世界首台全超导核聚变实验装置在合肥首轮实验成功——我国聚变研究向前迈出一大步

我国自行设计、研制的世界上第一个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置，9月28日在此间进行的首轮物理放电实验过程中，成功获得电流超过200千安、时间接近3秒的高温等离子体放电。这标志着世界上新一代超导托卡马克核聚变实验装置已经正式投入运行，我国聚变研究向前迈出一大步。     

合肥科学岛新一代核聚变实验装置成功实现首次放电

9月28日，中科院合肥物质科学研究院等离子体所研制的全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置（EAST）成功实现首次放电。这标志着世界上首台由我国自行设计、研制的新一代核聚变实验装置建成并正式投入运行，我国磁约束核聚变研究已进入国际先进水平。在首轮物理放电实验过程中，这一实验装置成功获得电流200千安、时间近3秒的高温等离子体放电。据EAST大科学工程首席科学家万元熙介绍，目前放电实验还在进行中，各项实验参数正在不断提高，显示了EAST装置良好的整体性能。同日，EAST通过国家“九五”大科学工程专家组工艺鉴定。     

背景资料:2007年度安徽省十大科技进展新闻候选名单

1.科学岛EAST实验研究首次实现跨国远程控制等离子体放电 国家重大科学工程项目"EAST超导托卡马克核聚变实验装置"实现了跨国远程控制等离子体放电.美国通用原子能公司专家通过专用数据网,轻点鼠标即可轻松启动并运行地球另一端的中国核聚变实验装置.进行跨国实验的美国通用原子能公司DⅢ-D核聚变实验室专家,通过专用数据网看到的实验数据及放电图像与中国科学家在控制室里看到的完全一样.他们在第一次跨国操作中,获得了电流250千安、时间接近5秒的高温等离子体放电.     

EAST托卡马克拉长位形演化的数值模拟

文章利用TSC对先进实验超导托卡马克(EAST)拉长偏滤器位形的放电进行了数值模拟,放电全过程中等离子体电流、等离子体大半径、小半径、拉长比随时间演化的模拟结果与实验结果及与EFIT反演结果吻合很好,为相关实验和开展更深入的EAST放电模拟研究提供了理论依据。     

2007年度安徽省十大科技进展新闻候选名单

1．科学岛EAST实验研究首次实现跨国远程控制等离子体放电 国家重大科学工程项目“EAST超导托卡马克核聚变实验装置”实现了跨国远程控制等离子体放电。美国通用原子能公司专家通过专用数据网，轻点鼠标即可轻松启动并运行地球另一端的中国核聚变实验装置。进行跨国实验的美国通用原子能公司DIII—D核聚变实验室专家，通过专用数据网看到的实验数据及放电图像与中国科学家在控制室里看到的完全一样。他们在第一次跨国操作中，获得了电流250千安、时间接近5秒的高温等离子体放电。     

EAST全超导托卡马克高约束稳态运行实验研究进展

开发安全、清洁的核聚变能,最终解决人类能源危机是聚变科学与技术研究的终极目标. 21世纪初启动建设的国际热核聚变实验堆(ITER)项目,促使聚变能开发朝商业应用迈进了一大步.具有ITER类似结构的托卡马克(Tokamak)磁约束聚变装置开展的等离子体放电实验,成为了现阶段聚变能开发研究的焦点.中国科学院等离子体物理研究所自主设计、建造的全超导托卡马克EAST,面向未来聚变反应堆关键的工程与物理问题开展了大量的探索研究.其中,在关于聚变反应堆能否经济实用地投入商用发电的高约束稳态运行实验研究方面,取得了一系列重大突破.继2012年实现400 s低约束模长脉冲运行、验证系统长脉冲运行能力之后, 2017年EAST又刷新了高约束模等离子体放电运行时间的世界纪录,成为首个具备100 s量级高约束模准稳态运行能力的托卡马克装置,并且首次触及到了磁约束聚变等离子体中最长的时间尺度——粒子平衡时间.为面向反应堆燃烧等离子体第一壁高热负荷承载,高约束边界局域模抑制以及长时间稳态运行控制的工程与物理问题的开拓研究,提供了国际磁约束聚变界最好的实验平台.现已在EAST上开展了钨铜水冷偏滤器、锂化第一壁、射频波电流驱动、弹丸注入、精确磁面位形控制、边界局域模和高热负荷缓解等一系列相关实验,并取得了重要的研究进展.     

核工业西南物理研究院 “十五”科研硕果累累

西南物理研究院的科学家在2006年度的中国环流器二号A实验中,再创佳绩,实现高参数条件下连续重复稳定的偏滤器位形放电,运行参数达到:纵场2.7T、等离子体电流433kA,等离子体放电时间3.15s,平顶     

2016年中国科技刷出新高度

 2016年,科技界取得一系列突破性成果,中国取得可喜的成绩。 2月3日,中国科学院合肥物质科学研究院宣布,中国大科学工程“人造太阳”EAST成功实现电子温度超过5000万℃、持续时间达102 s的超高温长脉冲等离子体放电;11月,“人造太阳”EAST获得超过60s的完全非感应电流驱动（稳态）高约束模等离子体,成为世界首个实现稳态高约束模运行持续时间为分钟量级的托卡马克核聚变实验装置。     

中国环流器二号A装置首次达到近堆芯条件

2005年12月,由核工业西南物理研究院成功建造的我国第一个具有偏滤器位形的托卡马克装置——中国环流器二号A装置,首次达到近堆芯条件;2006年2月,该装置运行参数达到:等离子体电流400 kA,纵向磁场2．65 T,等离子体存在时间2960     

我市将首次利用“垃圾发电”

8月15日前后，俗称“人造太阳”的全超导托卡马克EAST核聚变实验装置将在合肥科学岛上进行首次等离子体放电实验。这意味着这一装置进入正式运行阶段。     

我国“人造太阳”达到1亿度!

