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我国核聚变领域装置介绍核聚变是一种将轻元素聚变成重元素的过程，释放出巨大能量的物理现象。
在我国，核聚变领域装置扮演着重要的角色，为科学研究和能源开发提供了有力支撑。
我国核聚变领域装置主要包括实验装置和工程装置两类。
实验装置用于研究核聚变的基本原理和相关技术，而工程装置则是为了实现可控核聚变反应，提供大规模清洁能源。
目前我国主要的核聚变实验装置是中国国家核聚变能源科学研究中心（中国核聚变研究所）建设的东方超环（EAST）装置。
EAST是我国第一台超导托卡马克装置，采用了超导磁体和等离子体加热系统，具有较高的等离子体温度和持续时间。
通过EAST装置，科研人员可以模拟和研究实际核聚变反应的条件，为工程装置的建设提供宝贵的经验和数据。
而我国核聚变工程装置的代表是中国国家核聚变能源工程研究计划（ITER计划）参与建设的国际热核聚变实验堆（ITER）。
ITER是目前全球最大的核聚变工程装置，由欧洲、美国、俄罗斯、日本、韩国、印度和中国等国家联合参与建设。
该装置采用了托卡马克型磁约束装置，利用超强磁场将等离子体束缚在中心区域，通过加热和压缩等手段实现核聚变反应。
中国作为ITER计划的参与方，承担着关键的任务和责任。
我国核聚变领域的研究人员和工程师们在ITER计划中积极参与核聚变技术的研发与实践，为最终实现可控核聚变提供了重要的支持和贡献。
除了EAST和ITER，我国还在积极推进其他核聚变实验装置的建设和研究。
例如，我国正在建设的中国环向聚变实验装置（CFETR）将是我国第一个具有商业级能力的核聚变实验装置，预计在2035年前后投入运行。
CFETR将进一步提升我国在核聚变领域的研究和实验能力，为实现可控核聚变提供更加坚实的基础。
核聚变技术作为清洁能源的潜在来源，具有巨大的发展潜力。
我国在核聚变领域的装置研究和工程建设方面取得了令人瞩目的成就，为推动清洁能源的发展和应对气候变化做出了积极贡献。
随着我国在核聚变领域的实验和工程装置不断发展和完善，相信将来核聚变技术能够为人类提供更加可靠、高效的能源解决方案。
2024届上海市虹口区高三上学期期终学生学习能力诊断测试（一模）物理试卷一、单项选择题（本题包含8小题，每小题4分，共32分。
在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）(共8题)第(1)题利用如图甲所示的电路完成光电效应实验，金属的遏止电压与入射光频率的关系如图乙所示，图乙中、、均已知，电子电荷量用e表示。
入射光频率为时，下列说法正确的是（ ）A．光电子的最大初动能B．由图像可求得普朗克常量C．滑动变阻器的滑片P向N端移动过程中电流表示数逐渐增加D．把电源正负极对调之后，滑动变阻器的滑片P向N端移动过程中电流表示数一定一直增加第(2)题在一次消防演习中，消防员从高的地方通过缓降器由静止开始下落，其下落过程的图像如图所示，落地瞬间速度恰好减为零。
消防员的质量为60kg，加速和减速过程的加速度大小相等，重力加速度g取，下列说法正确的是（ ）A．0~2s内，消防员处于超重状态B．消防员匀速下落的位移大小为10mC．全程缓降器对消防员所做的功为1.5×10⁴J D．消防员整个下降过程所用的时间为4.5s第(3)题如图甲所示为某品牌漏电保护器，其内部结构及原理如图乙所示，虚线框内为漏电检测装置，可视为理想变压器，其中原线圈由入户的火线、零线在铁芯上双线并行绕制而成，副线圈与控制器相连。
当电路发生漏电时，零线中的电流小于火线，从而使副线圈中产生感应电流，通过控制器使线路上的脱扣开关断开，起到自动保护的作用。
若入户端接入（V）的交变电流，则（）A．入户端接入的交变电流方向每秒变化50次B．当用电器发生短路时，该漏电保护器会切断电路C．没有发生漏电时，通过副线圈的磁通量始终为0D．没有发生漏电时，通过副线圈的磁通量随原线圈中电流的增加而增加第(4)题2023年4月12日21时，中国有“人造太阳”之称的全超导托卡马克核聚变实验装置（EAST）创造新的世界纪录，成功实现稳态高约束模式等离子体运行403秒，对提升核聚变发电具有重要意义。
