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托卡马克原理
托卡马克是一种目前广泛研究的聚变反应装置，通过磁约束技术将高温等离子体束缚在装置中心。
它的原理是利用强大的磁场和等离子体运动的相互作用来维持反应过程。
托卡马克的核心部分是磁体系统，由一组环形线圈组成，产生强大且复杂的磁场。
这个磁场称为托卡马克磁场，可以将等离子体束缚在装置的中心区域。
等离子体中的带电粒子受磁场力的作用而沿磁场线运动，形成环状的轨道，从而保持在装置中心。
为了维持等离子体的高温状态，通常需要用射频加热等方法提供能量。
通过向等离子体输入能量，可以使粒子的运动变得更加激烈，进而增加粒子间的相互碰撞机会。
在高速碰撞过程中，带电粒子可能会发生聚变反应，释放出更多的能量。
此外，托卡马克还需要一个火花放电器来启动反应。
通过在装置中创造一个电弧放电，可以产生足够的能量和热量，使等离子体开始加热并产生聚变反应。
一旦反应启动，磁场和加热系统将负责维持等离子体的高温状态，使聚变反应持续进行。
尽管托卡马克有许多优势，如需要的燃料资源较为充分且聚变产物安全无害等，但目前仍然存在许多技术和工程问题需要解决。
例如，磁约束系统的复杂性、等离子体的稳定性和高温下材料的耐受能力等方面都需要进一步研究和改进。
然而，托卡马克作为一种可能实现可控核聚变的装置，仍然受到广泛的关注和研究。
第三章，托卡马克工程一个托卡马克等离子体实验装置大致包括这样几部分（图3-1）。
装置的核心部分是发生聚变反应的区域，可以称为装置的主体。
它主要由真空室和产生磁场的磁体组成。
在当前主潮流的装置上还装备了排除杂质的偏滤器。
围绕装置主体的部分，恰如计算机外设，包括诊断系统、辅助加热和电流驱动系统，以及抽气和充气系统，或者拿反应堆的语言说是加料和排灰系统。
以上两部分均安装在一个大厅中，和外界用屏蔽墙防护高能粒子和射线所带来的人身伤害和对仪器设备的干扰。
而控制系统、数据采集和处理系统、磁体电源和其它一些电源、长波波源安置在大厅以外。
图3-1，托卡马克装置各部分分解图3.1 环向磁体托卡马克的磁体系统主要由环向场和极向场两部分组成。
环向场磁体的电流在极向，产生环向磁场约束等离子体。
而极向场磁体的电流在环向，构成欧姆加热变压器以产生和加热等离子体，并保持等离子体的平衡。
两组磁体在空间是正交关系。
在有些装置上还安装了一些产生局部磁场的磁体，可以称为多极场，1，环向磁体环向磁体产生约束等离子体的环向磁场，是托卡马克装置中最重要部件之一。
在所有的托卡马克装置上，环向磁体都是由分立的线圈组成。
这些线圈的中心位于一圆形环轴上，线圈与环轴垂直。
按照安培定律，线圈内的磁场B 和线圈电流I 以及总匝数N 的关系为∫⋅=l d B NI v v 01μ （3-1）其中的积分为线圈内绕环任意回路积分。
考虑积分路径为线圈内半径为R 的圆，而环向磁场假设是均匀的，就得到磁场的强度为RNI B πμ20= （3-2） 从（3-2）可知，真空中的环向磁场和大半径成反比，环内侧强而外侧弱。
一般以环轴处（等离子体的中心处）的磁场为环向场)(0R B 的标定值。
从安培定律角度看，)(0R B 或其它半径处的磁场强度仅和通过积分回路内总电流有关，和线圈形状大小无关。
如果大半径和设计的磁场强度决定，从（3-2）可以知道总电流NI 大小。
但是，由于线圈所储磁能为221LI ，在保证等离子体范围内有充分强的磁场的前提下，应尽量减小线圈的尺寸。
托卡马克装置的核反应物理过程托卡马克装置是一种磁约束聚变实验装置，用于研究核融合反应，是人类追求可控核融合能源的一大希望。
它的核反应物理过程主要包括等离子体加热、限制和维持等几个关键环节。
首先，等离子体加热是托卡马克装置的第一步。
为了实现核融合反应，需要将氢同位素（如氘、氚）加热到极高的温度，使其达到等离子体的状态。
常见的加热方法有射频加热和中性束加热。
射频加热通过射频电场的作用，使等离子体中的电荷粒子加速并提高动能，从而增加等离子体的温度。
中性束加热则是使用加速器将中性粒子速度加快，通过与等离子体碰撞而传递能量，从而使等离子体加热。
接下来是等离子体限制的过程。
等离子体是一种高温的带电粒子云，其自然趋势是扩散。
为了保持等离子体的稳定，必须采取适当的限制措施。
最常用的方法是利用磁场约束等离子体。
托卡马克装置采用了托卡马克线圈产生强大的磁场，借助洛伦兹力使等离子体沿着磁场线运动，并受到磁场约束。
这样可以防止等离子体与容器壁面接触，从而保持等离子体的稳定性。