<正>2018年10月,中科院等离子所宣布,安设在合肥的全超导托卡马克核聚变实验装置"东方超环"(EAST)在当年度实验中,等离子体中心电子温度达到1亿度(108K)。东方超环是我国自主设计的第四代核聚变实验装置,也是世界上第一座全超导托卡马克,在2017年曾创下高约束模等离子体运行101.2秒的世界     

基于Corsica的EAST等离子体平衡计算

等离子体平衡是托卡马克等离子体放电和控制的基础,文章利用Corsica程序,结合实验给出EAST放电过程中等离子体平衡位形的建立和等离子体电流、密度及温度剖面分布信息;同时在平衡位形建立的基础上开展了放电模拟研究,脉冲过程中等离子体电流稳定演化、等离子体大半径和小半径等重要参数的模拟结果与实验吻合较好.     

EAST高功率NBI下H模放电的初步研究

中性束注入(neutral beam injection,NBI)是加热等离子体、改善等离子体约束性能的一种有效途径。文章对先进超导托卡马克实验装置(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)高功率NBI下H模放电进行了初步实验研究,从等离子体密度、等离子体储能、温度、辐射、D_α信号的爆发等方面分析了等离子体在NBI下进入H模放电的性能改善,同时利用NUBEAM程序对高功率NBI注入能量输运方面进行了初步分析。     

大面积表面放电等离子体的产生及电特性研究

为了获得大面积表面放电等离子体,设计了大气压多电极表面放电等离子体激励器,并对给定电源频率下等离子体激励器的放电特性(包括气体放电的利萨如图形、稳定放电时的功率及功率面密度等参数)进行了实验研究.实验测量结果表明,采用多电极结构表面放电等离子体激励器可以在较低的电源输入功率面密度下获得大面积的气体放电等离子体.     

EAST托卡马克等离子体电流和位形演化的数值模拟

EAST托卡马克是世界上第一台全超导托卡马克装置.文章利用普林斯顿大学开发的著名托卡马克模拟程序对EAST的首轮放电中等离子体电流和位形的控制进行了数值模拟,获得的结果与实验吻合得很好,说明控制系统的稳定性.同时模拟结果对EAST今后开展等离子体平衡和控制系统设计有重要的参考价值.     

EAST托卡马克实验中的L模和H模电子尺度湍流的特征

湍流是托卡马克等离子体反常输运的原因,可能对低约束模式(L-mode)和高约束模式(H-mode)的输运产生重要影响.通过集体汤姆逊散射诊断系统研究EAST(experimental advanced superconducting Tokamak)托卡马克实验中的L模和H模电子尺度湍流的特征.结果表明：第75286号炮放电中的H模的粒子输运得到很大改善而热输运改善不大;等离子体由L模进入H模后,梯度区湍流强度的下降比芯区湍流强度的下降更明显,不同空间区域的湍流强度变化存在差异;H模粒子输运和热输运的差异可能是TEM和ETG波数范围湍流的光谱差异导致的.     

KT—5C托卡马克等离子体中磁场涨落的测量

在ＫＴ－５Ｃ托卡马克等离子体中进行了磁场涨落的测量，获得了磁场涨落的频谱和径向分布，实验结果表明，磁场涨落的幅度随着等离子体半径的增加而减少，对于不同ｑ值的放电条件下都是如此。实验中还观察到如果在限制器上施加正偏压的话，能够相当有效地抑制磁场涨落的幅度。     

“人造太阳”要来了 你收到消息了吗?

<正>我国科学家又创造了一个"世界纪录"——"人造太阳"。"人造太阳"到底是啥呢?"人造太阳",是我国的全超导托卡马克核聚变实验装置,又叫做"东方超环"。目前,首次实现了稳定的101.2秒稳态长脉冲高约束模等离子体运行。因为该装置的目标是让海水中大量存在的氘和氚在高温条件下,像太阳一样发生核聚变,为人类提供源源不断的清洁能源,因此,我们称之为"人造太阳"。     

电感耦合高频放电等离子体特性测试

利用Ｌａｎｇｍｕｉｒ双探针测试方法对高频放电等离子体的参数（ｎｐ,Ｔｅ）进行了详尽测试,得出了等离子体参数随放电空间位置、气体种类、放电功率、气体压强、磁约束等条件变化的规律,并对测试结果做了理论分析。     

HT－7超导托卡马克电流调制抑制破裂不稳定性的实验研究

HT-7超导托卡马克上的实验观察到,通过对等离子体环向电流的交流调制(即振荡通量电流驱动)的方法,可有效抑制撕裂模不稳定性,从而抑制大破裂。环向电流的交流调制也可减轻等离子体与壁的相互作用,减少杂质辐射,延长托卡马克等离子体放电时间。HT-7超导托卡马克上的实验发现,用等离子体环向电流的交流调制的方法,有效抑制MHD、推迟或避免大破裂的阈值是：当等离子体电流的交流调制幅值与等离子体电流的比值为10％～30％时有明显的抑制效果,小于10％时无抑制效果,大干35％会影响等离子体的稳定性。