EAST
HT-7
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EAST

一.基本情况
为了在近堆芯的高参数条件下研究等离子体的稳态和先进运行,深入探索实现聚变能源的工程、物理问题,等离子体所在成功建设中国第一个超导托卡马克HT-7的基础上,提出了“HT-7U全超导非圆截面托卡马克装置建设”计划。为使国内外专家易于发音、便于记忆同时又有确切的科学含义,项目的名称在2003年10月正式由HT-7U改为EAST。EAST由实验“Experimental”、先进“Advanced”、超导“Superconducting”、托卡马克“Tokamak”四个单词首字母拼写而成,它的中文意思是“先进实验超导托卡马克”,同时具有“东方”的含意。 EAST装置是我国自行设计研制的国际首个全超导托卡马克装置(右图),其主要技术特点和指标是:16个大型“D”形超导纵场磁体将产生纵场强度 BT = 3.5 T ;12个大型极向场超导磁体可以提供磁通变化 ΔФ ≥ 10 伏秒;通过这些极向场超导磁体,将能产生 ≥ 100万安培的等离子体电流;持续时间将达到1000秒,在高功率加热下温度将超过一亿度。

  EAST装置的主机部分高11米,直径8米,重400吨,由超高真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、外真空杜瓦、支撑系统等六大部件组成。其实验运行需要有大规模低温氦制冷、大型高功率脉冲电源及其回路、大型超导体测试、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热、大型超高真空、以及多种先进诊断测量等系统支撑。学科涉及面广,技术难度大,许多关键技术目前在国际上尚无经验借鉴。特别是EAST运行需要超大电流、超强磁场、超高温、超低温、超高真空等极限环境,从芯部上亿度高温到线圈中零下269度低温,给装置的设计、制造工艺和材料方面提出了超乎寻常的要求。

  EAST的建造具有十分重大的科学意义,它不仅是一个全超导托卡马克(左图为托卡马克示意图),而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截面的等离子体位形,它的建成使我国成为世界上少数几个拥有这种类型超导托卡马克装置的国家,使我国磁约束核聚变研究进入世界前沿。在装置建成后的10-15年期间,能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究,并使中国在人类开发清洁而又无限的核聚变能的领域内做出自己应有的重大贡献。

  EAST的大小半径虽然只有国际热核聚变试验堆(即ITER)的1/3和1/4(右图为ITER示意图),但位形与ITER相似且更加灵活,而且将比ITER早10-15年投入运行。EAST是一个近堆芯高参数和稳态先进等离子体运行科学问题的重要实验平台,它将是在ITER之前国际上最重要的稳态偏滤器托卡马克物理实验基地。

     
二.建设目标
EAST是基于上世纪末托卡马克最新成果而设计的,它的目标就是针对近堆芯等离子体稳态先进运行模式的科学和工程问题。作为HT-7的下一代升级装置,EAST装置不仅规模更大,其独有的非圆截面、全超导及主动冷却内部结构三大特性,将更有利于探索等离子体稳态先进运行模式,其工程建设和物理研究可为ITER项目的建设提供直接经验。EAST将是未来十年唯一能为ITER提供长脉冲稳态先进运行高参数非圆等离子体平台的实验装置,将会在发展稳态高性能等离子体物理的科学研究计划中处于世界前沿地位,进而为支持ITER和聚变能发展作出贡献。 
三.结构框架

 

 

  上左:真空抽气系统内、外抽气机组;上右:高功率极向场电源直流输出开关系统

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  上左:高功率低杂波驱动电流系统电源设备; 上右:高功率离子回旋共振加热系统发射机

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    上左:110KV变电站;         上右:水系统冷却泵设备机组 

 
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