在等离子体得到限制后，还需要维持等离子体的稳定状态。
等离子体在高温下容易发生不稳定的涡旋运动现象，称为等离子体微波。
为了克服等离子体不稳定性带来的问题，科学家采取了多种措施，如外加磁场和自行磁场。
外加磁场可以通过托卡马克线圈调整，使得等离子体保持一定的基态，减小不稳定性现象。
自行磁场则是在等离子体中产生旋转磁场，使等离子体呈现自行旋转的状态，从而稳定等离子体运动。
总结起来，托卡马克装置的核反应物理过程主要包括等离子体加热、限制和维持等几个关键环节。
等离子体加热是将氢同位素加热到极高温度，使其达到等离子体状态。
等离子体限制则是通过磁场约束使等离子体保持稳定。
维持等离子体稳定性则需要采取外加磁场和自行磁场的手段。
这些核反应物理过程共同作用，为实现核融合反应提供了重要的物理基础。
第29卷 第7期2010年7月中国材料进展MATER I A LS CH I NAV ol 29 N o 7Ju l 2010收稿日期:2009-11-09基金项目:国际热核聚变实验堆计划(ITER )专项资助项目(2009GB106000);国家自然科学基金资助项目(50871009)通信作者:吕广宏,男,1969年生,教授,博士生导师磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展吕广宏1,罗广南2,李建刚2(1 北京航空航天大学物理科学与核能工程学院,北京100191)(2 中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)吕广宏摘 要:核聚变能是潜在的清洁安全能源,其最终的实现对中国能源问题的解决尤其重要。
磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。
磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题:高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。
其中关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用(P l as m a W all Interacti ons ,P W I)过程和机理的深入理解。
P W I 现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面以外的边界等离子体(又称为刮削层,S crapped O ff Layer ,SOL)和直接接触SOL 的面对等离子体材料(Plas m a Faci ng M ateri als ,PF M )区域内。
因此,P W I 问题直接决定了聚变的装置运行安全性、壁材料部件研发进程和未来壁的使用寿命。
弄清P W I 的各种物理过程和机理并施以有效的控制,是未来核聚变能实现的重要环节之一。
对P W I 国内外研究现状进行了详细的总结评述,并阐述了P W I 的未来发展趋势和亟待解决的问题。
关键词:磁约束核聚变;托卡马克;等离子体与壁相互作用中图分类号:O 4-1 文献标识码:A 文章编号:1674-3962(2010)07-0042-07Research Progress on Plas ma W all Interactions i n aM agnetic Confine m ent Toka makL Guanghong 1,LUO Guangnan 2,LI Jiangang2(1 D epart m ent o f P hy sics and N uclear Energy Eng i neering ,Be i hang U n i v ersity ,Be iji ng 100191,Ch i na)(2 Institute o f P l a s m a Physics ,Chinese A cadem y o f Sc iences ,H e fe i 230031,Ch i na)Abstrac:t Fus i on energy is a po tentia l c lean and safe energy resource ,and its rea liza ti on w ill play a key ro le on the ene rgy resource requ irem en t i n Ch i na .A t present ,the m agneti c confi nem en t T okam ak is conside