發(fā)布時(shí)間：2018-08-13 09:02

【摘要】：隨著傳統(tǒng)能源的日益枯竭,對(duì)新能源的開(kāi)發(fā)與利用是人類(lèi)進(jìn)步的必然選擇。聚變能由于具有原材料儲(chǔ)量豐富和安全無(wú)污染等諸多優(yōu)點(diǎn),被認(rèn)為是解決人類(lèi)能源危機(jī)的最佳方案。在磁約束聚變裝置當(dāng)中,托卡馬克被認(rèn)為是最有希望實(shí)現(xiàn)可控核聚變的實(shí)驗(yàn)裝置。中國(guó)聚變工程試驗(yàn)反應(yīng)堆(Chinese Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)是正處于設(shè)計(jì)當(dāng)中。CFETR的目標(biāo)是為了獲得長(zhǎng)脈沖、氚自持的穩(wěn)態(tài)運(yùn)行,并且填補(bǔ)ITER和DEMO裝置之間的空白,目前其初步的概念設(shè)計(jì)已經(jīng)完成。在聚變反應(yīng)堆中,氘氚聚變反應(yīng)會(huì)產(chǎn)生3.5 MeV的高能α粒子。此外,中性束注入(NBI)和離子回旋波共振加熱(ICRH)會(huì)產(chǎn)生高能離子以及低雜波(LHW)和電子回旋共振加熱(ECRH)會(huì)產(chǎn)生高能電子。這些高能粒子具有內(nèi)在自由能,并且高能粒子的速度和阿爾芬相速度接近,從而可以通過(guò)波粒共振來(lái)激發(fā)阿爾芬本征模不穩(wěn)定性,反過(guò)來(lái),這種不穩(wěn)定的阿爾芬本征模能夠造成高能粒子的重新分布或者損失,甚至有可能損壞約束壁。因此,對(duì)高能粒子與阿爾芬本征模相互作用的研究是托卡馬克物理中一個(gè)重要的研究課題。其中典型的如環(huán)形阿爾芬本征模(TAE),它是由環(huán)向模數(shù)相同、極向模數(shù)相鄰的波模耦合而成的。氘氚聚變還會(huì)產(chǎn)生中子。中子壁負(fù)載(NWL)表示聚變反應(yīng)產(chǎn)生的中子打到第一壁的能量通量密度,它是決定包層材料和結(jié)構(gòu)的一個(gè)重要參數(shù)。并且中子壁負(fù)載對(duì)聚變電站的經(jīng)濟(jì)、性能、設(shè)計(jì)、安全以及環(huán)境方面都有影響。本論文主要是在CFETR上研究被高能粒子驅(qū)動(dòng)的TAE穩(wěn)定性以及動(dòng)理學(xué)參數(shù)對(duì)中子壁負(fù)載的影響。本論文一共分為6章,其中第1章為引言部分,第2章介紹了托卡馬克等離子體中高能粒子與剪切阿爾芬波的相關(guān)物理研究背景,第3章,第4章和第5章是本論文研究的主要內(nèi)容,第6章是工作總結(jié)以及展望。本論文的具體研究?jī)?nèi)容如下:在第3章中,在CFETR上使用NOVA/NOVA-K程序研究了環(huán)向模數(shù)n在1到12之間的TAE模的穩(wěn)定性。我們是使用CORSICA程序來(lái)構(gòu)造等離子體的平衡,安全因子選擇為ITER方案中的三種典型剖面分布。對(duì)于這三種不同的安全因子分布,使用NOVA程序來(lái)計(jì)算它們的連續(xù)頻譜和本征模結(jié)構(gòu),然后使用NOVA-K程序來(lái)計(jì)算對(duì)于不同環(huán)向模數(shù)下的驅(qū)動(dòng)和各種阻尼。數(shù)值計(jì)算結(jié)果表明除了有一個(gè)不穩(wěn)定的TAE模以外,在TAE頻率間隙(gaps)中找到的所有TAEs都是穩(wěn)定的。該不穩(wěn)定的TAE是對(duì)應(yīng)于安全因子正常剪切(normal shear)情況下的本征模,并且對(duì)應(yīng)的環(huán)向模數(shù)是n = 4。這三種典型平衡剖面分布的主要差別是安全因子。如果安全因子剖面分布選擇恰當(dāng),那么對(duì)應(yīng)的所有TAEs都是穩(wěn)定的。因此在CFETR上可以通過(guò)修改安全因子的剖面分布來(lái)減少TAE模的不穩(wěn)定性。此外,通過(guò)掃描等離子體密度和溫度分布來(lái)研究它們對(duì)TAE穩(wěn)定性的影響。盡管等離子體剖面分布不是自洽的,但是掃描結(jié)果表明在很廣的范圍內(nèi)CFETR上的TAE穩(wěn)定性都是有效的。在第4章中,介紹了 M3D/M3D-K程序中的計(jì)算方法以及所使用的理論模型。M3D/M3D-K程序包含的理論模型主要有理想磁流體、電阻磁流體、雙流體模型,以及動(dòng)理學(xué)與磁流體混合模型。根據(jù)CFETR新尺寸下的參數(shù),使用M3D/M3D-K程序?qū)Νh(huán)形阿爾芬本征模進(jìn)行了線性計(jì)算。在第5章中,我們計(jì)算了 CFETR上的中子壁負(fù)載分布,并且呈現(xiàn)了等離子體密度和溫度剖面分布對(duì)中子壁負(fù)載分布的影響。計(jì)算結(jié)果表明:對(duì)于CFETR 200 MW的聚變功率,NWL的最大值是在外中平面附近,并且對(duì)應(yīng)的NWL大約是0.4 MW/m2。等離子體密度和溫度剖面分布對(duì)NWL的影響很小。因此,對(duì)于不同的運(yùn)行方案,動(dòng)理學(xué)參數(shù)對(duì)NWL的影響可以忽略。NWL的大小主要是由總聚變功率決定的。當(dāng)對(duì)CFETR的包層結(jié)構(gòu)進(jìn)行設(shè)計(jì)時(shí),如果總聚變功率保持不變,那么可以不考慮托卡馬克的運(yùn)行方案對(duì)包層的影響。
[Abstract]:With the depletion of traditional energy, the development and utilization of new energy is the inevitable choice of human progress. Fusion energy is considered the best solution to the human energy crisis because of its abundant reserves of raw materials, safety and non-pollution. Among the magnetic confinement fusion devices, Tokamak is considered the most promising one. The China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) is currently under design. The goal of CFETR is to obtain long pulse, tritium self-sustaining steady-state operation, and to fill the gap between ITER and DEMO. Its preliminary conceptual design has been completed. In addition, neutral beam implantation (NBI) and ion cyclotron resonance heating (ICRH) produce high-energy ions as well as low-energy clutters (LHW) and electron cyclotron resonance heating (ECRH) which produce high-energy electrons. These high-energy particles have intrinsic free energy and high-energy particle velocity and