文|顾煜祺

编辑|顾煜祺

前言

大型螺旋装置（LHD）是世界上最大的超导螺旋装置之一，LHD是一种经过优化的日光管，具有简单且连续缠绕的螺旋线圈，其特点是无电流，即具有固有稳态运行能力的无干扰等离子体。

LHD自1998年开始运行，没有出现任何严重的低温故障，LHD配备三种加热系统，中性束注入（NBI）系统目前有三个基于负离子的注入器和两个基于正离子的注入器。

电子回旋加速器加热（ECH）系统具有强大的回旋管和离子回旋加热（ICH）系统主要用于长脉冲放电。目前已移除ICH以顺利启动氘实验。这些加热系统对广泛的参数扩展和物理实验做出了很大贡献。

LHD作为螺旋实验装置之一，对托卡马克方法起到了补充和替代作用，在理解环形等离子体的物理理解和建立螺旋聚变反应堆的科学基础方面取得了进展。

LHD（氢等离子体实验阶段）成果简述

LHD已经展示了近48分钟长的放电和几千电子伏的范围，具有兆瓦级加热，实现了总注入能量3.36GJ 的世界纪录，LHD已经探索了一种针对反应堆相关机制的长脉冲运行机制，同时需要改进等离子体性能（例如通过聚变三重产物测量）。

LHD在高性能等离子体方面也取得了进展。表I显示了在氢等离子体实验阶段实现的关键等离子体参数的总结。等离子温度、密度和β值一直在进步，伴随着物理学发现，杂质空穴形成、超密核心模式等突出显示。

表I

大型超导磁体系统

LHD的超导系统由一对螺旋线圈、三对极向线圈、一个低温恒温器、九条超导总线、一个氦液化器/制冷器和六个直流供电系统组成，如图1所示。

0.9GJ的储存磁能是核聚变研究用超导实验装置中最大的。4K时的总冷质量为822吨（螺旋线圈240吨，极向线圈172吨，支撑结构410吨）。

氦制冷机/液化器在4.4K时的制冷能力为5.65kW，液化能力为650L/h，在80K时的制冷能力为20.6kW， 经过八年的建设（1990-1997），超导系统进行了多项改造和更换，以实现高可用性，例如双回路控制系统、增设氦气罐、增强杂质等。

减少和更换高速CPU板，作为维护工作的结果，总体可用性已达到99%以上，如图2和表II所示，此处总结了最近的主要改造。

表II

尽管定期进行定期检查，但螺杆压缩机的推力轴承在运行开始后就发生了故障，推力轴承故障被认为是由于压缩机润滑油中积累的金属粉末引起的，这些润滑油没有更换，以防止低温系统被水等杂质污染，更换压缩机的轴承和润滑油进行维修。

第十四期运行后，在检修期间检查了润滑油的化学成分和油中金属粉末的含量，还增加了一组第一级和第二级的冗余压缩机，以备份现有的八台压缩机。

图1

在第16次运动的降温过程中，其中一个极向线圈发生断电，发生冷泄漏，电断路装置由玻璃纤维增强塑料管制成，用粘合剂粘合到金属导管上，由于胶粘剂老化，管子的粘合部分出现冷漏。

氦液化器/制冷器的控制系统是利用VersaModuleEuropa（计算机总线的名称）控制器和UNIX工作站设计和开发的开放式系统，这是LHD建造时的最新系统。但是，控制设备已经大大先进。

为了简化系统配置并提高系统可靠性，采用了紧凑型外围组件互连（PCI；计算机总线的名称）控制器。新系统由紧凑型PCI控制器和通过Ethernet/IP连接的远程I/O组成，通过分别将CPU、LAN和远程I/O加倍，使系统冗余成为可能。

图2

加热系统

LHD配备了NBI、ECH和ICH，用于将等离子体加热到与聚变反应堆相关的温度范围，如表I中所总结，它们还被用于扰动等离子体，例如NBIblip实验、ECH调制，等离子体的动力学行为进行详细的物理研究。

基于负离子的NBI是现代大尺寸等离子体聚变机不可或缺的加热装置，因为需要更长的光束穿透深度才能将光束功率沉积在较大的环面等离子体的核心部分。

在质子/氘核束的情况下，当束能量从100keV增加到1MeV时，中和效率降低到零。另一方面，氢/氘负离子（H - /D -离子）的效率在该能量范围内几乎是恒定的，甚至在更高的能量下也是如此。

借助研制的包括缝隙接地栅格在内的高透明加速器,强H束流注入电流为37A(340A/米2个 )，超出ITER要求：280A/米2个 对于H –和200A/米2个 对于D。