red as the m o st p rom isingm ethod to rea lize t he contro lled t her m onuc lear fusi on .H o w ever ,t w o bo ttleneck proble m s ex i st f o r T oka m ak .O ne is how to produce the h i gh pa ram eter steady sta te p l as m a ,and t he other is ho w to choo se the key m a teria ls i n T oka m ak asw e ll as t he f u t ure reac t o r .U nderstandi ng o f process and m echan is m for P l as m a W a ll Interaction (PW I)is generall y though t as a necessary w ay to so lve the m ate ria l prob l em.PW I i s also rega rded as one of the key issues for the success o f Inte rnati ona l T her m onuc l ea r Experi m enta l R eactor (I TER ),because it d irec tly de ter m i nes safe ty of the ITER ope ra ti on ,R&D pro ce ss o f wa llm ate rials ,and the life cy cle o f future w a ll i n I TER.In t h is paper ,w e rev ie w the recent progress in PW I ,and f u rt her e l uc i date its deve lop m en t and the key proble m s we have to face i n the future .Key w ords :m agnetic confi ne m ent nuc lear fusi on ;tokam ak ;p l as m a w a ll i nte raction1 前 言随着化石能源的枯竭,人类面临着严重的能源危机。
托卡马克边缘等离子体与壁材料相互作用课程报告题目：磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展姓名：学号;专业：指导教师：日期：磁约束核聚变托卡马克等离子体与壁相互作用研究进展核聚变能是潜在的清洁安全能源, 其最终的实现对中国能源问题的解决尤其重要。
磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。
磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题: 高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。
其中关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用( Plasma-Wall Interact ions, PWI) 过程和机理的深入理解。
PWI现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面以外的边界等离子体( 又称为刮削层, Scrapped-Off Layer,SOL)和直接接触SOL的面对等离子体材料( Plasma-Facing Materials, PFM )区域内。
因此, PWI问题直接决定了聚变的装置运行安全性、壁材料研发进程和未来壁的使用寿命。
弄清PWI的各种物理过程和机理并施以有效的控制, 是未来核聚变能实现的重要环节。
1 前言随着化石能源的枯竭, 人类面临着严重的能源危机。
核聚变能是潜在的清洁安全能源, 其燃料氘大量存在于海水之中, 几乎取之不尽用之不竭。
因此, 核聚变能被认为是人类能源问题的终极解决方式。
核聚变能的最终实现对中国能源问题的解决尤其重要。
因为库仑排斥作用使核聚变反应非常困难, 使用强磁场约束等离子体并加热至极端高温的 托卡马克 方式是目前最有可能实现受控热核聚变的方法, 而可能实现长脉冲( 稳态)高参数运行的全超导磁约束托卡马克则是目前最有发展前途的热核聚变装置。
