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国际热核试验反应堆计划中的回旋管和毫米波技术--Keishi Sakamoto
发布时间:2008-1-23 16:24:07 阅读:13795

Keishi Sakamoto

Japan Atomic Energy Agency

801-1 Mukoyama, Naka-shi, Ibaraki 311-0193, Japan

    摘要-—对支持ITER (国际热核实验反应堆)的应用的电子回旋加热和电流驱动(EC H&CD)的高功率毫米波技术的最新进展进行了介绍。在欧盟,俄罗斯,美国,印度和日本,研发和设计工作不断发展。对170GHz回旋管的发展而言,ITER的标准(1MW, 500s, 50 %) 是电子回旋加热和电流驱动系统最关键的问题,现已得到满足。随着功率源的发展,其组成部分也在加速发展,如毫米波传输线。此外,把毫米波注入等离子体的发射器的具体设计工程也已取得了进展。

    一、引言

    在核聚变研究,电子回旋共振加热和电流驱动(ECH &CD)被公认是一项理想的等离子体加热手段,因为射频功率可由与聚变等离子体分开放置的发射器准光输入。此外,等离子体中的波-粒子相互作用的谐振性质,允许ECH &CD在等离子体中有一个非常局部的功率沉积,控制等离子体参数以及主动控制等离子体不稳定性(新古典主义撕裂模:NTM)。在ITER (国际热核实验反应堆)中,电子回旋系统是其中一个主要的加热和电流驱动工具,计划总注入功率20兆瓦。为此,自1992年以来,170GHZ的回旋管在工程设计方面,在俄罗斯联邦(RF),欧盟和日本(JA部)分别独立地得到了发展。频率为170GHZ意味着ITER计划中,电子回旋加热和电流驱动将采用5.3T的轴磁场及斜交注入基模的方式。与此同时,设计和研发的一台高功率的传输线路及将射频功率注入等离子体的发射器也是热核聚变应用的关键项目。

    二、ITER的电子回旋加热和电流驱动系统的概述

    电子回旋加热和电流驱动系统的结构如图1[1]所示。该系统由170GHZ回旋管,传输线及带有能量供给系统的发射器组成。8MW功率的产生分配给三个当事方,170GHZ的回旋管即将由俄罗斯联邦的RF,欧盟和日本的JA部提供。此外,还有3个127.5GHZ的回旋管,用于等离子体的启动,将交付印度。频率为170GHz的总功率产生为24MW,对应于20MW的等离子体注入功率,同时考虑到传输损失。在俄罗斯联邦的RF和日本的JA,1MW的回旋管将交付。另一方面,欧盟团队正在发展先进的同轴腔回旋管,计划产生2MW的功率。对于这两种情况,设计的是连续波操作。国际热核实验反应堆计划2016年开始,经过几年的氢气放电阶段,自点火试验将进行。对于这些实验,脉冲持续时间500s,相当于等离子体的一个启动和燃烧时间,将要求全功率注入。这个实验将持续10年左右。在下一阶段,材料测试阶段被称为"混合操作设想"正在计划着,脉冲持续时间是1000s。最后,3000s的操作过程计划被制定,作为证实连续波的操作过程,即"稳定状态阶段" 。真空波导被连接到每个回旋管,功率被传送至ITER的等离子体。有两种类型的发射器,一个是安装在赤道端口(图2 )用来电子加热和电流驱动(赤道发射器),另一种是用以NTM抑制的,被安装在四个斜端口面(上发射器)。射频功率的传输,在赤道和上端口两发射器之间的切换,由波导开关控制,如图1所示。

       

    三、回旋管

    现代回旋管的基本构造几乎都是如图3所示。回旋管被插在超导螺线管磁体(SCM)中。在一些回旋管系统,超导磁体利用液氦冷却。例如,在JT-60U电子回旋加热系统中,这一类磁体能产生5T的磁场,自1998年以来,一直运转且没有出现过大的问题。由磁控注入枪(MIG)产生一回旋电子注,沿磁场方向注入互作用腔。使用内置的模式转换器,由一个准光发射器和若干镜面组成,被激起的高阶射频模式被转换成射频光注。在这里,发射器内表面有微扰得以辐射出高斯波束[3-5]。射频波束从冷却的金刚石窗口被取出。通过把腔体和收集极绝缘开,电子减小的势能被用于它们之间的电源供应器(BPS)。通过采用这种降压收集极结构,不仅回旋管的效率大大提高,而且收集极的热负荷可显著减轻。通过对电源供应器(BPS)的电压进行调制,可调制输出功率。为了在ITER中实现NTM控制,调制频率需要高于1KHZ。主电源的通断是用一高电流的IGBT(双极型晶体管绝缘门)来控制的 。在JAEA的回旋管的测试台上,这种开关的可靠性已被证明,自1997来一直在运行。