吉林省长春市2024高三冲刺（高考物理）统编版（五四制）质量检测(强化卷)完整试卷一、单项选择题（本题包含8小题，每小题4分，共32分。
在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）(共8题)第(1)题如图所示，由两种单色光组成的复色光，通过足够大的长方体透明材料后分成a、b两束，则（）A．a、b两束出射光互相平行B．只要满足一定的条件，a、b两束光可以发生干涉C．在该透明材料中，a光的传播速度大于b光的传播速度D．从该透明材料射入空气发生全反射时，a光的临界角较大第(2)题2020年7月23日，长征五号遥四运载火箭托举着我国首次火星探测任务“天问一号”探测器，在中国文昌航天发射场点火升空，开启了我国探测火星的旅程。
假设火星的密度为ρ，引力常量为G，则“天问一号”环绕火星表面附近沿圆形轨道运行的周期是（ ）A．B．C．D．第(3)题2021年5月28日，中科院合肥物质科学研究院全超导托卡马克核聚变实验装置EAST（东方超环）传来捷报，中国的“人造太阳”再次创造托卡马克实验装置运行新的世界纪录。
已知该装置内部发生的核反应方程为，可以判断（ ）A．该反应属于α衰变B．反应放出的X是质子C．该反应过程中会放出能量D．该反应目前大量应用于核电站进行发电第(4)题如图，真空玻璃管内，阴极发出的电子（初速度为零）经KA 间的电场加速后，以一定的速度沿玻璃管的中轴线射入平行极板D1、D2。
若两极板无电压，电子打在荧光屏中心P1点；若两极板加上偏转电压U，电子打在荧光屏上的P2点；若两极板间再加上垂直纸面方向的有界匀强磁场（磁场只存在于板间区域），磁感应强度大小为B，则电子又打到P1点；若撤去电场只留磁场，电子恰好从极板 D1、D2右侧边缘射出。
已知两极板间距为d，板长为2d，设电子的质量为m、电荷量大小为q，则（ ）A．电子进入两板间的速度B．将KA的加速电压和D1、D2两板间的电压同时加倍，电子还是打在 P2点C．只留磁场，电子恰好从极板右侧边缘射出时速度偏转角的正切值为D．电子的比荷第(5)题铁元素（）是目前已知最稳定的元素。
托卡马克装置原理
托卡马克装置是一种用于实现核聚变的装置，其原理基于磁约束和等离子体物理学。
磁约束是指使用强大的磁场将等离子体束缚在一个封闭的空间中，防止其接触到容器壁，并维持等离子体的高温和高密度。
在托卡马克装置中，使用螺旋磁场（Solenoid Magnetic Field）和托卡马克磁场（Toroidal Magnetic Field）相结合的方式产生一个稳定的磁场。
当等离子体被加热到足够高的温度时，其中的氢核可以发生核聚变反应，这是太阳和恒星的主要能源来源之一。
在托卡马克装置中，一般使用重氢（氘）和氚等同位素进行核聚变。
这些氢分子在高温下被加热并破裂，释放出氚离子和氘离子。
氚和氘离子在高热状态下相互碰撞，当核间的斥力被克服时，会发生聚变反应，产生一个氦离子和一个中子。
这个过程释放出巨大的能量，可以用来产生电能。
为了维持核聚变反应的燃烧，需要通过加热装置（例如，加热器或引入激光束）提供足够的能量输入，以弥补热损失，使等离子体保持在足够高的温度。
此外，还需要通过等离子体中的粒子运动来维持等离子体的稳定性，以避免不稳定性的发生。
总之，托卡马克装置利用磁约束和等离子体物理学的原理，通过加热氢同位素产生高温等离子体并维持其稳定性，以实现核聚变反应并获得能量输出。
2006年用户年会论文EAST超导托卡马克冷屏的结构设计及受热分析谢韩廖子英中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所，230031[ 摘要 ] EAST是一个拥有全超导磁体系统的托卡马克实验装置。
为有效减少来自真空室和外真空杜瓦的辐射热以及支撑的传导热等各项热负荷，超导纵场磁体和极向场磁体被约80K的真空室冷屏（内冷屏）和外真空杜瓦冷屏（外冷屏）所包容，从而保证磁体运行的稳定可靠。
本文运用大型有限元分析程序ANSYS和FLUENT，对冷屏的受热状况进行了数值分析，为其结构设计和低温制冷方案的制定提供可靠的理论依据。