2006 年11月, 欧盟、美国、俄罗斯、日本、韩国、印度和中国七方在巴黎正式签署协议, 启动全超导磁约束国际热核实验堆( International Thermonuclear ExperimentalReactor,ITER ) 建设, 项目耗资120 亿美元, 将于2018 年在法国Cadarache建成, 预计可以产生500 MW 的能量。
ITER 计划是目前世界上仅次于国际空间站的又一项国际大科学工程项目, 是人类开发洁净新能源的一次大胆尝试。
这一计划将集成当今国际上受控磁约束核聚变的主要科学和技术成果, 是人类受控核聚变研究走向实用的关键一步。
ITER 计划是中国有史以来参加的规模最大的国际科技合作项目。
在国内, 中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所(以下简称等离子体所) 在20世纪90年代,建成了HT - 7超导托卡马克, 是世界上少数几个超导装置之一。
2006年, 等离子体所又独立建成了世界上第一个具有非圆截面的全超导托卡马克( Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST , 是当今世界上最先进的磁约束热核聚变研究装置之一。
目前,EAST 正在开展与ITER相关的各项工程和物理研究, 如长脉冲( 稳态) 等离子体的稳定控制、等离子体驱动和加热、偏滤器物理、先进壁材料和部件研发及其与托卡马克等离子体相互作用等。
核工业西南物理研究院是国内最早开展核聚变研究的研究单位,在高温等离子体物理研究方面取得了令人瞩目的成绩。
建成的HL - 2A装置已经成功地进行了偏滤器位形放电并获得了高约束等离子体。
全面展开的对HL-2A 的升级改造工作，并已完成。
磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。
磁约束聚变能的实现面临两大瓶颈问题: 高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。
其中, 关键材料问题的解决在很大程度上取决于我们对等离子体与壁材料相互作用( Plasma-W all Interactions, PWI)过程和机理的深入理解。
PW I现象主要发生在托卡马克磁场最外封闭磁面( Last Closed Flux Surface, LCFS)外的边界等离子体(又称为刮削层,Scrapped-Off Layer, SOL)和直接接触SOL的面对等离子体材料( Plasma Facing Materials , PFM ) 区域内。
因此, 弄清SOL中的各种物理过程和机理并施以有效的控制, 是未来在ITER 上实现高参数、长脉冲运行的重要环节之一。
在SOL区, 大量来自芯部等离子体的稳态能流和粒子流经过复杂的SOL层流输运到PFM 上。
同时,由于边界局域模和湍流的作用以及其它不稳定性因素(如垂直位移和破裂等), 会把更强的瞬态能流和粒子流投向PFM。
这些稳态和瞬态的高热负荷和强粒子流轰击以及之后的氢/氦(H /H e)的扩散和滞留, 加上高能聚变中子辐照, 不仅损伤PFM、影响PFM 的结构和性能、缩短其使用寿命和带来装置安全问题, 而且产生的杂质和灰尘进入边界甚至芯部等离子体, 降低了等离子体品质并增加了等离子体稳定控制的难度。
而灰尘的化学活性、活化放射性和放射性氚滞留等因素则带来了一系列的安全问题。
高速灰尘对PFM 尤其是诊断用第一镜的损伤也将成为一个严重问题。
2 面对等离子体材料的选择PWI主要发生在SOL 等离子体和PFM 组成的区域内, 直接作用于PFM表面并通过表面进入基体。
因此,PFM 的选材对于PW I的具体过程有决定性的影响。
目前尚无任何PFM 可以同时满足与等离子体相容性好、耐高热负荷、耐高通量低能离子和中性粒子辐照、耐高通量高能中子辐照射等苛刻要求。
迄今研究最多的PFM 是碳( C)、铍( Be)和钨(W )。
C的优点是低Z、热力学性能好、不熔化、升华温度高; 缺点是高的溅射刻蚀率、与氚共堆积滞留、中子辐照脆化等。
Be 的优点是低Z、吸氧能力强、H 同位素( 包括氘和氚, 以下如无特殊说明均用H 表示) 滞留较小; 缺点是低熔点、高溅射和毒性等。
W 材料以其高熔点、低溅射、不与H发生化学反应、H 滞留极低等特性被视为未来托卡马克/聚变堆中最可能全面使用的PFM ,其缺点是存在高Z杂质辐射、高热负荷下再结晶脆化甚至熔化/蒸发的问题。
