300311. 介绍为了满足本世纪对清洁能源快速增长的需求,迫切需要新的世界上近要实现长期可持续发展,必须在未来几十年内大规模开发不产生二氧化碳(CO2)的新能源。聚变能是一种很有前途的清洁能源,可以解决与传统能源发电相关的问题,如能源短缺和环境污染。核聚变已被证明是一种安全、取之不尽、对环境友好的潜在能源。聚变研究始于60年前,并取得了重大进展在20世纪,与激光聚变和zeta(Z)箍缩等方法相比,托卡马克方法获得了最好的聚变等离子体性能[1]在欧洲联合圆环(JET)托卡马克中产生了超过16 MW的聚变功率[2],日本圆环-60(JT-60 U)托卡马克实现了Q > 1的聚变因此,聚变的科学可行性已被全球托卡马克聚变界清楚地证明.有效的聚变反应速率需要约1亿摄氏度的聚变等离子体温度。施加高强度磁场以限制热等离子体。超导磁体是验证聚变能托卡马克工程可行性的最有效手段,它能实现真正的稳态约束。全超导托卡马克的设计、建造和成功运行是20世纪最具挑战性的工程任务之一。这种全超导托卡马克是未来托卡马克聚变堆发展的迫切需要。实验先进超导托卡马克(EAST)是由中国科学院等离子体物理研究所(ASIPP)于1996年提出的,并于1998年被中央政府批准为国家重大科学和工程项目。EAST的建设始于2000年10月,于2006年初完成,2006年10月获得了EAST的第一批血浆。本文介绍了EAST的发展和关键技术。2. 项目概况EAST是世界上第一个全超导托卡马克[4]。EAST项目的任务是研制先进的全超导托卡马克,为未来托卡马克聚变装置的持续运行奠定坚实的科学技术基础EAST的主要目标是:①演示1000 s以上的长脉冲偏滤器运行;②实现数百s以上的高性能高约束(H模式)运行;③解决未来聚变装置的关键物理和工程问题。EAST的长短半径分别为R= 1.8目前实现的环向场(TF)和最大等离子体电流分别为Bt= 3.5 T和Ip= 1 MAEAST可以在具有灵活的极向场(PF)控制系统的下单零、双零和上单零偏滤器配置中运行EAST的成功设计和建造(图1),以其独特的功能,在过去20年中取得了宝贵的科学进步和超导磁体在托卡马克中提供了一个非常强的电磁场,这是实现高性能等离子体放电所必需的。尽管如此,在这些方面的第一次尝试Fig. 1. 东的设备。https://doi.org/10.1016/j.eng.2021.10.0042095-8099/©2021 THE COMEORS.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版。这是一篇基于CC BY-NC-ND许可证的开放获取文章(http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/)。可在ScienceDirect上获得目录列表工程杂志首页:www.elsevier.com/locate/engJ. Li,Y.Wan和EAST团队工程7(2021)15231524····技术影响超导磁体的安全运行,具有非常快的电流斜坡率。通过超导磁体对等离子体参数的有效控制,利用先进的等离子体成形和灵活的实时反馈控制,优化等离子体性能,解决了这一问题该方案对托卡马克运行具有重要意义采用先进的辅助系统,有效加热等离子体,控制等离子体性能。EAST是唯一具有四种不同的主要关键加热和电流驱动(H CD)方法的设备,提供多兆瓦级的连续加热。连续波(CW)辅助系统技术的成功发展标志着未来反应堆从脉冲运行模式向稳态运行模式的关键转变。等离子体-壁相互作用的主动控制、实时壁处理以及稳态条件下的热量和粒子通量耗尽是未来聚变反应堆的进一步关键问题。第一个主动冷却偏滤器,连同内置的低温泵和实时壁调节系统,已在EAST中开发,提供了一个独特的平台,以控制非常高的热量和粒子通量下的等离子体-壁相互作用。