【正文】 .............18.........................19.........................213. 總結(jié)..................................................224. 致謝..................................................225. 參考文獻(xiàn)..............................................236. 英文翻譯..............................................24英文原文..............................................24中文譯文..............................................32引 言眾所周知，能源在食品生產(chǎn)、家庭取暖與照明、工業(yè)設(shè)備運(yùn)行、提供公共與私人交通以及通信保障等方面必不可少，生活質(zhì)量標(biāo)準(zhǔn)直接與能量消耗成正比。通過和現(xiàn)有能源供給方式進(jìn)行對(duì)比，可以發(fā)現(xiàn)聚變能的發(fā)展?jié)摿κ滞怀?。而且DT反應(yīng)還有一個(gè)主要優(yōu)點(diǎn)是反應(yīng)發(fā)生的速度更快，從而更容易建立這種類型的反應(yīng)堆。聚變能的最后一個(gè)主要優(yōu)勢(shì)是安全性。由于等離子體處于電離態(tài)，帶點(diǎn)粒子就會(huì)沿著磁力線運(yùn)動(dòng)，好像是粘在磁力線上一樣，選擇合適的磁場(chǎng)位形就可以將等離子體約束住。早在1968年8月，前蘇聯(lián)新西伯利亞召開的第三屆等離子體和受控核聚變研究國(guó)際會(huì)議上，阿齊莫維齊宣布在蘇聯(lián)的T3托卡馬克上實(shí)現(xiàn)了電子溫度 1 keV，質(zhì)子溫度 keV，nτ=10的18次方m3．s，這是受控核聚變研究的重大突破，在國(guó)際上掀起了一股托卡馬克的熱潮，各國(guó)相繼建造或改建了一批大型托卡馬克裝置。當(dāng)?shù)入x子體溫度超過5~7 keV后，a粒子加熱功率成為主要力量，它將加熱等離子體到最終的點(diǎn)火溫度15 keV。實(shí)現(xiàn)歐姆加熱的方法比較簡(jiǎn)單，即通過歐姆變壓器的磁通變化（通常稱伏秒數(shù)）在環(huán)向感應(yīng)一個(gè)電場(chǎng)，開始時(shí)這一電場(chǎng)必須足夠大以擊穿工作氣體，隨后形成迅速上升的電流，等離子體的密度和溫度也隨之迅速加大。目前在聚變反應(yīng)堆中有關(guān)利用中性束加熱等離子體直至點(diǎn)火的問題和前景可以簡(jiǎn)單綜述如下。然而，在反應(yīng)堆中，物理關(guān)系E=Ea意味著要求更高的束能量（在1MeV量級(jí)）以達(dá)到更大的穿透深度。對(duì)于波加熱，在物理和工程上有幾個(gè)環(huán)節(jié)的問題需要研究。正離子由標(biāo)準(zhǔn)技術(shù)產(chǎn)生，通過某種已經(jīng)很成熟的技術(shù)（如潘寧放電、針式陰極放電、“套筒狀源”等）產(chǎn)生低溫等離子體，其正電荷部分即是正離子。中性粒子通常和源離子是同一種元素，如氘。如果環(huán)向場(chǎng)波紋度比較大時(shí)，這些粒子可能通過新經(jīng)典輸運(yùn)而迅速損失。相應(yīng)的反應(yīng)式為：Db+Dp+→Db++Dp++e這個(gè)過程的反應(yīng)截面σi，．同樣可以從原子物理中獲得，也包含在圖5中。我們注意到，對(duì)于密度n20=，小半徑a=1m的典型的JET等離子體100keV的中性束的穿透深度為ap=，大約是垂直入射時(shí)需要的深度。由于這取決于電荷交換過程，所以相應(yīng)的稱這種損失為電荷交換損失。在中性室中，高能中性粒子通過和電中性的背景分子碰撞而被電離。對(duì)負(fù)離子驅(qū)動(dòng)中性束源進(jìn)行類似的分析，同樣，有兩個(gè)主要過程要考慮。簡(jiǎn)短的計(jì)算可以得到：Γb=Γ0ex/λΓb=Γ0λiλsλiex/λiex/λs這里Γ0=Γb0；λs=1nnσs。此外，在高能離子總額較大時(shí)，還要考慮這些離子自身反常擴(kuò)散的影響。在溫度升高到5~7keV之前。感謝三年中陪伴在我身邊的同學(xué)、朋友，感謝他們?yōu)槲姨岢龅挠幸娴慕ㄗh和意見，有了他們的支持、鼓勵(lì)和幫助，我才能充實(shí)的度過了三年的學(xué)習(xí)生活。for 216。這促使了制造高能負(fù)離子源的研究和開發(fā)計(jì)劃，其目標(biāo)是獲得即使在1MeV能量水平上仍然保持高效率的高能負(fù)離子源。4．束離子對(duì)聚變產(chǎn)額的貢獻(xiàn)：高能離子成分的存在使實(shí)際的氘氚反應(yīng)率(以及氘氘反應(yīng)率)有一定程度的提高，尤其在所謂的熱離子模式實(shí)驗(yàn)中，這種提高對(duì)中子產(chǎn)額有很大貢獻(xiàn)。這一臨界能量主要與本底電子的溫度有關(guān)：Ecr=15TeA3/2niZi2neAi2/3設(shè)被捕獲離子的能量全部熱化與所在磁面處，則離子所獲得的加熱份額為Gi=EcrEb0Eb/Ecrdy1+y3/2電子所獲得的加熱份額為Ge=1GiGi,Ge與Eb/Ecr的關(guān)系如圖9所示。因此，如果一直在中性化室中穿行，高能負(fù)離子和高能中性粒子通量都會(huì)衰減到零。