长脉冲下主动注入氦杂质下原料粒子滞留行为及其机制的研究

The tritium retention is a crucial issue for International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), due to safety limitation, the maximum tritium inventory in ITER is about 350g. A lot of main devices focus on reducing fuel retention. Burning plasma will produce helium ash in future, the current study wall retention are not the result of under helium impurity. Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) is full superconducting non-circular cross-section tokmak, which is similar to ITER, and has steady long pulse operation ability, flexible mode of operation and different feeding methods, as well as a variety of wall conditioning technology. All of these make the research of fuel retention on EAST under long pulse becoming possible and useful. In this project, the characteristics of fuel retention under helium impurity injection will be analysed. Meanwhile, in this project we will combine the experimental data and simulation (DEGAS 2 and BOUT++) to find out the mechanism of fuel retention behavior. These results will have direct reference value for future fusion device.

氚在第一壁的滞留是未来国际热核聚变实验反应堆（ITER）面临的一个巨大问题，出于装置正常运行的考虑，在ITER第一壁氚的累积滞留量不能超过350g。如何减少原料粒子在第一壁上的滞留是目前各大装置的研究重点。未来燃烧等离子体下会产生氦灰，目前对于壁滞留的研究都是在没有氦杂质下的结果。东方超环（EAST）是与ITER类似的全超导非圆截面托卡马克装置，具备稳态长脉冲运行能力，不同灵活的运行模式和加料手段，以及多种壁处理技术，这使得EAST长脉冲下原料滞留行为的研究变得有可行并具有参考意义。在本课题中，将采用主动注入氦杂质，模拟未来燃烧等离子体环境下，研究原料离子在EAST第一壁上的滞留行为。同时该课题也会将实验数据与模拟（DEGAS 2和BOUT++）相结合分析对应滞留行为的物理机制。这些研究结果对未来聚变装置具有直接的参考价值。

在本基金的支持下，我们对全超导托卡马克装置EAST的原料粒子滞留行为进行了详细系统的研究，并对比国外全超导托卡马克装置KSTAR的滞留研究结果，为未来聚变装置的运行积累了非常丰富的全超导托卡马克的滞留行为数据。相关研究结果表明，等离子体放电位形会影响粒子滞留的行为，偏滤器位形放电粒子滞留会低于限制器位形，而H-mode放电下约束的改善会减少壁滞留。在EAST长脉冲放电中，粒子的短期滞留行为会达到饱和，并且在高能粒子的轰击下部分短期滞留的粒子会变成长期滞留在第一壁中，从而增加了长脉冲放电中原料粒子的滞留速率。破裂放电能够有效的降低滞留，而且破裂时等离子体电流的下降速率及等离子体内能都与破裂后第一壁释放粒子数正相关，未来可控的破裂放电可以用作第一壁清洗工作。第一壁状况与滞留息息相关，锂化会极大的增加滞留，而高温第一壁会减少粒子的短期滞留行为。在EAST上我们采用主动注入氦杂质的方式，发现在此情况下，壁滞留会有所下降，但是通过进一步研究发现，相比于氘粒子，氦粒子更难于从等离子体中排出。未来聚变装置的氦灰排出应该是需要解决的一个问题。