EAST超导磁体动态热负荷的模拟与实验研究

The dynamic heat load of the superconducting magnet is an important factor, which relates to safety operation of magnet and cryogenic system in superconducting tokamak device. In recent years, ITER organization found that the heat load of control noise part accounts for 40% of the heat load of burning period during the long pulse plasma discharge, but the research of this part of heat load is still in a blank state in our country. This project will develop a module in SAITOKPF code which can simulate the detailed behavior of plasma current, then it could realize the simulation of regulation of vertical instability and edge localized modes in plasma current. The upgraded SAITOKPF code will be validated by the independently designed experiment and simulation result of 4C code. Then the dynamic heat load, hot spot temperature and temperature margin of superconducting magnet during the long pulse plasma operation are analyzed by this upgraded code and experimental result. The emphasis is focus on physical mechanism of the heat load of control noise. This work will provide the basis for the safe operation of EAST device with higher parameter plasma discharge. In addition, it will provide the foundation of theory and experiment for the design and construction of superconducting magnet for ITER and fusion reactor of next generation in China.

在超导托卡马克装置中，超导磁体的动态热负荷是关系到磁体和低温系统能否安全运行的重要因素之一。最近几年ITER组织研究发现在长脉冲等离子体放电时control noise部分热负荷占燃烧间段热负荷的40%多，但目前国内对这部分的研究还处于空白。本项目将在SAITOKPF程序中开发详细模拟等离子体电流行为的模块，实现对控制等离子体垂直不稳定性和边界局域摸等的模拟。对扩展后的SAITOKPF程序，利用独立设计的实验和国际认可的4C程序进行实验和模拟验证。然后通过此程序的模拟结合实际的实验对长脉冲等离子体放电过程中EAST超导磁体的动态热负荷、热点温度和温度裕度等进行研究，重点探索放电中control noise部分热负荷产生和作用的物理机制。本项目的开展将为EAST装置未来更高参数的安全运行提供一定的依据，另外也将为ITER装置和我国未来聚变堆超导磁体的设计和建造奠定一些理论和实验基础。

随着世界各国相继开展未来聚变堆的设计，我国也正在迅速推进中国聚变工程试验堆(CFETR)的设计。在超导聚变装置中，超导磁体的动态热负荷是关系到磁体和低温系统能否安全运行的重要因素。所以在EAST装置上开展超导磁体动态热负荷的研究对未来聚变堆超导磁体的设计有重要的参考意义。.本项目首先针对EAST超导磁体磁体系统，进行了4.5K超导磁体水力性能实验，给出了目前EAST装置中CS线圈实际的摩擦因子准则关系式。为了能准确的模拟超导磁体的热负荷，对EAST装置进行单线圈通电实验，并利用4C程序对单线圈通电实验进行模拟验证和分析，得出目前装置中CS线圈的耦合时间常数应该为30ms。并利用6个CS线圈同时通电的实验结果验证，模拟结果与实验一致。证明未来可以用这个耦合时间常数来模拟ESAT装置中等离子体放电过程中CS线圈的耦合损耗。然后利用SAITOKPF对EAST装置长脉冲等离子体放电时超导磁体的热点温度进行了研究，发现CS线圈的温升不会随着等离子体放电时间的增长而增加，主要原因是长脉冲等离子体放电过程中，在等离子体的平顶段，CS线圈的电流变化率很小。但在长脉冲放电时，TF线圈盒的出口温升在增加，初步分析可能是等离子电流的局部扰动，在TF线圈盒上的涡流损耗增加的原因。另外本项目还分析了CFETR CS模型线圈的热点温度和温度裕度，为将来模型线圈的测试运行提供了一定的参考。项目基本达到了预期的目标。