EAST面对等离子体钨瓦块缝隙结构对其燃料滞留和热负荷性能的影响

The first wall and divertor plasma-facing components (PFCs) in tokamaks will be castellated by splitting them into small-sized tiles to achieve good thermo-mechanical stability and durability. However, along with the favorable significant reduction of the risk of the PFC failure, the use of castellation has triggered two critical issues: radioactive fuel may accumulate in the gaps of castellated structures, which are difficult to be cleaned in situ with the existing techniques, imposing a safty problem on the device operation; and power handling capability may be degraded significantly due to hot spots at the leading edges introduced by castellation, even worse with misaligned castellation. Recent simulations show possible applicability of tile shaping to mitigation of these two problems. To meet the urgent need of upgrading EAST PFCs into full tungsten tiles, this project is dedicated to the research of effects of gap geometry of tungsten plasma-facing castellated tiles on fuel retention and power handling of castellation, mostly by virtue of the newly-built material and plasma evaluation system (MAPES) on EAST. Through the combination of experiments and simulations, the underlying mechanism will be explored, and optimization of the castellation structure will be implemented to mitigate the fuel retention and to improve the power handling capability, which will not only contribute to the stable operation of high performance long pulse plasmas on EAST by achieving good wall conditions, but also provide significant experience for ITER and the future DEMO.

为保证在高热负荷作用下可靠的结构稳定性和热移出能力，托卡马克面对等离子体部件将设计成小瓦块结构。这种结构带来两个主要问题，一是燃料和杂质粒子更容易在瓦块缝隙中聚集，此类部位的粒子很难用现有壁处理方法清除，给装置的安全运行带来隐患；二是瓦块缝隙边缘正对磁力线形成所谓的leading edge，易于导致局部过热甚至熔化，降低瓦块结构的热负荷性能，而制造和安装过程中的误差将加剧这一问题。针对国家大科学工程EAST托卡马克装置全钨壁计划的紧迫需求，本项目将主要借助EAST装置上的材料与等离子体实验平台开展钨瓦块缝隙结构对其氢同位素滞留和热负荷性能影响的研究，并结合计算模拟，探索其中的机制，进而通过对瓦块结构的优化设计，有效抑制燃料的滞留，改善瓦块结构的热负荷性能，为EAST的高参数长脉冲稳定运行提供良好的壁条件，同时也为国际热核实验堆ITER和未来的示范堆DEMO提供有价值的参考。

托卡马克装置中的面对等离子体小瓦块结构具有大量缝隙。一方面这些缝隙中容易聚集大量杂质，增加燃料粒子的滞留；另一方面，瓦块正对磁力线的边缘会由于承受过大的单位面积热负荷而形成热点甚至熔化。在本项目的支持下，依托EAST装置上的材料与等离子体实验平台（MAPES）建立瓦块缝隙实验平台；设计了一套钨瓦块缝隙样品实验和分析方法，可以灵活拆装样品和开展事后分析；搭建了一套红外成像系统，用于对EAST上钨偏滤器的瓦块热负荷分布进行监测。在此基础上，针对上述两方面问题开展研究。.实现发现，在靠近极向和环向缝隙交叉处的极向缝隙底部具有较多的杂质沉积，这可能是由于通过环向缝隙进入的杂质粒子通过在极向缝隙侧壁上的反射最终沉积在极向缝隙的底部，这一机制符合捷克的Komm小组的模拟研究结果。与德国于利希研究中心合作，利用EAST上MAPES平台研究了优化后的钨瓦块样品结构对缝隙中杂质沉积的影响，实验结果显示，倒角优化过的缝隙中的碳粒子沉积总量比常规矩形截面缝隙中沉积的碳粒子总量降低了大约2.5倍，未倒角的矩形缝隙中，多出的沉积杂质主要分布在靠近缝隙入口的侧壁上。这说明倒角优化可以增加缝隙入口处的等离子体刻蚀和粒子反射，在一定程度上抑制缝隙中的杂质沉积总量。模拟结果显示，钨瓦块缝隙中的碳杂质沉积量低于碳瓦块缝隙中的，这是由于钨瓦块中沉积的碳杂质主要来源于瓦块表面的碳的物理溅射或反射，而不是碳瓦块表面的化学溅射。.利用搭建的红外成像系统观测到EAST上钨偏滤器的热点大多发生在极向缝隙边缘。比较了预先设置的具有不同倒角尺寸瓦块上的温度分布，采用倒角的瓦块可以屏蔽掉一部分离子流，从而达到保护瓦块缝隙边缘的作用。等离子体接触面积对瓦块表面温度分布有较大影响，合理的瓦块表面几何设计对于降低瓦块最高温度尤为重要。针对EAST的设计运行参数和所用钨瓦块的结构尺寸，通过均匀抽样进行数值试验设计，运用有限元软件ANSYS建立模型计算温度分布，采用DACE程序包中的Kriging插值方法对计算的结果进行整理，找出温度最低的设计参数。入射的等离子体流倾角为3度，功率为200MW/m^2的平行热流作用下的分析结果表明，对于0.5mm的表面安装误差，最佳的单边倒角的方案是19.45mm×0.86mm，最高温度可降低到2084℃，对比目前使用的1mm×1mm倒角瓦块，最高温度降低了约1800℃。