H-离子的电流密度作为束能量的函数如图3所示，用加速器提取的光束的最小光束发散度为5mrad，优于RF源的情况。

图3

提高注入功率的另一个重要问题是Cs播种效率和电弧效率的提高，电弧效率定义为加速H电流与输入电弧功率的比率。

在前一种情况下，灯丝电流的减少减少了加热灯丝中钨的蒸发，因此离子源壁上的播种Cs保持清洁并有效地产生H -离子。

Cs-seeding和磁结构的电弧效率优化提高了其他两个NBI的注入功率，它们导致LHD等离子体实验的稳定运行，经过上述改进后，各负离子NBI注入的束流功率逐年增加，三个NBI的总波束功率的变化情况如图4所示。

图4

负离子源的最佳磁场强度和配置在H -和D -离子束操作中不同，需要在不打开离子源的情况下调整场强以避免Cs效应的退化并确保安全NBI光束线上的放射性。

将负离子源固定为除残留束流收集器的磁场强度外H离子束的最佳条件，并在相同离子源配置下监测H离子束和D离子束的特性差异以进行比较，与H相比——束操作，D -离子电流密度降低，电子电流密度如预期的那样增加。

表III显示了中国核聚变科学研究所（NIFS）回旋管的发展历程。已经开始与筑波大学合作开发超过1兆瓦的77GHz和154GHz回旋管。

表III

其中包括170GHz国际热核聚变实验堆的一些技术，而不是之前的半兆瓦84和168GHz回旋管(ITER)QST（日本国家量子和放射科学技术研究所）的回旋管。

图5显示了LHD中最新的ECH系统。该系统由回旋管、传输线和天线组成。77GHz和154GHz回旋管分别对2.75T的基波和二次谐波ECH有贡献。

传输线由直径为88.9mm的真空波导和多个90°斜接弯头组成，其中一些具有功率监视器、偏振器和电弧检测器的功能，输电线路全部抽空，进行大功率输电，它们的传输效率超过80%。

注入天线由两到四个反射镜组成。最后的反射镜是可调的，以改变目标等离子体中的焦点位置，可以将5.5MW的总注入功率注入LHD等离子体。

图5

完全可控的稳定长脉冲等离子体运行是螺旋系统的优势特征之一，LHD已经在这个问题上进行了论证和扩展研究，长脉冲等离子体操作主要由ICH与少数离子加热方案和ECH进行。

加热优化已在短脉冲等离子体持续时间(<10s)中进行。为了维持长脉冲和高性能等离子体，稳态热源已提高到高达3MW，并且通过重复长脉冲等离子体操作研究了长时间尺度（>几千秒）的相关等离子体物理。

几个百分比的热功率损失是在几个MW范围内实现高性能稳态等离子体持续时间的关键问题，并且已经研究了ICH天线设计以减少与寄生加热相关的热损失由不熟悉的等离子体加热引起的等离子体边缘和局部热负荷。

手摇型(HAS)天线的设计目的是通过将偶极子定相到环形方向来确认场对准效应和大波数激发，以及最大等离子体加热效率(η )的HAS天线是在He(H)中以~10%的少数比例获得的，场对准阻抗变换(FAIT)天线旨在增加单电流带的波功率密度。

FAIT天线的波发射区域大约是HAS天线的一半，阻抗变换器组装在FAIT天线中以降低传输线上的最大驻波电压（SWV），在没有真空容器内部阻抗变压器的情况下，SWV已降低到相同电源的1/5。

FAIT天线可获得大量射频功率，射频功率密度高达9.3MW/米2个 ，这与ITERICH天线的功率密度相当，最大功率密度受到热源的限制，一直在准备使用功率组合器来增加射频电源，最大限度η 使用FAIT天线实现了He(H)的少数比例为~20%。

使用HAS天线和使用带场对准带的FAIT天线优化的少数浓度不同，使用FAIT天线和极向阵列天线的最佳浓度接近，其设计用于增加单个带的发射功率而不现场对齐表带。

图6

使用偏滤器控制中性粒子是未来聚变反应堆的关键问题之一，减少热量和颗粒负荷也是需要解决的关键问题之一，为了利用日光管概念的固有优势，即内置螺旋偏滤器，在LHD的内侧安装了一个带有挡板结构的封闭螺旋偏滤器，用于高中性粒子压缩。

抽速已达到与LHD主真空抽气系统相当，抽气量甚至相当于20000颗氢/氘球，基于封闭偏滤器系统、低基密度和低效率全局粒子限制时间的进展（τ＊p )是在偏滤器泵送过程中获得的，如图7所示。首次通过螺旋偏滤器泵送获得低循环状态。

