為了最佳化中性束注入器（NBI）用高壓緩衝器的布局，分析了緩衝器結構設計參數和緩衝器性能的相互關係，並通過等效電路仿真模型修正了緩衝器放電峰值電流經驗公式，得到了不同激勵信號下串聯高壓緩衝器在高頻脈衝放電情況下的特性，最後，在高壓緩衝器理論分析和仿真分析的基礎上，對設計的非晶緩衝器和Deltmax緩衝器串聯高壓測試件進行了短路放電測試，得到了短路放電瞬間串聯緩衝器的分壓和迴路的放電電流。
基本介紹
- 中文名：中性束注入回旋加速器
- 外文名：Neutral beam injection cyclotron
- 套用學科：能源工程
- 範疇：工程技術
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概述
高能中性束注入器（NBI）是當今世界大型托卡馬克（Tokamak）裝置及下一代聚變堆一國際熱核聚變實驗反應堆（ITER）所採用的芯部輔助加熱和非感應電流驅動的主要手段之一，同時也是目前為止加熱效率最高、物理驅動機理最明晰的加熱方式。而NBI離子源運行在強電場條件下的電漿負載狀態，這使得高壓擊穿現象時有發生，負載故障時吸收的能量只要大於幾J，昂貴的離子源設備就可能被嚴重損壞。為防止離子源打火時受到損壞，必須在電路中設計高壓緩衝器保護單元，以限制故障電流，同時吸收分布電容所釋放的能量。由於先進超導托卡馬克實驗裝置（EAST）的空間限制，必須最佳化設計高壓緩衝器布局，設計不同材質的串聯緩衝器來抑制放電電流並吸收故障能量。
在設計中性束高電壓真空設備時，需要考慮瞬間故障弧流放電會對電路及相關設備造成破壞，當高壓真空被擊穿時，儘管高壓電源可以在10
內快速切斷供電電源，但是儲存在電路雜散電容的能量在放電時還是會對電真空設備造成破壞。
束線本體結構及主真空受力分析
中性束注入器束線本體結構
NBI束線裝置本體主要由大功率強流離子源、主真空室及內部部件、漂移管道、調節支撐平台及其它輔助系統等組成，如圖1所示。
圖1中性束注入器主真空室受力分析
由於主真空室內部部件較多且體積龐大，為了保證裝置在拆分和組裝時的方便，根據中性束注入器裝置的工作模式、束線各主要功能部件的排布和工程實施的可行性，主真空室採用桶式結構分三部分裝配而成。主真空室簡體採用6061一T6鋁材料，總體外徑約為2.3m，長度約為3.64m；其中靠近離子源端的稱為第一段長約為1.9m，內部安裝有中性化室，後低溫冷凝屏、離子吞食器；第二段長約0.88m，內部安裝有偏轉磁體；第三段靠近漂移管道長約0.86m，內部安裝有功率測量靶、前低溫冷凝屏。主真空室有兩種工作狀況：一種是三段各自安裝其內部構件分別放置於地面（簡稱第一種工作狀況）；另一種是處於丁作狀態下三段整體連線，並通過相應的蓋板和離子源及漂移管道相連線，裝置整體通過安裝在真空室底部的鏈輪機構放置在主支撐導軌上（簡稱第二種工作狀況）。
國內發展歷程
東方超環（EAST）中性束注入系統第一套中性束注入器(EAST-NBI-1)近期進行了全面工程調試，測試結果表明首套中性束注入器已具備向EAST注入兆瓦級中性束的能力。
EAST的建成和投入運行僅僅是它整個科學計畫的第一步，要實現EAST的科學目標，尚需建設電流驅動和高功率輔助加熱系統。作為EAST的配套設施，低雜波電流驅動和中性束注入輔助加熱系統的建設可以極大地提高EAST的科學研究水平，提升我國核聚變研究領域在國際上的地位。
首套中性束注入器的工程總裝工作於6月前開始。中性束注入加熱系統廣泛涉及電漿物理、強流離子束、精密機械製造、低溫真空、高電壓及隔離、遠程測控以及輻射防護等多學科技術領域。中性束注入系統團隊不畏高溫酷暑，順利完成了束線總裝、電源系統、控制系統等多個子系統工程建設（圖2）、各子系統聯調及子系統與中性束注入總控的聯調工作。
圖29月初，在中科院合肥物質科學研究院電漿物理研究所領導的鼎力支持及低溫工程與技術研究室、托卡馬克物理研究室等科研人員的大力配合下，首套中性束注入器在最短時間內達到實驗條件。本次實驗採用的工作氣體為氘氣。在歷經一天一夜的起弧調試後，順利進行了束引出實驗，各子系統運行穩定，實驗逐步進入穩定狀態。9月9日，左右離子源分別成功獲得束能量52千伏，束流22安培，束脈寬1秒（低導流係數模式）及束能量40千伏，束流25安培，束脈寬1秒的束引出束流（高導流係數模式）。
此次工程調試旨在驗證首套中性束注入器各子系統工作正常並具備向EAST注入兆瓦級中性束的能力，為在EAST上正式開展中性束注入實驗打下了堅實基礎。
