长脉冲托卡马克上中性粒子对第一壁材料腐蚀的研究
项目介绍
AI项目解读
基本信息
- 批准号:11675218
- 项目类别:面上项目
- 资助金额:68.0万
- 负责人:
- 依托单位:
- 学科分类:A2902.等离子体与物质相互作用
- 结题年份:2020
- 批准年份:2016
- 项目状态:已结题
- 起止时间:2017-01-01 至2020-12-31
- 项目参与者:丁芳; Andreas Kirschner; 鄢容; 谢海; 彭姣; 穆磊;
- 关键词:
项目摘要
In the magnetic confinement fusion research, the erosion of first wall materials which is directly related to the vital issues such as the material lifetime, plasma performance and tritium retention, is one of the key problems in the future fusion reactors. It is not clear about the magnitude and mechanism of first wall erosion by energetic charge exchange neutrals which is not confined by the magnetic field. This has direct impact on the related prediction and design for the fully superconducting divertor tokamak ITER. Because of the great similarity between EAST and ITER, this application proposes to build up the valid diagnostics on EAST to measure the energy and flux of neutral particles, and to carry out experiments on material erosion by neutral particles at different locations of the device. The experimental results on EAST will be simulated together by plasma fluid code SOLPS and material erosion code ERO. It seeks to clarify the distribution of charge exchange neutral particles at different locations and in various plasma conditions and the laws of its impact on the first wall erosion in divertor tokamaks via the comparison of experimental and simulation results. On the basis of this, the erosion and deposition of first wall materials by neutrals in ITER will be predicted by simulations. This research can provide scientific basis and experience accumulation for the design and operation of ITER and future fusion reactors.
在磁约束聚变研究中,第一壁材料的腐蚀直接关系到材料的寿命、等离子体性能以及氚滞留等关键问题,是未来聚变堆的核心问题之一,其中由电荷交换产生的不受磁场约束的高能中性粒子对第一壁腐蚀的大小和机理尚不清楚,直接影响到全超导偏滤器托卡马克ITER的相关预测和设计。由于EAST与ITER具有极大的相似性,本申请拟在EAST上建立有效测量中性粒子能量和通量的诊断,并在装置不同位置开展中性粒子对材料的腐蚀实验,同时结合等离子体流体程序SOLPS和材料腐蚀程序ERO对EAST上的实验结果进行模拟,通过实验与模拟的比较力图阐明偏滤器托卡马克中不同位置和等离子体条件下电荷交换产生中性粒子的分布情况及其对第一壁腐蚀的影响规律。在此基础上模拟预测ITER装置上中性粒子对第一壁材料的腐蚀与沉积,为ITER和未来的聚变堆的设计与运行提供科学基础与积累经验。
结项摘要
在磁约束聚变研究中,第一壁材料的腐蚀直接关系到材料的寿命、等离子体性能以及氚滞留等关键问题,是未来聚变堆的核心问题之一。其中由电荷交换产生的不受磁场约束的高能中性粒子对第一壁腐蚀的大小和机理尚不清楚,直接影响到ITER和未来聚变堆的相关预测和设计。本项目在全超导托卡马克装置EAST上设计并搭建了一套基于飞行时间的低能中性粒子分析仪诊断系统,该诊断根据测量中性粒子在给定距离里的飞行时间,获得粒子的飞行速度、能量及其分布。其主要由五部分组成:真空泵组和真空监控、控制系统,粒子流控制系统,基于电子倍增管的粒子探测器系统,超高速数据采集系统,激光系统。该系统顺利投入EAST实验并成功测得中平面附近中性粒子能谱。同时在EAST装置上利用材料测试平台MAPES开展了中性粒子对壁材料腐蚀的实验研究,采用铝涂层材料作为ITER第一壁材料铍的替代品并利用射频磁控溅射技术制备样品,设计了钼套筒保护结构避免样品受到离子的轰击,实验前后利用卢瑟福背散射分析法测量铝涂层的厚度变化,成功获得了中性粒子对材料的腐蚀速率。基于诊断测得的中性粒子能谱,建立了理论模型计算了材料的腐蚀速率并与实验结果吻合,同时发现较高的等离子体密度和加热功率会导致更强的腐蚀。通过实验与模拟的对比研究,揭示了托卡马克上中性粒子对第一壁材料腐蚀影响的物理机制,并在此基础上模拟预测了ITER装置上中性粒子对第一壁材料的腐蚀与沉积的影响。项目按原计划完成,也达到了预期的研究目标,研究成果对ITER以及未来的聚变堆设计和运行具有重要的参考价值。
项目成果
期刊论文数量(12)
专著数量(0)
科研奖励数量(0)
会议论文数量(0)
专利数量(1)
Surface Recovery of the CXRS First Mirror of EAST
EAST CXRS 第一个镜子的表面恢复
- DOI:10.1109/tps.2019.2904529
- 发表时间:2019-03
- 期刊:IEEE Transactions on Plasma Science
- 影响因子:1.5
- 作者:Rong Yan;Jiao Peng;Rui Ding;Yingying Li;Xianghui Yin;Baoguo Wang;Junling Chen
- 通讯作者:Junling Chen
Intrinsic dust dynamics and temporal correlation with plasma parameters in experimental advanced superconducting tokamak
先进超导托卡马克实验中的固有尘埃动力学和与等离子体参数的时间相关性
- DOI:10.1063/1.5064431
- 发表时间:2018-12
- 期刊:Physics of Plasmas
- 影响因子:2.2
- 作者:Sanjib Sarkar;Rui Ding;Jianhua Yang;Hai Xie;Baoguo Wang;Junling Chen
- 通讯作者:Junling Chen
ERO modelling of tungsten erosion and re-deposition in EAST L mode discharges
EAST L 模式放电中钨侵蚀和再沉积的 ERO 模型
- DOI:10.1063/1.4991457
- 发表时间:2017-09
- 期刊:Physics of Plasmas
- 影响因子:2.2
- 作者:H. Xie;R. Ding;A. Kirschner;J. L. Chen;F. Ding;H. M. Mao;W. Feng;D. Borodin;L. Wang
- 通讯作者:L. Wang
Numerical analyses for initial-designed CFETR baseline scenario with the integrated COREDIV code
使用集成 COREDIV 代码对初始设计的 CFETR 基线场景进行数值分析
- DOI:10.1016/j.fusengdes.2018.12.097
- 发表时间:2019-02
- 期刊:Fusion Engineering and Design
- 影响因子:1.7
- 作者:Hai Xie;Roman Zagórski;Rui Ding;Irena Ivanova-Stanik;Vincent S. Chan;Shengyu Shi;Jiale Chen;Junling Chen;Jianjun Huang;Bin Yu;Xiang Gao;Jiangang Li
- 通讯作者:Jiangang Li
Advances in understanding of high-Z material erosion and re-deposition in low-Z wall environment in DIII-D
DIII-D 低 Z 壁环境中高 Z 材料侵蚀和再沉积的认识进展
- DOI:10.1088/1741-4326/aa6451
- 发表时间:2017-03
- 期刊:Nuclear Fusion
- 影响因子:3.3
- 作者:R. Ding;D.L. Rudakov;P.C. Stangeby;W.R. Wampler;T. Abrams;S. Brezinsek;A. Briesemeister;I. Bykov;V.S. Chan;C.P. Chrobak;J.D. Elder;H.Y. Guo;J. Guterl;A. Kirschner;C.J. Lasnier;A.W. Leonard;M.A. Makowski;A.G. McLean;P.B. Snyder;D.M. Thomas;D. Tskhakaya;E.A
- 通讯作者:E.A
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