鉴于W 在未来壁材料中的重要地位, 针对其最主要的辐射问题, 德国在ASDEX-U 托卡马克上开展了系统的W 壁物理实验, 结果表明, W杂质向芯部等离子体的传输过程受到多种辅助加热手段的有效抑制。
据此ITER 已确定了一条从Be/C/W 到Be/W最后变成全W-PFM 的路线。
EAST也逐步从全C到C /W 的过渡, 最后变成全W-PFM的发展方向。
EAST将成为ITER建成之前世界上能够开展ITER 相关的PW I物理和工程研究的最重要装置之一。
在ITER 以后的堆型设计中, 全W-PFM 概念已经成为共识。
3研究现状（1）边界等离子体的基本物理过程边界等离子体的基本物理过程主要包括燃料粒子、PFM 杂质和注入杂质的基本原子分子过程, SOL 层流及杂质输运, 以及PFM溅射刻蚀和迁移再沉积等, 这些都是当今聚变界热门的研究领域。
其中, 主要原子过程的相关研究包括电子与H 和杂质离子(原子) 的碰撞激发、碰撞电离; 电子和杂质离子碰撞激发的自电离、双电子共振复合过程; 电子与H 和CxHy 分子、轻元素的氢化合物如BeH 和BH的碰撞激发、电离、解离、激发解离和电离解离, 以及离子与中性原子和分子电荷交换碰撞过程等。
其中,CxHy 分子、轻元素氢化合物分子以及它们的离子与电子的碰撞解离激发、解离电离几乎没有实验数据, 而电子与处于激发态的杂质原子、离子的碰撞电离数据也极其缺乏。
W 作为极有潜力的候选壁材料, 其中性原子及1-6价电离的能级和光谱数据有比较详细的研究, 27-73价W离子的能级和光谱数据, 结合实验和理论计算也有比较详细的研究, 但是从7-26 价的W离子,没有相关的能级及光谱数据存在,尚为空白。
经常用于等离子体边界冷却的中Z惰性气体元素的各电离态光谱及能级数据状况也不乐观。
比如Ar,其中性原子和1, 2价离子的数据比较全面, 但是更高一些电离态的数据显得相当零碎。
SOL 层流涉及边界输运、杂质输运与屏蔽以及PFM刻蚀等一系列问题。
对其行为及其驱动机制的理论和模拟研究将有助于分析ITER等装置中等离子体参量如粒子和能流在第一壁和内外偏滤器区域的分布, 了解杂质在SOL 区的流动与沉积( 材料迁徙过程), 以及控制芯部等离子体的杂质水平。
目前, 已经提出了一些驱动SOL层流的机制, 但是还无法定量模拟实验中所观测到的强大边界粒子流。
另外, 国际上对于与上述大型边界等离子体模拟衔接, 以其等离子体分布计算结果为背景环境的SOL /PFM 局域溅射刻蚀、离化输运和再沉积过程的模拟研究也已经结合实验开展多年, 并取得了一定进展,如应用开发中的EDDY 和ERO 程序。
这些模拟研究充分考虑到了燃料、灰分、杂质在PFM 表面和SOL 等离子体中的复杂的物理化学和分子原子过程, 如吸附扩散、物理溅射、化学刻蚀、脱附释放、分解离化、SOL输运等,成功地解释了一些托卡马克实验现象。
(2) 等离子体辐照下表面损伤和结构效应来自芯部等离子体的稳态能流和粒子流经过复杂的SOL 层流输运到PFM上, 主要是输运到偏滤器的靶板上。
偏滤器是专门设计的用于承受托卡马克当中最强大的稳态热和粒子流的特殊面对等离子体部件( Plasma-Facing Components, PFC)。
研究表明:ITER偏滤器靶板区域要承受高达0-20MW/m2和1022-1024/m2.s的热和<100 eV 的低能离子流；ITER 第一壁(除偏滤器以外的PFC 部分)所承受的来自SOL区域的电荷交换( CX ) 中性粒子的通量和能量分别估计为1020/m2s量级和100-500 eV;从芯部等离子体中逃逸的高能CX中性原子撞击到第一壁上, 这些粒子的通量和能量达到1018/m2s和10keV的数量级。
虽然这些中性原子的通量远远低于偏滤器离子流, 但是仍然可以引起第一壁材料的溅射和损伤。
同时, 由于边界局域模和湍流的作用以及其它不稳定性因素( 如垂直位移和破裂等), 会把更强的瞬态能流和粒子流经由SOL投向PFM( 如破裂时GW/m2量级的毫秒长能流)。
这些稳态和瞬态的高热负荷和强粒子流轰击以及之后的H /He的扩散和滞留, 加上中子( 1018/m2s)辐照效应, 不仅损伤PFM、缩短其使用寿命和带来装置安全问题, 而且产生杂质和灰尘进入边界甚至芯部等离子体, 降低了等离子体品质并增加了等离子体稳定控制的难度。
在以上辐照效应中, 偏滤器部分PFM 受到的影响最大,巨大的H/He通量不仅溅射刻蚀表面原子, 而且大量进入基体的H/H e对结构也产生重大影响。
