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H模自从1982年在ASDEX托卡马克上实现以来,其不仅先后在众多托卡马克装置上不同条件下得到,也在仿星器上被实现。由于等离子体约束的大幅提高,较平坦的中心电子密度分布可避免杂质和氦灰聚芯,对电流分布无特殊要求等特点,H模被选择为未来ITER的主要运行模式。H模实现的物理机制一直是实验和理论模拟研究的重点和难点,一方面H模的转换过程非常快,台基区域非常窄,物理研究对诊断测量系统的时空分辨率提出苛刻要求,另一方面台基区湍流抑制和输运减弱的过程复杂,并且存在较强的非线性相互作用。目前,通过大量的实验和理论模拟研究对H模的转换基本形成共识,认为边缘剪切流对湍流抑制起到重要作用,进而降低粒子和热输运,形成陡峭梯度的输运垒。然而,这背后的因果关系和作用机制仍有一些有待解决的物理问题,这些物理研究基础对于未来聚变堆上主动控制和触发H模转换有重要参考。
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等离子体从L模转换至H模(L-H转换),需要等离子体加热功率超过最小功率阈值(Pth),该阈值与装置磁场位型、主离子种类、壁条件、加料位置以及离子的磁场梯度漂移方向等密切相关。当这些影响因素得到优化后,可以估算出L-H转换的功率阈值为[2]:
$$ {P_{{\rm{th}}}}=0.042n_{}^{0.73}B_{\rm{t}}^{0.74}{S^{0.98}}\;\;({\rm{MW}}), $$ (1) 其中n为等离子体密度(单位为
$ {10}^{20} $ /m3);Bt为环向磁场(单位为T);S为等离子体面积(单位为m2)。从式(1)可以看出,功率阈值与等离子体密度、磁场强度和等离子体的面积成正比。然而,有实验发现,功率阈值在低密度区间与密度不成正比,如ASDEX Upgrade装置观察到,当等离子体密度较低时,随着密度的降低功率阈值大幅增高[7]。并且在不同的主离子放电条件下,功率阈值差异较大,在同样等离子体密度情况下,氢等离子体的L-H转换功率阈值比氘和氦等离子体的阈值要高,这就是所谓的功率阈值的同位素效应[8]。要实现H模放电,除了加热功率要超过功率阈值,还对装置运行、等离子体控制和器壁条件等有很高要求。如需要优化等离子体位型,对等离子体电流和位移等实现精确控制;通过对器壁进行优化处理,有效降低和控制等离子体再循环和杂质水平。HL-2A装置于2009年在国内首次实现H模放电[9],图2给出HL-2A装置上典型的H模放电波形,该H模放电利用超声分子束注入(SMBI)作为等离子体加料工具,采用1.5 MW的电子回旋共振(ECRH)加热和1 MW的中性束注入(NBI)加热,如图2(h)所示,随着辅助加热的投入,等离子体密度和温度上升,在400 ms左右等离子体进入H模,随后储能增加,同时出现ELM,从偏滤器氘原子谱线Dα和等离子体辐射信号的演化可以看出,其表现为准周期性地迅速爆发,表明粒子和热从等离子体边缘阵发性排出,当ECRH关闭后,由于总辅助加热功率降低,无法维持H模,等离子体从H模转换回L模。
此外,一些托卡马克装置上发现了多种其他类型的高约束运行模式,可实现无ELM的H模运行,可避免在第一壁材料上的高热负荷沉积,如Alcator C-Mod装置上的增强Dα的H模[10]、DIII-D上的准静态H模和双输运垒的准静态H模[11],ASDEX Upgrade和JET上的无ELM的 H模[12-13],JT-60上的小ELM的H模[14],NSTX上的台基增强型的H模[15]以及HL-2A上的无ELM的H模[16]等等。在多个装置上观察到的准静态H模中,其中一个典型特征为在等离子体台基区域存在一边缘谐波振荡模(EHO),该EHO能增强边缘区域的粒子输运从而使得边缘等离子体参数运行在剥离气球模不稳定的边界以下,从而不会触发ELM,使得边缘等离子体维持静态水平。
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H模等离子体约束的改善是由于在等离子体边缘形成了陡峭梯度的输运垒,该区域也称台基区,图3(a)为HL-2A装置上利用微波反射计测量的典型电子密度分布台基结构。利用基于双曲正切函数的台基结构模型可对测量的等离子体密度(
$ {n}_{\rm{e}} $ )分布进行拟合,进而定量描述台基的宽度和高度等参量[17],即:$$ {n}_{\rm{e}}\left({\rm{r}}\right)=\frac{h-f}{2}\frac{\left(1-a\xi \right){\rm{e}}^{\rm{\xi }}-{\rm{e}}^{-\xi }}{{\rm{e}}^{\xi }+{\rm{e}}^{-\xi }}+\frac{h+f}{2}, $$ (2) 其中r为等离子体的径向位置;