[ 关键词]冷屏 热负荷 数值分析 温度Structural Design and Analysis of Thermal Load for EASTTokamak Thermal ShieldXie Han，Liao ZiyingInstitute of Plasma Physics，Chinese Academy of Science，Hefei[ Abstract ] The EAST tokamak is a magnetically-confined full superconducting fusion device,consisting of superconducting toroidal field coils and superconducting poloidal field coils. To assure that the equipment could work at both stable and efficient condition,these coils are held by vacuum vessel thermal shield and crystat thermal shield that operate at 80K to pretent the radiant heat from vacuum vessel and crystat and the conductive heat from the supports. The software package ANSYS and FLUENT was utilized to investigate the effect of thermal sources on the temperatures of the thermal shield in order to provide a basis for structural design and the refrigerative project.[ Keyword ] Thermal shield, Thermal load, Numerical analysis, Temperature.1前言受控核聚变是利用地球上异常丰富的氘、氚资源，进行可控高温热核聚变反应，释放出大量聚变能。
2006年用户年会论文EAST托卡马克核聚变装置纵场超导磁体系统的电磁分析陈文革、秦织、徐厚昌中国科学院等离子体物理研究所，合肥，230031[ 摘要 ] EAST托卡马克装置是一个全超导的磁约束的核聚变实验装置，它的磁体系统主要由纵场超导系统与极向场超导磁体系统组成。
本文主要介绍利用ANSYS分析软件对EAST装置纵场超导磁体系统的磁场形态与电磁性能进行分析，以获得整个纵场超导磁体系统在EAST装置正常运行过程中的主要电磁性能参数。
[ 关键词]电磁分析，超导磁体，EAST，托卡马克The Electromagnetic Analysis for the TF superconducting Magnet System of EAST Tokamak DeviceChen Wenge, Qin Zhi, Xu HoucangInstitute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences Hefei, 230031Abstract The EAST superconducting tokamak is a full superconducting magnetically confinefusion device, Its magnet system mainly consists of super-conducting toroidal field (TF) coilsand super conducting poloidal field (PF) coils. This paper describes the distribution ofmagnetic field, ripple and electromagnetic loads of TF system by ANSYS code,Keyword Electomagnetic analysis, Superconducting magnet, EAST, Tokamak1前言EAST装置是一个具有非圆截面的大型全超导托卡马克核聚变实验装置，如图1所示。