通过集成所有这些新开发的技术,EAST已成功地将其H模式操作扩展到高性能和真正的稳态操作状态[5]。利用无感电流驱动、电流分布控制、等离子体结构的强成形以及热量和粒子通量的有效排出,使当前的研究达到了一个高水平,技术发展是下一代稳态托卡马克装置不可或缺的。在过去的20年里,EAST计划为全球聚变研究和发展计划做出了重要贡献。目前,包括中国、美国、欧盟和日本在内的35个国家和地区正在合作开发世界上最大的托卡马克--ITER(拉丁语为“道路” ),并继续努力缩小现有短脉冲托卡马克稳态运行制度与ITEREAST可以说服科学界(而不是聚变界本身),托卡马克反应堆可以在不久的将来连续运行3. 从EAST许多重要技术都是从EAST发展而来的介绍了三项关键技术:超导磁体、H CD系统和主动冷却偏滤器。所有这些技术都在EAST项目中发挥着重要作用。3.1. 超导磁体EAST是第一个所有磁体都使用超导线圈的托卡马克[7],它通过PF线圈提供TF和等离子体控制。EAST超导磁体系统由16个TF线圈、6个PF线圈和6个中心螺线管(CS)线圈组成。铌钛合金(NbTi)被选为所有EAST磁体的超导材料.所有线圈均采用CICC技术,以提供极高的运行电流和足够的抗交流损耗能力。TF磁体的关键挑战是精确的线圈绕组、3 nX的低电阻导体接头、高达10 kV的高绝缘和失超保护。 TF磁铁由16个D形线圈组成,每个线圈重约16吨,如图所示。 2(a).总能量存储约为200 MJ。TF系统导线长度超过20公里,重量为210吨。TF磁铁图二.超导磁体在东。(a)D形TF线圈;(b)安装期间的TF磁体系统。如图2(b)所示,可以提供最大4T的磁场在等离子体的中心。每个TF线圈在安装前以120%的过电流运行进行全面测试。更具体地说,绝缘和淬火测试已经彻底进行了资格每个TF线圈。PF和CS线圈的主要挑战是等离子体控制和操作需要快速的这会引起线圈内部的AC损耗和温度上升,这可能会导致操作期间的淬火。解决方案是专门设计PF和CS电缆。PF和CS线圈股线直径为0.85 mm,并且铜(Cu)与NbTi的比率为1.38。有8910根细丝,每根直径为6lm。扭距为10mm,在5T和4.2K下的临界电流约为550A。为了增加导体的稳定性,在导体中加入了无氧高导铜绞线测试结果表明,抗交流损耗和温升有足够的裕度具有最高斜升率的CS线圈已在高达100 kA s-1和120%过电流运行条件下进行了全面测试托卡马克运行期间所有线圈中的同时高电流是超导磁体的另一个挑战,这是由于每个线圈中的快速斜坡率和线圈之间非常强的磁这很容易在磁体失超保护系统中引起高电磁噪声。磁铁安装后,进行了广泛的调试,所有线圈都以不同的电流和斜坡速率通电;进行了20 kA s-1持续60 ms、10 kA s-1持续160 ms以及5 kA s-1和更低速率的稳定状态测试,并具有足够的安全裕度。失超检测和磁诊断获得了大量的数据,为机器运行提供了可靠的失超保护数据库。在EAST运行的15年中,所有超导磁体在不同的托卡马克运行方案中没有出现任何故障,证明了第一个使用全超导磁体的托卡马克的质量和鲁棒性。3.2. 加热和电流驱动系统等离子体的有效加热和受控的等离子体电流分布对于聚变应用是必不可少的。在过去的几十年中,托卡马克研究中广泛使用了四种主要的H CD 系 统 : 离 子 回 旋 共 振 加 热 ( ICRH ) 、 电 子 回 旋 共 振 加 热(ECRH)、中性束注入器(NBI)和低杂波电流驱动(LHCD)。大多数这些H CD系统是在短脉冲模式下开发的,持续几秒钟。 为了实现EAST稳态技术的主要挑战是消除每个系统的每个组件上的高热流,特别是天线上的高热流,这些组件受到真空室内有限表面上非常强的等离子体相互作用和高功率微波的影响。