$ \xi\!=\!2({r}_{{\rm{s}}{\rm{y}}{\rm{m}}}-r)/\varDelta $ ;$ h $ 为台基高度;$ f $ 为分布相对于零的偏值;$ a $ 为芯部区域的分布斜率;$ {r}_{{\rm{s}}{\rm{y}}{\rm{m}}} $ 为台基中心的径向位置;$ \varDelta $ 为台基宽度。台基区的建立是由于该区域的湍流得到较大程度的抑制,降低了粒子和热输运。理论研究表明E×B剪切流能通过降低湍流径向相关长度和湍流幅度从而抑制湍流输运[18],大量实验观察到在等离子体台基区域存在一速度剪切层或径向电场剪切层,图3(b)给出了台基区剪切层的垂直速度分布,其在电子逆磁漂移方向呈现势阱分布,该速度剪切在L-H转换过程中起到重要作用。通过多个装置的统计结果表明,该剪切层的宽度正比于装置的小半径,约为2%~3%的小半径宽度[19]。径向电场Er可由径向力平衡方程给出:$$ {E}_{{\rm{r}}}=\frac{\nabla {P}_{j}}{{q}_{j}{n}_{j}}-{v}_{\theta j}{B}_{\phi }+{v}_{\phi j}{B}_{\theta }, $$ (3) 其中j表示等离子体成分,P,n,q,
$ {v}_{\phi } $ ,$ {v}_{\theta } $ ,$ {B}_{\phi } $ 和$ {B}_{\theta } $ 分别为等离子体压强、密度、电荷数、环向速度、极向速度、环向磁场和极向磁场。HL-2A上的研究表明,平衡流剪切在L-H转换之前快速增加,起到抑制湍流的作用,其主要来自逆磁项的贡献,即式(3)右边第一项[20]。
Investigation of Edge Plasma Instabilities in High Confinement Plasmas of Tokamak
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摘要: 托卡马克高约束模运行可大幅提高磁约束核聚变等离子体约束品质,该模式下的等离子体不稳定性研究对于控制约束和保护装置有重要意义。本文主要介绍了高约束模及其边缘等离子体不稳定性的研究概况,并重点介绍了中国环流器二号A托卡马克装置上关于高约束模转换、边缘局域模特征和控制方法、台基区不稳定性和台基饱和机制等方面的研究进展。研究结果表明,实验上有望通过粒子和射频波注入等外部激励的方法,影响台基区等离子体湍流,进行控制台基动力学演化以及ELM,实现既保持高约束又降低高热负荷的等离子体稳态运行。Abstract: In tokamak plasmas, the confinement performance can be significantly improved in high confinement regime. Investigation on the plasma instabilities in this regime is important for the confinement control and steady state operation of tokamak. This paper mainly introduces the researches on the high confinement mode and underlying edge plasma instabilities. It emphasizes on the studies on high confinement mode transition, features of edge-localized mode and its control, pedestal instabilities and pedestal saturation mechanism. The study suggests that pedestal dynamics and edge-localized mode might be actively controlled by the pedestal turbulence, resulting in the steady state operation both with high confinement performance and low heat loads on plasma facing components.
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Key words:
- high confinement mode /
- pedestal /
- edge-localized mode /
- pedestal instabilities
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