EAST 装置工程的科学目标是建造一个具有非园截面的大型超导托卡马克装置及其实验系统，发展并建立在超导托卡马克装置上进行稳态运行所需要的多种技术，开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理问题的实验研究。
EAST装置主机主要由超导纵场系统、超导极向场系统、真空室及其内部构件、内外冷屏、外真空杜瓦等五大部分组成。
2006年用户年会论文图1 EAST 全超导托卡马克装置核聚变实验装置EAST 纵场超导磁体系统是由十六个“D”型超导磁体沿环向均布排列组成的。
磁体线圈形状由五段圆弧和一直线段组成，近似D 形，主要是来满足等离子体非圆拉长截面和降低纵场线圈内部弯矩的需要。
线圈的直线段的高度主要由等离子的三角形变x δ、拉长比x K 、偏滤器结构及装置的真空室等因素决定[1]。
图2为EAST 超导磁体系统结构图与它的十六分之一纵场磁体结构。
图2 EAST 超导磁体系统结构图（左图）与它的十六分之一纵场磁体结构（右图）2 EAST 装置纵场超导磁体系统的磁场形态与电磁性能托卡马克核聚变装置的磁体系统是主要由纵向磁场（或称环向磁场）系统和极向磁场系统构成。
装置中极向磁场系统包括欧姆加热场和平衡成形场，其中欧姆加热场是通过耦合引起真空环内部感应电动势击穿等离子体而激发出等离子体环电流，并由环电流加热等离子体；而平衡成形场用来控制与平衡等离子体的位形。
纵向磁场系统是一种闭合的环形磁约束系统，它所2006年用户年会论文提供强大的环向场（ϕB ）与环电流产生的角向场（θB ）合成为多重螺旋形磁场（B ）来约束等离子体，同时环向场还用来抑制等离子体的磁流体力学不稳定性。
EAST 作为磁约束的核聚变实验装置，由于自身的特殊要求（指物理与工程设计要求）对其纵场超导系统的磁场形态与电磁性能的掌握是有必要的：①物理方面：需要提供必要的电磁参数来满足物理设计的要求；②工程方面：装置的基本结构尺寸是由准确的电磁参数所决定的，同时开展电磁场的计算也为具体的结构设计、超导磁体的设计以及磁体稳定性分析等提供重要依据。
由于纵场线圈采用无弯矩的恒张力的线圈，即D 形线圈（即Princeton-D），它是根据纵场场强与半经成反比（R B /1∝θ）的简化条件求解的。
同时纵场超导线圈在考虑到其等离子体的拉长比等物理设计、线圈制造加工、真空室与偏滤器结构以及所采用的极向场线圈的位置等方面因素的情况下，把理想的D 形轮廓线进行修正近似成为由三段弧组成的D 形。
这种由形状较为复杂的磁体组成的纵场超导磁体系统的磁场形态与电磁性能的计算分析是采用大型通用有限元分析软件ANSYS。
根据EAST 装置中纵场超导磁体的物理设计目标的要求：该磁体系统在它的大半径为1.70米处产生3.5特斯拉的环向场以保证大电流下的等离子（IP =1.0MA）处于安全运行区域等，同时为了使装置将来能够获得更高的实验物理参数，在纵场磁体系统的R&D 设计中考虑到在大半径R=1.7米处产生4.0特斯拉。
即为了产生3.5特斯拉、和4.0特斯拉的环向中心磁场强度，相对应的纵场超导磁体系统中每个D 型线圈将分别通以14.4077千安培和16.3511千安培匝电流，这时纵场超导磁体系统的最高磁场强度分别为5.85T，和6.72T，其位置处于R=1.12米、Z=0.85米处。
图3为纵场超导磁体系统通以14.4077KA 匝电流时的磁场形态图。
图3 纵场超导磁体系统的磁场形态图（I OP =14.4077KA ）由于整个环形纵场线圈是沿环向成分立分布的，这是因为装置在运行过程中，诸如各种注入、加热、诊断和抽真空等通道需要在纵场线圈之间插入。
纵场线圈分立成环会在等离子体区2006年用户年会论文域的外缘磁场产生波纹。
EAST 纵场磁体系统在圆柱坐标系（R，t，Z）下，其大环所在的平面上绕Z 轴方向的波纹度（Ripple）),(Z R δ的计算可采用下列公式：minmax min max )(0.2),(t t t t B B B B Z R +−×=δ （%） 式中：)},,({max max Z t R B B t t t =；)},,({min min Z t R B B t tt =。