    1、JA回旋管

    这些年来,该回旋管性能逐步在完善。2006年,日本国际原子能机构(JAEA)取得重大进展 。回旋管结构如图4(a)。磁控管注入枪(MIG)是一个真空三极管,互作用谐振器是一个圆筒真空管,振荡模式是TE31,8。在匹配的光学单元(MOU)里,用两面反射镜将输出功率耦合成直径63.5mm的波纹波导中的HE11模式 。这种配置,同于ITER。在高功率试验中, 输出功率为1MW,持续时间为800sec(相当于连续波),效率为55%。这些数据符合ITER计划中的电子回旋加热和电流驱动的要求。已被鉴定,这里结果是在激烈的自激区域获得的[6]。还有,稳定1小时的振荡也被证实可得到0.6MW的输出功率。迄今为止,得到超过100GJ的总输出能量没有任何问题。对于高功率的产生,高阶模振荡,短脉冲回旋管已被检验测试。振荡模式为TE31,12,结果,单模振荡约1.56MW,持续时间〜约1ms实现[ 7 ] 。之后,将发展长脉冲回旋管。

    2、RF回旋管

    俄罗斯联邦ITER计划回旋如图4(b),是IAP(应用物理研究所),Gycom公司,Kurchatov研究所开发的。磁控注入枪是单阳极型,振荡模式是圆柱谐振腔中的TE25,10模[ 8 ]。在Kurchatov研究所的测试台上,长脉冲实验正在进行中。迄今为止,已取得了一定的成绩,如持续时间100S,0.95MW输出功率与53% 的效率[ 9 ] 。至于功率更高的试验,一个短脉冲,工作模式TE28,12 的回旋管已被研制并进行了测试。在170GHZ,获得持续时间为0.1s,14.5MW的输出功率[8]。

 

    3、EU回旋管

    在欧盟,170GHz同轴回旋管发展规划是针对2MW输出的。频率为165GHz,采用TE31,17同轴模式,短脉冲同轴回旋管( 〜 1毫秒)已试验成功。在Vb=90kV和Ib=84A情况下,持续时间1ms的运行过程中,最大功率达到2.2MW[10]。在此基础上,随即开发了TE34,19同轴模式的回旋管的预样管。一个长脉冲回旋管是在2006年已研制完成[11],如图3(c)所示。实验将在CRPP(等离子物理研究中心)测试台上开始,该测试台有运作2MW连续波的能力[12]。

    四、传输线和发射器

    1、传输线

    传输线系统将由提供美国为ITER提供。回旋管的输出功率,通过MOU耦合成螺纹波导的HE11模,并传输给托卡马克,如图1所示。该波导已被抽成真空,以避免衰弱。图5是JAEA回旋管测试台上的传输线。传输线连接到170GHz回旋管的MOU,功率被传输至第三部分所描述的虚拟负载。从回旋管到虚拟负载的距离约40m长,经过2m波导。这里包括6个斜弯曲, 一个波导开关和一个门开关电子管。功率损耗,在MOU约为输出功率的4%,可损失在40m长的传输线上的,也只有〜 4 % ,这预示ITER很有发展前景。

    2、赤道发射器[13-15]。

    赤道发射器,将由日本的JA部提供,用作电子加热和电流驱动。赤道发射器的概念图如图6(a)所示。射频功率从24根波导,通过氚屏蔽的金刚石窗被引进。三套波导束在发射器运作,其中包括8根波导。在发射器里,射频光束被准光辐射,经过两面反射镜反射后注入等离子。在发射器的顶部,安装了由14个模块构成的中子屏蔽块,产生了供射频束注入等离子体3个狭槽。从每一个狭槽,6.7MW的射频功率被注入,即注入总功率将达到20MW。三射频束的方向在环形方向上被独立控制,通过操纵反射镜的角度来选择射频功率在等离子体内的沉积面。反射镜由超声波马达控制,马达被放置在强磁场区域。为了把冷却水引到反射镜,一个螺旋形管被使用。在发射器中,传输线是折线结构,空置空间充满本性中子屏蔽材料。