J. Li,Y.Wan和EAST团队工程7(2021)15231525··托卡马克高的热通量是产生杂质和热点的主要原因,这些杂质和热点可以终止放电,这是非常有害的。经过近20年的技术发展,已研制出34MW长脉冲H CD系统。已建成12 MW CW ICRH系统[8]、50-80 keV的8 MW NBI系统[9]、140 GHz的4 MW ECRH系统[10]、2.45 GHz的4 MW CW系统和4.6 GHz的6 MW LHCD系统[11],为EAST提供了非常灵活的在美国DIII-D托卡马克短脉冲NBI系统的基础上,通过与通用原子公司(GA)的合作,开发了长脉冲正NBI系统。该离子源采用灯丝结构主动冷却,提供高达26 A的电流。一系列的离子源已经取得了,并为每个NBI系统实现了4兆瓦的束流操作。采用该离子源首次实现了稳定的60 kV、100 s束流脉冲运行和50 kV、80 s调制束流脉冲运行。这是迈向高光束功率和长光束脉冲目标的关键一步。这些来自每个离子源的10连续波离子回旋共振加热器(CW ICRH)是美国托卡马克聚变试验堆(TFTR)等大型托卡马克装置[12] 和 JET , 因 为 ICRH 在 有 效 加 热 离 子 方 面 起 着 关 键 作 用 ToreSupra[13]的CW离子回旋频率范围(ICRF)的经验促进了快速发展东ICRF系统。建造了一个12兆瓦的连续波ICRF系统,具有20-70 MHz的宽带频率,由8个射频(RF)发生器和相关的传输系统组成。主动冷却传输线、陶瓷馈源、天线和液体双T匹配系统已成功地用于EAST实验。4 MW ECRH系统由四个回旋管(1 MW,140 GHz),传输线,电源和天线组成。ECRH系统最困难的部分是天线,它位于中板端口上。由于物理要求,ECRH不仅用于H CD,而且还用于其他目的,如新经典撕裂模(NTM)抑制和等离子体电流分布控制。需要一个转向镜,它可以在极向和环向两个方向上快速旋转,并且必须主动冷却以处理来自等离子体的高热通量。还需要一个快门来保护镜面不被灰尘覆盖。所有这些技术问题都已被克服,并且使用ECRH已经获得了非常好的结果,例如在长脉冲H模式放电期间高达16keV的高电子温度持续几十秒。EAST上最重要的&HCD系统是LHCD系统,它具有最高的电流驱动效率,并且对于在真正的稳态下驱动等离子体电流至关重要。EAST上采用了两种LHCD系统一个4兆瓦的CW系统的2.45 GHz的边 缘 电 流 驱 动 器 已 被 选 中 该 天 线 是 一 个 被 动 的主 动 冷 却 模 块(PAM)类型,它具有耦合波在一个非常低的边缘等离子体密度的的4.6 GHz的6MW LHCD系统[14]是EAST上最可靠的&HCD系统,如图所示。3.第三章。该天线为多结结构,采用双通道冷却,具有稳定的机械和热性能。多结格栅天线中的24个模块以四行六列的阵列布置。每个模块在极向方向上被分成三个子行,并且每个子行由八个有源子波导组成,它们之间具有90°的相位差,由内置移相器产生。在发射器的每个子行中,在相邻的主波导之间插入七个无源波导。因此,整个发射器由660个子波导(576个有源子波导和84个无源子波导)组成。的图三. EAST的6MW CW 4.6GHz LHCD系统EAST 4.6 GHz LHCD系统在过去15年的运行中表现出优异的性能,实现了超过411 s的最长托卡马克等离子体放电,完全由LHCD系统单独驱动,H模式运行100 s。EAST H CD系统在ITER和其他大型稳态托卡马克的技术发展中起着关键作用特别是,托卡马克实验中获得的经验可以提供一个完整的方法来测试所有的H-CD系统。