图7

偏滤器泵送将有助于长脉冲排放。据观察，壁循环影响LHD中长脉冲放电的密度控制，这种强大的偏滤器泵送将改变不依赖于壁循环的全局粒子平衡，从而实现良好的密度控制。

从氚安全管理和公众接受度的角度来看，除氚系统是LHD进行氘等离子体实验的关键设备之一，由于氘等离子体放电在LHD真空容器中产生氚。

然后从真空抽气系统中排出，所以在抽气系统的下游安装了除氚系统，主要由氧化氢同位素气体和碳氢化合物的催化复合器、填料分子筛吸附氚化水蒸气的吸附塔组成，如图8所示。

图8

LHD中的氘等离子体实验产生的最大氚量被假定为每年55.5GBq，氚气从以氘气为主要操作气体的真空容器中排出，通过除氚系统，来自除氚系统的处理后的气体经室内空气通风气体稀释后通过烟囱排放到环境中。

氘等离子体实验开始后的前一个月，废气中的平均氚浓度约为3.3 ×10− 3 贝可/厘米3。这相当于真空容器中大约11%的氚产量。

废气中的氚浓度随着等离子放电次数的增加而逐渐增加。作为初步除氚操作的结果，相对于660以上的去氚因子，成功实现了99.8%以上的氚回收率。

LHD进入氘实验阶段

与地方政府签订氘实验协议后，为完成广泛的准备工作做出了实质性的努力：不仅升级了诊断和加热装置，而且还升级了封闭式螺旋偏滤器，中子诊断系统，辐射监测与安全系统、除氚系统、真空抽气系统升级、控制区管理系统升级或新建。

氘实验开始后一周内，离子温度已经超过9keV，已经超过氢实验阶段的记录值8.1keV（见表一），已经接近目标值：10keV，中子发射率测量允许对高能粒子(EPs)限制进行定量研究。

LHD型螺旋聚变反应堆FFHR-d1概念设计进展

NIFS聚变工程研究项目在与LHD实验密切合作的基础上，集中开展了螺旋聚变反应堆的概念设计研究，最新设计FFHR-d1是LHD的四倍，螺旋线圈的主要半径为15.6m。

对于超导磁体，使用REBCO带的高温超导体(HTS)被认为是作为使用低温超导Nb 3 Sn股线的电缆套管导体的替代选择。选择HTS的目的之一是通过连接预制分段导体来促进螺旋线圈的3-D绕组。

对于氚增殖毯，从被动安全的角度选择了带有熔盐FLiNaBe（熔点：580K）的液体毯选项，为了增加氢的溶解度，提出了一个创新的想法，即加入钛粉。

一项实验已经证实，氢溶解度增加了五个数量级以上，这使得在冷却管壁上的涂层不再需要氚渗透屏障，“Oroshhi-2”设施被构建为国际合作平台，具有双回路，用于在3T的垂直磁场下测试熔盐(FLiNaK)和液态金属(LiPb)。

对于螺旋形内置偏滤器，偏滤器瓦片放置在覆盖层的背面，入射中子通量在此处充分减少了一个数量级，预计铜合金仍可用于冷却管道，因为在运行期间，最大中子注量被限制为低于铜的允许极限~1dPa。

值得注意的是，螺旋偏滤器上的峰值热通量预计将达到~20MW/米2个 由于撞击点分布不均匀，但使用铜合金冷却管仍然可以容纳这种热通量。

通过入射中子直接辐照偏滤器瓦片，减少活化的铁素体/马氏体钢可能是解决方案，热通量应限制在低于~5MW/米2个 热负荷曲线，全螺旋偏滤器的维护方案也是一个关键问题。

总结

LHD一直作为大型超导设备取得进展，没有出现任何严重的低温问题。如所述，基于高规格和可靠的技术和工程基础，等离子体性能的改进和稳态运行的演示已经完成。

氘实验刚刚成功启动，将进一步提供更多反应堆相关体系的研究机会。它还应该对正在进行的LHD型螺旋反应堆设计产生影响。

参考文献

LHD 中的辐射控制第一次氘实验期间环面大厅的辐射屏蔽能力，聚变工程与设计，第 143 卷

通过大型螺旋装置中的氘实验对稳态聚变反应堆进行高级螺旋等离子体研究，Atoms，第 6 卷，第 4 期

通过数据驱动方法扩展稳态氘大螺旋等离子体的总中子发射率，聚变工程与设计，第 167 卷

大型聚变试验装置废气中氚活度和化学形态的测定，放射分析和核化学杂志，第 318 卷，第 2期

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END