Al. In turn, the unstable eigenmode can cause redistribution or loss of high-energy particles, and may even damage the confinement wall. Therefore, the study of the interaction between high-energy particles and the eigenmode of Alphan is a Tokamak. One of the most important subjects in physics is the ring-shaped Alphan eigenmode (TAE), which is composed of the same ring-directional modulus and the adjacent polar-directional modes. Deuterium-tritium fusion also produces neutrons. Neutron wall load (NWL) represents the energy flux density of neutrons produced by fusion reaction hitting the first wall, which determines the cladding material. In this paper, the stability of TAE driven by high-energy particles and the influence of kinetic parameters on the neutron wall load are studied on CFETR. This paper is divided into six chapters. Chapter 1 is an introduction. Chapter 2 introduces the physical background of the high-energy particles and shear Alfven waves in Tokamak plasma. Chapter 3, 4 and 5 are the main contents of this paper. Chapter 6 is the summary and Prospect of the work. The specific research contents of this paper are as follows: In Chapter 3, the NOVA/NOVA-K program is used in CFETR. The stability of TAE modes with toroidal modulus n between 1 and 12. We use the CORSICA program to construct plasma equilibrium, and the safety factor is chosen as three typical profiles in the ITER scheme. For these three different safety factor distributions, the NOVA program is used to calculate their continuous spectrum and eigenmode structure, and then NOVA-K is used to calculate their eigenmode structures. Numerical results show that all TAEs found in the TAE frequency gap (gaps) are stable except for one unstable TAE mode. The unstable TAE is an eigenmode corresponding to the normal shear of the safety factor and corresponds to it. The circumferential modulus is n=4. The main difference between the three typical equilibrium profiles is the safety factor. If the safety factor profiles are properly chosen, all the corresponding TAEs are stable. Therefore, the instability of TAE modes can be reduced by modifying the safety factor profiles on CFETR. In addition, the plasma density can be scanned. In Chapter 4, the calculation method in M3D/M3D-K program and the theoretical model used are introduced. The M3D/M3D-K program contains Theoretical models include ideal magnetic fluid, resistive magnetic fluid, two-fluid model, and kinetic and magnetic fluid mixing model. According to the parameters of CFETR, the M3D/M3D-K program is used to calculate the linear eigenmodes of ring-shaped Alphan. In Chapter 5, the neutron wall load distribution on CFETR is calculated and the plasma is presented. The results show that the maximum value of NWL is near the outer-middle plane for the fusion power of CFETR 200 MW, and the corresponding NWL is about 0.4 MW/m2. The effect of plasma density and temperature profile distribution on the NWL is very small. Therefore, for different operation schemes, the kinetics of the NWL is studied. The influence of parameters on NWL can be neglected. The size of NWL is mainly determined by the total fusion power. When designing the cladding structure of CFTR, if the total fusion power remains unchanged, the influence of the operation scheme of Tokamak on the cladding can be ignored.
【學(xué)位授予單位】：中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類(lèi)號(hào)】：TL631.24

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本文編號(hào)：2180509