表1是世界上主要托卡马克装置的H-CD系统的在与其他托卡马克的比较中,EAST是唯一一个拥有所有主要H CD系统的长脉冲托卡马克,它可以提供不同方式的灵活组合来加热和控制等离子体,以促进高性能稳态操作。3.3. 主动冷却偏滤器等离子体和壁之间发生的强相互作用,以及长脉冲条件下的高热量和粒子通量,对未来的聚变反应堆提出了关键挑战。偏滤器靶的情况尤其如此,其中最高的热量和粒子通量高于材料极限。为实现其目标,EAST使用了三代偏滤器如图4所示,在EAST的初始阶段,使用了完全主动冷却的掺杂石墨面向等离子体组件(PFC)和石墨偏滤器。掺杂石墨,其中有厚的碳化硅(SiC)涂层,表现出良好的性能与连续的热负荷去除能力为2 MWm-2,这是安装前进行了测试。从经济和技术角度考虑,在2008年至2014年的EAST活动中,主真空室壁和偏滤器靶板均采用了带有主动水冷的掺杂石墨。研制了一种掺杂石墨GBST 1308(1%B4C、2.5%Si、7.5%Ti),具有高密度、低开孔率、高抗拉强度、高抗弯强度等优良性能多孔性、高强度和高导热性。用化学气相反应技术在掺杂石墨瓦上涂覆一层约100μm厚的SiC,通过反应气体通过开孔的渗透,获得了具有良好分散性的SiC涂层。该方法产生了足够的抗剥落性。与其他托卡马克长脉冲等离子体放电实验中的石墨材料相比,SiC涂层的化学和物理溅射产率要低得多[15]。石墨瓦用螺栓固定在铜合金(CuCrZr)散热器上,并通过弹簧垫圈进行约束,从而在热膨胀期间允许有限在稳态条件下,可耐受高达2 MW m-2全石墨PFC显著改善了EAST的等离子体性能,实现了411 s的等离子体放电,是托卡马克运行中最长的高性能等离子体放电完全主动冷却的石墨PFC在这一世界纪录中发挥了关键作用。通过逐步提高H-CD功率,EAST可以在稳态条件下产生类似ITER的长脉冲H模等离子体,偏滤器热负荷超过10 MW·m-2.因此,具有2MW·m-2热通量去除能力的石墨PFC不能J. Li,Y.Wan和EAST团队工程7(2021)15231526··××····表1世界各地托卡马克H CD系统的参数国家/区域/组织设备NBI(MW)LHW(MW)ICRF(MW)ECRH(MW)P总量(MW)中国东(CW)81012434HL-2 M(计划,5秒)152-825HL-2A(3秒)32-510亚洲JT-60SA(100 s)34--741JT-60 U(关机,10 s)30--434KSTAR(100 s)12--416美国DIII-D(5秒)201(Helicon)-425NSTX-U(2 s)12-6(HHFW)-18NSTX(关闭,2 s)6-6(HHFW)-12C-Mod(关闭,1 s)-310-13欧洲联盟JET(10 s)34-8-42ASDEX-U(5秒)20-8432MAST-U(1 s)10---10WEST(CW)-79-15FTU(1 s)-2-1.53.5ITER-IOITER(3600 s)33-202073LHW:低杂波; Ptotal:总功率; IO:国际组织; HL:环六旗; KSTAR:韩国超导托卡马克先进研究; NSTX:国家球形环实验; NSTX-U:NSTX升级; DIII-D:美国圣地亚哥GA运行的托卡马克; C-Mod:美国麻省理工学院的高磁场托卡马克; ASDEX-U:轴对称偏滤器实验升级; MAST-U:兆安培球形托卡马克升级; WEST:稳态托卡马克中的W环境,其中W是钨的化学符号; FTU:弗拉斯卡蒂托卡马克升级; HHFW:高谐波快波。见图4。 EAST中的石墨PFC和偏滤器符合物理要求。此外,ITER PFC从碳/铍(C/Be)改为全金属壁和钨(W)偏滤器靶。为了研究全金属壁的等离子体性能,EAST采用了全W偏滤器。