托卡马克中径向电场的数值模拟研究
发布时间：2021-04-15 03:04
在托卡马克聚变实验研究中,由于漂移波湍流而导致的湍流输运一直是一个难题。为了达到聚变能产生条件,以及减少聚变实验装置建造费用,人们需要减少等离子体的径向输运,改善等离子体约束性质。人们在研究中发现,在湍流发展过程中,湍流可以激发出带状流来,而带状流可以分成两支。一支是低频带状流,另外一支是测地声模。它们的共同特点是两者都具有环向和极向对称的电势扰动,不同之处在于低频带状流的密度扰动同样是环向和极向对称的,而测地声模具有极向模数m=1的密度扰动。这两支模式都可以产生极向流,从而抑制湍流及其导致的输运。在近年来,带状流和湍流的相互作用研究受到了人们越来越多的重视。在本文中,我们先介绍了聚变能源的研究历史,研究聚变的各类装置,等离子体行为的描述方法以及漂移波的基本性质。接着我们介绍了研究中使用的粒子模拟程序GTS以及它的基本物理框架,然后介绍了我们研究的三个主要部分:（1）测地声模的径向性质。测地声模对于等离子体约束有着重要的影响,但之前人们对它的径向性质研究较少。因为等离子体密度和温度在托卡马克小半径方向具有不均匀性,测地声模的频率在小半径形成了连续谱。我们通过分析模拟的数据得到测地声模振...
【文章来源】：浙江大学浙江省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：109 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
图１．２?Ｗ７－Ｘ外观图，图片来自Ｗｉｋｉ
的磁力线示意图。从图中可以看出线圈的形状是扭曲而不规则的，这意味着复杂的加工过程和很??大的加工难度（图片取自Ｗｉｋｉ）。??图１．２?Ｗ７－Ｘ外观图，图片来自Ｗｉｋｉ。??完全利用外加的磁场来约束等离子体。为了能约束住这些带电粒子，仿星器的磁场形状是??很复杂的。为了达到这个目的，对仿星器的电导线圈的加工要求很高。这也是前期仿星器??放电实验参数不高的原因之一。在新时代随着计算机辅助设计技术的进步以及人们的精细??加工能力的提升，人们对制造成功的仿星器又有了信心。Ｗ７－Ｘｌｕ－ｍ是位于德国的最新一??代的仿星器，目前已经放电成功。??２??
＇?ＢＯ??图１．４粒子在磁镜中运动的示意图。当粒子由Ｏ点向两端运动时，其垂直速度变大而平行方向速??度变小。如果在到达端点之前它的平行速度即变为〇，则它会被磁镜约束住，称之为约束粒子。若??此时平行方向速度不为〇，则粒子将逃逸出这个装置，称之为逃逸粒子。??４??
【参考文献】：
期刊论文
[1]The Design of the Plasma Control System in KTX[J]. 章勇,肖炳甲,袁旗平,张睿瑞,杨飞,李实,李弘,刘阿娣,刘万东. Plasma Science and Technology. 2015(04)
[2]Characterization of plasma current quench during disruption in EAST tokamak[J]. 陈大龙,Granetz Robert,沈飙,杨飞,钱金平,肖炳甲. Chinese Physics B. 2015(02)
[3]KMAX实验装置中的重点研究问题[J]. 孙玄,刘明,谢锦林,余羿,林木楠,张情. 中国科学技术大学学报. 2014(05)
[4]ITER计划与聚变能发展战略[J]. 张一鸣,曾丽萍,沈欣媛,张利,丁亚清,肖成馨,康卫红,王海. 核聚变与等离子体物理. 2013(04)
博士论文
[1]托卡马克等离子体中测地声模的理论研究[D]. 仇志勇.中国科学技术大学 2010
本文编号：3138548
【文章来源】：浙江大学浙江省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：109 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
图１．２?Ｗ７－Ｘ外观图，图片来自Ｗｉｋｉ
的磁力线示意图。从图中可以看出线圈的形状是扭曲而不规则的，这意味着复杂的加工过程和很??大的加工难度（图片取自Ｗｉｋｉ）。??图１．２?Ｗ７－Ｘ外观图，图片来自Ｗｉｋｉ。??完全利用外加的磁场来约束等离子体。为了能约束住这些带电粒子，仿星器的磁场形状是??很复杂的。为了达到这个目的，对仿星器的电导线圈的加工要求很高。这也是前期仿星器??放电实验参数不高的原因之一。在新时代随着计算机辅助设计技术的进步以及人们的精细??加工能力的提升，人们对制造成功的仿星器又有了信心。Ｗ７－Ｘｌｕ－ｍ是位于德国的最新一??代的仿星器，目前已经放电成功。??２??
＇?ＢＯ??图１．４粒子在磁镜中运动的示意图。当粒子由Ｏ点向两端运动时，其垂直速度变大而平行方向速??度变小。如果在到达端点之前它的平行速度即变为〇，则它会被磁镜约束住，称之为约束粒子。若??此时平行方向速度不为〇，则粒子将逃逸出这个装置，称之为逃逸粒子。??４??
【参考文献】：
期刊论文
[1]The Design of the Plasma Control System in KTX[J]. 章勇,肖炳甲,袁旗平,张睿瑞,杨飞,李实,李弘,刘阿娣,刘万东. Plasma Science and Technology. 2015(04)
[2]Characterization of plasma current quench during disruption in EAST tokamak[J]. 陈大龙,Granetz Robert,沈飙,杨飞,钱金平,肖炳甲. Chinese Physics B. 2015(02)
[3]KMAX实验装置中的重点研究问题[J]. 孙玄,刘明,谢锦林,余羿,林木楠,张情. 中国科学技术大学学报. 2014(05)
[4]ITER计划与聚变能发展战略[J]. 张一鸣,曾丽萍,沈欣媛,张利,丁亚清,肖成馨,康卫红,王海. 核聚变与等离子体物理. 2013(04)
博士论文
[1]托卡马克等离子体中测地声模的理论研究[D]. 仇志勇.中国科学技术大学 2010
本文编号：3138548
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