摘要：基于负离子的中性束注入是未来大型托卡马克装置不可或缺的辅助加热方式。中性束系统中的加速极电源需要输出-200 kV电压和5 MW的功率,还经常面临负载短路和断路的特殊工况。过去对加速极电源的研究中缺少高压部分的方案设计,而电源中高压部件的绝缘设计是电源研制过程中必不可少的关键环节。据电源指标和特殊工况的特点,计算了电源高压部分的隔离升压变压器、高压整流器和高压滤波器的电路参数,并对这些部件基于油浸式绝缘进行了工程设计,通过有限元仿真分析进行了绝缘验证。仿真结果表明,这些部件中的电场强度最高为16.22 kV/mm,小于变压器油击穿场强并具有2倍的绝缘裕度。设计的高压部件结构可以满足电源的绝缘要求。

摘要：为保障负离子源中性束注入(NNBI)系统用电的电能质量和稳定性,设计一套智慧能源管理系统。该系统以西门子PLC及分布式I/O系统为控制核心,通过对供配电系统各回路状态监控,基于Modbus通讯协议与多功能表的信息交互,实现对用电系统能耗监测及管理。通过可视化人机交互界面设计,为实验运行人员提供直观便捷的系统状态诊断工具。该系统具备一定的兼容性和扩展能力。相关台面测试表明,智慧能源管理系统运行稳定,控制可靠,能满足供配电系统的智能化管理和监测需求。

摘要：中性束注入(Neutral Beam Injection,NBI)是全超导托卡马克核聚变实验装置(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)辅助加热的重要手段.为避免装置在运行过程中出现事故,采用STM32作为主控芯片,设计了EAST中性束注入联锁保护系统,该系统的主要作用是在束引出过程中,实时监控各子系统的状态,避免打火等故障对系统造成损坏.为实现长距离传输信号和电位隔离,联锁保护系统采用光纤传输信号的方式.当联锁系统检测到光纤故障信号时可快速关掉电源系统输出,同时锁存故障信号,进行中性束注入器的联锁保护.通过现场实际测试,联锁保护响应时间在微秒级别,可达到安全设计要求.

摘要：高压电源是中性束注入加热系统的重要组成部分,决定着束能量和引出束流的品质。随着电压等级的逐步提高,脉冲阶梯调制(Pulse Step Modulation,PSM)高压电源无法满足实验要求。为了实现中性束调制注入功率的快速切换,提出一种基于超级电容储能的逆变型高压电源。采用超级电容储能方式,降低所需电网容量,减小对电网的冲击。采用软开关技术的直流(DC)-直流(DC)谐振变换器结构,提高电源的响应速度,减小开关器件的开关损耗。设计电源模块电路拓扑,根据电源性能指标要求完成系统建模计算。建立充电电路和主回路的电力仿真软件PSIM(Power SIMulation)仿真模型,对电源性能指标进行仿真验证。最后搭建了逆变电源模块测试样机,进行了阶跃响应、电压纹波和软开关性能指标测试。仿真及实验验证结果表明:设计的电源模块能够实现1 600 V/50 A的稳定输出,满足6 MW/120 kV设计要求。

摘要：中性束注入是磁约束核聚变研究重要的辅助加热和电流驱动手段。由于负离子源中性束注入系统束能量高、束斑大,电偏转已经成为剩余离子剥离的首选方案,其剩余离子剥离设备被称为电偏转器。电偏转器作为实现束流中性化的核心设备,其性能决定了中性束注入系统的工作效率。本文提出了聚变堆主机关键系统研究中负离子源中性束注入系统电偏转器的概念设计方案,通过理论计算和束流沉积模拟初步确定了电偏转器的结构和其表面较为均匀的热负荷分布,完成了电偏转器的参数设计,此设计可为电偏转器进一步的工程设计提供设计参考。