第二代EAST偏滤器使用ITER类W单块作为偏滤器靶,其热通量处理能力高达10 MW m-2[16]。为了在ITER运行之前为它提供宝贵的经验,EAST使用了类似的材料,结构和技术;例如,ITER级W[17]用于PFC。由于W和CuCrZr的热膨胀系数和杨氏模量不匹配,它们的结合是采用热等静压(HIP)方法将W块体与纯铜中间层进行包覆连接,然后采用热径向压制(HRP)方法将W块体焊接到CuCrZr管上,制备了W块体PFC在HIP工艺之前,在真空环境下通过钎焊和电子束焊接进行纯铜管和W块的密封焊接在HIP工艺之后,W块被加工成26 mm 26 mm 12 mm的设计尺寸,这与ITER设计中的设计尺寸相似。钨与铜之间实现了良好的结合,结合强度超过150 MPa。超声波无损检测表明,钨块与铜的结合符合技术要求。还进行了热疲劳试验在约10 MW m-2 的 条 件 下 , 对由HIP和HRP制造的具有5个单块的W/Cu模型进行了1000次循环加载。每个循环由15秒加热阶段和15秒冷却阶段组成。在室温下用水进行主动冷却 冷却水进出口温差高达18 ℃。用红外光谱仪观测了表面温度(IR)扫描仪。该模型可耐受1000次循环,表面温度高达1150 °C[18]。没有观察到表面过热,W/Cu模型表现出良好的性能和质量。经过一年的努力,EAST利用这些新增强的能力,通过NBI、LHCD、ECRH和ICRH的组合获得了不同类型的稳态H模(vp= 0),持续时间长达100s。由于EAST实验的快速发展,EAST偏滤器靶上的热负荷超过10MW m-2,不久将达到20 MW m-2。在与ITER类似的单块偏滤器运行近六年后,发现靶瓦有一些缓慢的退化需要新一代偏滤器靶为未来反应堆提供快速和稳健的解决方案为满足未来的需要,选择了一个20 MW m-2的高真空蒸发器结构的平板瓦W/Cu偏滤器 首先在约900 °C的温度下通过真空热压(VHP)将W平板瓦连接到纯铜中间层;然后在500- 600 °C的较低温度下通过HIP将Cu和CuCrZr的界面结合。无损检测结果表明,W/Cu界面质量良好高热通量测试进行了多达1000个周期和热负荷高达20兆瓦米-2。表面温度约为900°C,远低于ITER单块配置[19]。如图6所示,EAST偏滤器的四分之一已被平瓦W/Cu靶所取代。新的W偏滤器已于二零二一年初安装于EAST在过去的半年里,进行了长脉冲和高热流密度实验,没有发现图五. EAST中的ITER类W单块偏滤器。J. Li,Y.Wan和EAST团队工程7(2021)15231527图六、目前EAST的偏滤器设计(a)W型平瓦偏滤器的设计;(b)EAST中新的W型偏滤器发生了故障这种新型偏滤器的性能优于类似ITER的单块偏滤器,特别是在热通量和粒子通量处理能力方面。进一步的实验和两代W/Cu偏滤器之间的比较将为未来的聚变堆提供坚实的经验。4. 闭幕词2021年5月28日,在EAST中,获得了可重复的100秒高性能等离子体放电,电子温度为12 keV(图1)。 7)采用ECRH和LHCD与新安装的类W ITER单块和平瓦偏滤器相结合的方法,创造了托卡马克研究中如此长脉冲持续时间的新纪录。 在过去15年的运营中,EAST取得了重大进展。从运行之初就开展了广泛的国际合作,开展了广泛的联合实验,为ITER的规划和效益服务。EAST的设计、建造和运行已经产生了宝贵的经验,从而为ITER的建造和运行,或者更一般地说,为未来的聚变能系统EAST使中国处于稳态先进性能托卡马克运行的前沿,具有所有的技术先决条件(即,偏滤器、H-CD系统和长脉冲能力)用于托卡马克聚变研究。在ITER开始运行之前,已经从EAST中吸取了超导系统和托卡马克稳态运行领域的在未来一两年内,ITER所需的高达400 s的H模式放电将是EAST的目标在其根据十年长期计划,随着H CD和先进诊断技术的进一步升级,EAST将把其先进性能的运行模式扩展到稳态区域,目的是研究未来聚变反应堆的条件,例如在反应堆相关运行条件下运行数小时。