可以看到，當(dāng)能量高于100keV后，fn迅速下降，這是因?yàn)榇藭r(shí)電荷交換截面迅速減小。在中性化室中，電荷交換把高能帶電粒子轉(zhuǎn)化為高能中性束，然后在等離子體中，反過來，高能中性束轉(zhuǎn)化為高能帶電粒子。不過，后來的H—模約束實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn)，等離子體的轉(zhuǎn)動(dòng)并不一定是壞效應(yīng)，尤其是沿極向的轉(zhuǎn)動(dòng)，可能是使約束由低模式向高模式轉(zhuǎn)變的一個(gè)觸發(fā)機(jī)制或手段，因而在一定的條件下可能有意識(shí)的采用非平衡注入方式。由于束離開等離子體之前要穿越2a，三倍的衰減距離后束的損失能夠降到可以接受的低水平，因此我們想要的關(guān)系Eb=Eba可以寫成下述的隱含方式：a=32λEb≡aP=+σi…………………(1)對(duì)于平行入射也有類似關(guān)系。注意到在50~100keV時(shí)，電荷交換截面開始迅速減小。然后，剩下的中性束被注入等離子體中。輸入的大部分電能都消耗在這個(gè)高電壓加速極上。因?yàn)橹行粤Ｗ硬皇芗s束磁場(chǎng)的影響，因而可以直接注入到等離子體中。理論和實(shí)驗(yàn)研究表明，有可能單獨(dú)應(yīng)用波熱方法或與中性束注入加熱方法聯(lián)合應(yīng)用，在基本不破壞等離子體整體約束性質(zhì)的情況下，將氘氚等離子體加熱到聚變?nèi)紵郎囟取５遣还茉趺礃?，聚變反?yīng)堆中具有足夠高的密度，可以使得電子和離子溫度迅速平衡。一旦發(fā)生電離，這些原來的中性粒子就會(huì)被磁場(chǎng)約束住。最后一個(gè)參數(shù)是新經(jīng)典效應(yīng)（捕獲電子對(duì)環(huán)向電流沒有貢獻(xiàn)）對(duì)電阻率的修正因子。結(jié)合EAST輔助加熱的要求和裝置窗口的可近性條件，EAST將使用用兩條切向注入的中性柬系統(tǒng)，或非平衡注入實(shí)現(xiàn)非感應(yīng)電流驅(qū)動(dòng)或離子加熱.1. 等離子體加熱在穩(wěn)態(tài)聚變反應(yīng)堆中，等離子體必須滿足點(diǎn)火條件：pτE=24EaT2σv當(dāng)?shù)入x子體溫度T等于15 keV時(shí)，T2σv取最小值，此時(shí)對(duì)等離子體壓強(qiáng)和能量約束時(shí)間的要求最低。目前正在建造的國(guó)際熱核試驗(yàn)裝置(ITER)正是基于多個(gè)大裝置的實(shí)驗(yàn)結(jié)果建立的接近反應(yīng)堆尺寸的大型裝置，它將極大的促進(jìn)聚變的物理研究和工程發(fā)展。目前約束等離子體的主要途徑有兩類：慣性約束和磁約束。這些中子在聚變包層里被捕獲，因此不會(huì)對(duì)公眾構(gòu)成威脅。從電力產(chǎn)生上說，反應(yīng)速率足夠快的聚變反應(yīng)主要有兩種，它們都要用到純凈的氘，以及氘和氚的等量組合。研究核聚變的必要性作為清潔能源之一的核能在最近幾十年來則由輔助角色逐漸成為主力能源類型，自二十世紀(jì)后半葉以來，各種類型的核電站在世界范圍內(nèi)得到異常迅速的發(fā)展。這些需求中，有些來自如北美、西歐和日本等世界工業(yè)化區(qū)域?qū)δ茉词褂玫某掷m(xù)增長(zhǎng)，還有很大一部分則來自于正處于快速工業(yè)化過程中的國(guó)家，如中國(guó)和印度。最后的目標(biāo)是將這些方案進(jìn)行整合，建成經(jīng)濟(jì)上可行的具有競(jìng)爭(zhēng)力的發(fā)電站，這樣聚變才能在世界能源生產(chǎn)中發(fā)揮其應(yīng)有的作用。這樣，DT聚變的總體燃料儲(chǔ)備由此轉(zhuǎn)化為 6Li的儲(chǔ)備限制。而聚變反應(yīng)堆的工作并不取決于大量燃料的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。托卡馬克的位形示意圖如圖1所示。HT7的主要研究目標(biāo)是：獲得并研究長(zhǎng)脈沖或準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)高溫等離子體，以及檢驗(yàn)和發(fā)展與其相關(guān)的工程技術(shù)，為未來穩(wěn)態(tài)先進(jìn)托卡馬克聚變堆提供工程技術(shù)和物理基礎(chǔ)。歐姆加熱是托卡馬克等離子體平衡位形建立的基本手段，而且也可以有效地將等離子體加熱到相當(dāng)高的溫度區(qū)（在中型和大型裝置中，中心電子溫度很易達(dá)到keV量級(jí)，最高可達(dá)3keV）。后來一些變壓器采用空心軸對(duì)稱結(jié)構(gòu)，以中心螺線圈為主，與布設(shè)在等離子體環(huán)周圍的輔助線圈共同組成在等離子體約束區(qū)基本無漏磁場(chǎng)的一組極向磁場(chǎng)繞組（如圖2所示）。如果束的能量太高，就會(huì)穿過整個(gè)等離子體把能量沉積在對(duì)面壁上。這個(gè)不良的關(guān)系導(dǎo)致目前的正離子源技術(shù)不能夠成功地外推到反應(yīng)堆參數(shù)空間下。與波加熱相關(guān)的工程問題，目前為止已取得重大進(jìn)展，應(yīng)用于反應(yīng)堆的前景是令人鼓舞的。這是負(fù)離子驅(qū)動(dòng)中性束源所面臨的主要技術(shù)挑戰(zhàn)之一。正離子中性化的效率隨著束能量增加而減小，而對(duì)于負(fù)離子而言，中性化效率則近似保持常數(shù)。