    3、上端口反射器[16,17]

    上端口发射器的概念图如图6(b)所示。上端口发射器的主要目的是稳定新经典撕裂模(NTM),降低等离子体中的压力。四个发射器将被使用,每个注入的射频功率约5MW。类似于赤道发射器。该发射器中的传输线也呈弯曲结构,用以屏蔽中子。射频束通过一个固定的聚焦镜被注入,控制平面镜控制其角向角度。这里,聚焦镜用于把功率集中在等离子体的不稳定中心(岛中心),通过非常窄的毫米波束和局部电流驱动共同抑制新经典撕裂模。

    五、总结

    本文对回旋管的最新进展和毫米波技术进行了描述。对于170GHz的回旋管,已得到1MW的连续波输出功率,超过了ITER要求的50% 。另外,高效率的长距离功率传输线也被证实。发射器的设计进展显著。目前,电子回旋管已成为等离子体加热和稳定性控制的主要工具。

    参考文献
[1] N.Kobayashi, et al., “Design of Electron Cyclotron Heating and Current Drive System of ITER”, Proc. of 17th Topical Conf. on RF Power in Plasmas, A01, Clearwater, Florida, May7-9 (2007).
[2] “Technical Basis for ITER Final Design Report, 2001”,available on the internet at
www.iter.org.
[3] M.Thumm et al., “A high-efficiency quasi-optical mode converter for a 140-GHz 1-MW CW gyrotron”, IEEE Trans. On Electron Devices, 52, No. 5, 818 (2005).
[4] G.G.Denisov et al., “Method for synthesis of waveguide mode converters”, J.of Radiophysics and Quantum Electronics,Vol.47, no.8, 615 (2004).
[5] J. Neilson, “Optimal synthesis of quasi-optical launchers for high-power gyrotrons”, IEEE Trans. Plasma Science, 34 635 (2006).
[6] K.Sakamoto, et al., “Achievement of robust high-efficiency 1MW oscillation in the hard-self-excitation region by a 170GHz continuous-wave gyrotron”, Nature Physics 3, 411 (2007).
[7] K.Sakamoto, et al., “Development of Long Pulse and High Power 170GHz Gyrotron”, J.Phys. CS, 25, 8 (2005).
[8] A.Litvak, “Development of megawatt gyrotrons for nuclear fusion in Russia”, The joint 31th International Conference on Infrared and Millimeter Waves and 14th International Conference on Terahertz Electronics, Sept.19-23, 2006, Shanghai, China, Conference Digest (ISBN:1-4244-0399-5),(2006) p.8.
[9] G.Denisov, et al., “Development in Russia of High Power Gyrotrons for Fusion“, in the presentation at 4th IAEA Technical meeting on ECRF Physics and Technology for ITER,Vineena, June 6-8 (2007).
[10] B.Piosczyk, et al., “165-GhzCoaxial Cavity Gyrotron”,IEEE Trans.Plasma Sci, 32, 413 (2004).
[11] B.Piosczyk, et al.,” 170 GHz, 2MW,CW, coaxial cavity gyrotron for ITER, in Proc. of 21th IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, China, 16-21 October 2006.IT/2-4Ra (2006).
[12] J.P.HOGGE, et al., “Development of a 2-MW, CW coaxial gyrotron at 170 GHz and test facility for ITER”, Journal of Phys:CS, 25, 33 (2005).
[13] K.Takahashi, et al., “Development of EC launcher components for ITER”, J.Phys CS, 25, 75-83 (2005).
[14] K.Takahashi, “Design and development of EC H&CD antenna mirrors for ITER”, Fusion Eng. And Design, 81, 281(2006).
[15] K.Kajiwara, et al., “Development of the transmission line and the launcher for the ITER ECH system”, this conference.
[16] M.A.Henderson, et al., “The Front Steering Launcher Design for the ITER ECRH Upper port”, Journal of Physics, CS, vol.25,143 (2005).
[17] R,Heidinger, et al., “Structual integration studies for the ITER ECRH Upper Launcher”, Journal of Physics, CS, vol.25, 66(2005).

    电子科大太赫兹研究中心 四川太赫兹应用研究联合课题组 刘三水 编译

 
 

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