EAST将继续努力,因为EAST不仅是ITER和中国聚变工程试验堆(CFETR)的新操作方案和技术的宝贵平台,而且也是世界各地下一代科学家和工程师的培训平台。引用[1] 韦森河 托卡马克第4版O x f o r d :Oxford Science Publications; 2011.[2] [10] KeilhackerM,Gibson A,Gormezano C,Lomas PJ,Thomas PR,WatkinsML,et al. JET中氘氚等离子体的高聚变性能。核聚变1999;39(2):209-34.[3] Oyama N,Isayama A,Matsunaga G,Suzuki T,Takenaga H,Sakamoto Y,et al. 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Li,Y.Wan和EAST团队工程7(2021)15231528[11] 张晓梅,于明,万斌,薛毅,方毅,石凯英。EAST托卡马克LHCD等离子体中剩余回路电压驱动电流的估算。等离子体物理控制融合2016;58(2):025002。[12] Hawryluk RJ.氘氚托卡马克约束实验结果。Rev Mod Phys1998;70(2):537-87.[13] Missirlian M,Bucalossi J,Corre Y,Ferlay F,Firdaouss M,Garin P,et al.TheWEST project :current status of the ITER-like tungsten divertor.FusionEng Des2014;89(7-8):1048-53。[14] 刘福康,李建国,单建锋,王明,刘丽,赵林明,等。EAST稳态高性能等离子体4.6GHz低杂波电流驱动系统的 研 制 。Fusion Eng Des2016;113:131-8.[15] SchlosserJ,Chappuis P,Chatelier M,Durocher A,Guilheim D,Lipa M,等.改进的高热通量元件的设计、制造和测试,ToreSupra中稳态等离子体组件的经验反馈。Fusion Eng Des 1998;39-40:235-40.[16] ShiB , Yang ZD , Zhang B , Yang C , Gan KF , Chen MW , et al.采 用LHCD/LHCD+NBI的H模式下EAST偏滤器板上的热通量。 中国物理快报2017;34(9):095201。[17] Huber A,Arakcheev A,Sergienko G,Steudel I,Wirtz M,Burdakov AV,等.激光辐照对ITER级钨的瞬态热负荷影响的研究。Phys Scr2014;2014(T159):014005。[18] LiQ,Qin S,Wang W,Qi P,Roccella S,Visca E,et al. 采用HIP和HRP技术 制造 和测 试EAST 用W/Cu 单 块小 尺寸 模 型。 Fusion Eng Des2013;88 ( 9-10):1808-12。[19] MouN,Han L,Yao D,Pan Z,Li L,Cao L,et al. 利用热等静压辅助钎焊工艺制造扁平型W/Cu/CuCrZr模型并进行高热通量测试。Fusion Eng Des 2021;169:112670.
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