这时t B 的最大值是在0=t 处（即在纵场线圈的子午面上），而t B 的最小值是在coil N t /π=处（coil N 为线圈数）（即在纵场线圈之间并与大环平面相垂直的平面上）。
这样，在等离子体的边缘R=1300mm 和R=2500mm 处，其波纹度分别为2.03%和4.55%，而在等离子体的中心处的波纹度为0.05%。
这个结果已满足物理设计的要求。
图4 为大环截面上沿径向在环向0°和11.25°方向上的t B 和波纹度。
图5为等离子体区域内的波纹度。
对于EAST 装置中 纵场超导磁体系统进行电感与其储能（磁场能量）为：整个纵场系统在不考虑接头的连接导体等情况下，其电感为2.91525亨利，这时纵场磁体系统的储能m W 分别为298.39兆焦耳（Iop=14.3077KA）和389.7084兆焦耳（Iop=16.3511KA）。
图4 在环向0°和11.25°方向上的t B 和波纹度 图5 等离子体区域内的波纹度根据EAST 装置中极向场超导磁体系统一体化设计的结果，整个放电周期可分为七个部分，即 Discharge Start (t=0.0s)、 Plasma Ignition(t=0.06s)、 Plasma Ramp to 100KA(t=0.2s), Plasma Ramp to 420KA(t=1.0s)、 Plasma Ramp to 1MA(t=4.0s)、Bata-p Full of 1.6(t=5.0s)和End of the Flat-top(t=13.64s)[2]。
图6为等离子体和极向场各线圈的放电波形。
当纵场超导磁体施加14.3077KA 的匝电流，由于是变化的，这里先以放电周期0时刻时的极向场场电流值作为起始条件，可分析出EAST 装置整个超导磁场系统的磁场形态，见图7。
2006年用户年会论文图6 等离子体和极向场各线圈的放电波形(R=1.78m,a=0.4m,Kx=1.6-2.0,δx=0.4-0.6)图7 t=0.00s 时刻EAST 装置超导磁体系统磁场形态图（左）和等值线图（右）3 结论通过ANSYS 软件的分析计算，整个纵场超导磁体系统在EAST 装置正常运行过程中的主要电磁性能参数见表1所示。
表1 纵场超导磁体的主要电磁性能参数纵场磁体的中心场强t （R=1.7米）(特斯拉) 3.5 4.0 纵场磁体的最高场强max t B （R=1.12米,Z=0.85米）(特斯拉) 5.856.72纵场磁体的正常运行电流op I （千安培） 14.3077 16.3511整个纵场磁体系统的电感（亨利） 2.915252006年用户年会论文整个纵场磁体系统的储能（兆焦耳） 298.39 389.7084纵场线圈所受的向心电动力（吨） 989.366 1293.196一半纵场线圈所受的垂直赤道面的电动力（吨） 701.375 916.767纵场线圈所受的最大倾覆力矩（t=13.64s）（吨·米） 288.366 332.0498波纹度（R=1.3m,Z=0.0m）（％） 2.0266波纹度（R=1.7m,Z=0.0m）（％）0.0499波纹度（R=2.1m,Z=0.0m）（％）0.3728波纹度（R=2.5m,Z=0.0m）（％） 4.5458[参考文献][1]PAN.Y.N.,CHEN.Z.M,…,CHEN.W.G, etc, Prelimiary Engineering Design and Computing of Toroidal Field Magnet System for Superconducting Tokamak HT-7U,MT-16,1999.10[2]W.G. Chen, Y.N. Pan, et al. the Analysis and Calculation for the Toroidal Magnetic Field of HT-7U. Plasma Science and Technology, 2000, Vol 2(4)。