摘要：基于射频波驱动的负离子源已成为未来中性束注入系统的首选方案。为监测大功率射频负离子源的各个激励器的等离子体放电状态,设计并搭建了基于光电二极管的等离子体发光监测系统。等离子体发光强度与特定碰撞发生次数、碰撞粒子密度、碰撞粒子能量等密切相关。因此,等离子体发光强度能够定性反映出等离子体参数;基于合理的碰撞辐射模型,同时通过分析等离子体特征谱线强度,能够定量地得到等离子体参数。据此,该系统通过实时采集不同位置的等离子体发光强度信息,并以电压信号形式展现并保存下来,用于上位机实时监测和后数据处理。实验结果表明:本系统能够准确、在线地测量射频激励器内的等离子体的激发、维持和熄灭过程,且等离子体发光强度与射频爬坡放电功率具有较好的线性度,并测试了等离子体电流产生的过滤磁场对等离子体发光信号的影响。

摘要：为了满足中国核聚变工程实验堆(CFETR)对等离子体加热和电流驱动的要求,从总体布局、束传输系统、束源系统三方面进行了中性束注入系统的概念设计。利用参数计算的方法,根据聚变等离子体的要求明确了中性束注入系统的性能指标和基本布局;利用束传输空间分布程序评估了束传输性能,确定了各功能部件的空间布局结构;在此基础上,确定了束源系统的性能指标和引出系统布局方式,结合当前研发进展,明确了束源的基本技术方案。由此完成了中性束注入系统参数指标、束传输关键尺寸、束源性能指标等设计要求,为后续工程设计奠定了基础。

摘要：[目的]中性束注入(NBI)是中国环流三号(HL-3)托卡马克装置重要的等离子体加热和电流驱动手段。NBI加热系统是涉及真空、电力电子、机械、自动控制、气体放电等多学科、多领域的复杂系统。控制系统是NBI加热系统可靠运行的基本保证,可实现对加热系统现场设备的远程控制、运行状态的实时监控和放电实验的逻辑控制。[方法]根据NBI加热束线控制需求确定PLC系统的硬件配置,组建了以西门子S7-416为主控制器,以Profibus-DP网络和工业以太网为基础,以光纤为传输介质的分布式I/O系统。采用组态软件STEP7实现硬件组态、通信连接和程序编写,利用界面软件WinCC完成集中管理、过程监控和信息归档。[结果]PLC系统能够实时监控现场设备状态,与NBI控制系统进行数据交换,指导现场设备稳定运行。此外,图形化的用户界面使得实验过程可视化,真空值、流量和温度的实时显示,为实验运行人员提供了及时的状态信息。[结论]整个PLC系统高效可靠,重复性好,具有良好的兼容性和可扩展性,实现了对NBI束线现场设备的监测和控制。

摘要：利用随时间演化的自由边界轴对称托卡马克代码(TSC)对中国聚变工程实验堆(CFETR)电流爬升阶段的放电进行数值模拟,给出了主要的等离子体参数、等离子体位形演化和线圈电流演化,分析了等离子体电流在中性束粒子辅助加热(NBI)和无辅助加热条件下CFETR电流爬升过程的伏秒数消耗,以及不同的中性束注入条件下的影响。结果表明,适当控制中性束粒子的注入时间及能量沉积剖面可以节省伏秒数消耗10%~25%左右。模拟结果对CFETR的工程设计具有一定的参考价值。

摘要：结合全超导托卡马克中性束注入系统(EAST NBI)的工作原理,采用水冷热测靶形式的离子吞食器回收和测量未被中性化粒子。根据EAST NBI系统对离子吞食器物理特性、空间限制、测量需求及冷却性能等方面的要求,对靶板材料选择、结构设计及布置等进行了分析,给出了离子吞食器具体设计方案。该方案单侧吸收靶板呈V形结构,单个靶板冷却方式采用内置并联冷却水管结构。根据该方案加工获得了EAST NBI系统离子吞食器装置。仿真和实验校验结果验证了本装置可以满足NBI系统4MW高功率、10s长脉冲的运行要求。