通常來說，高能中性粒子有3種基本電離途徑：電荷交換、離子碰撞電離和電子碰撞電離。然而，由于密度分布經(jīng)常是相當(dāng)平坦的，因此可以假設(shè)np≈常數(shù)。這些值遠(yuǎn)遠(yuǎn)超出了正離子源能有效使用的范圍。先討論正離子的中性化束。方程右側(cè)第一項(xiàng)表示高能帶電粒子Γb+的減少，這個(gè)減少的通量轉(zhuǎn)化成要得到的高能中性束通量Γb。第二個(gè)反應(yīng)是高能中性束和背景中性粒子碰撞導(dǎo)致的重新電離，這和正離子時(shí)的情況一模一樣。注意到對(duì)于1MeV的束能量，負(fù)離子中性化效率保持高水平，有大約60％的量級(jí)。但高能捕獲離子在一定的條件下又能夠起到好的作用，這就是使鋸齒溫度峰化。需要其他的加熱手段。d233。r Plasmaphysik, EuratomIPP Association, Boltzmannstra遝 2, D85748 Garching, GermanyA r t i c l e i n f oArticle history: Available online 17 March 2011Keywords: TCV tokamak Neutral beam heatingA b s t r a c tThe TCV tokamak contributes to the physics understanding of fusion plasmas,broadening the parameter range of reactor relevant regimes, by investigations based on an extensive use of the existing main experimental tools: flexible shaping and high power real timecontrollable electron cyclotron heating (ECH) and current drive (ECCD) systems. A proposed implementation of direct ion heating on the TCV by the installation of a 20~35 keV neutral beam injection (NBI) with a total power of 1~3MW would permit an extension of the accessible range of ion to electron temperatures (Ti/Te~) to well beyond unity, depending on the NBI/ECH mix and the plasma density. A NBI system would provide TCV with a tool for plasma study at reactor relevant Ti/Te ratios ～1 and in investigating fast ion and MHD physics together with the effects of plasma rotation and high plasma ˇ scenarios. The feasibility studies for a NBI heating on TCV presented in this paper were undertaken to construct a specification for the neutral beam injectors together with an experimental geometry for possible operational scenarios.1. IntroductionTCV is a pact (major radius R=, minor radius a≤, toroidal magnetic field BT≤, plasma current of Ip≤1MA), high elongated (vessel elongation 3) toroidal fusion experimental machine. High power, realtime controllable, injection of waves at the second (X2, 3MW) and third (X3, ) harmonics of electron cyclotron frequency constitute the primary method of heating (ECH) and driving noninductive current (ECCD) in the plasma with electron densities ≤ne0≤151019m3, electron temperatures ≤Te0≤15keV, ion temperatures ≤Ti0≤1keV. The flexible plasma shaping and powerful ECH system are used to contribute in many areas of tokamak research[1].High power X2ECH, for relatively low density TCV plasmas，does not allow operation at reactor relevant ratios of ion to electron temperatures Ti/Te~1, as the electronion classical Coulomb collisio