EAST装置上低杂波电流驱动对2/1新经典撕裂模的致稳研究

The instability of neoclassical tearing modes (NTMs) has already become one of the principal limits on acquiring high performance plasmas in advanced tokamaks. The stabilization of NTMs with current drive is an active and important area of tokamak plasma experiments. This research will focus on the stabilization of m/n=2/1 NTM with lower hybrid current drive (LHCD) in EAST. The synergetic modulating model of LHCD power and phase will be designed using fuzzy control theory and a flexible 2/1 NTM experiment platform will be built based on this model and the relevant plasma diagnose systems. Aiming at the plasmas with different parameters in EAST, the application of LHCD for 2/1 NTM stabilization will be investigated by changing the lower hybrid wave's power and phase. This research will be helpful to understand the stabilization mechanism of 2/1 NTM using LHCD and will be useful to the steady-state operation of EAST tokamak with high parameters.

新经典撕裂模（NTMs）已经成为先进托卡马克装置获得高性能等离子体的最大障碍之一，使用电流驱动的方法致稳NTMs是实验中的研究热点。本项目将在EAST装置上开展LHCD对m/n=2/1模式的新经典撕裂模的致稳研究。该研究将运用模糊控制理论设计低杂波功率和相位的协同调制模型，并在此模型的基础上联合相关的等离子体物理诊断系统建立一个易于扩展的2/1新经典撕裂模实验平台。针对EAST装置上不同参数的等离子体，本项目将利用该实验研究平台，通过改变低杂波的功率和相位，探索基于LHCD的对2/1新经典撕裂模的致稳方法。本项目将有助于理解LHCD 对2/1新经典撕裂模的致稳机制，有利于EAST装置高参数稳态运行。

新经典撕裂模（NTM）是托卡马克装置上由新经典磁岛结构附近的压力剖面局部变平而引起的一种磁流体动力学（MHD）不稳定性，在目前的托卡马克实验中，新经典撕裂模已经成为获得高性能等离子体的最大障碍之一，因此，对新经典撕裂模的致稳研究也已经成为先进托卡马克装置（包括 ITER 装置）等离子体物理实验研究中的重要课题。本项目将在EAST装置上开展LHCD对m/n=2/1模式的新经典撕裂模的致稳研究。. 为了保证低杂波功率输出满足本项目研究的需求，我们设计了低杂波功率调制系统的控制模型，实现了模型辨识、数据仿真、PID参数预测，并将理论预测应用于实际工程中，得到了满意的效果。同时，本项目对相位测控系统进行了一系列的优化，主要体现在以下2个方面：实现了自动测试和智能诊断功能，采取了更加完备的保护措施，突破了相位调制中速调管微波激励源系统输出功率的致稳技术。为了获得能够反映2/1新经典撕裂模行为的等离子体物理诊断信号或数据，以作为低杂波控制的触发和依据，本项目建立了一个高速数据通信与信息处理平台，将相关诊断信号和低杂波功率相位协同调制模型融合在一起。. 本项目在等离子体宏观参数和位形相同的条件下做了相位对电流分布影响实验。结果表明当相位角为90度时，环电压最低，磁通消耗也最少，即此条件下电流驱动效果最佳。同时，90度相位时内感值最高，-90度时最低，这表明90度时驱动电流最峰化，-90度时驱动电流最靠外。实验中发现到一旦新经典撕裂模触发，等离子体比压信号会明显下降，表明新经典撕裂模对等离子体的性能有着很严重的影响。在EAST上观察到通过改变低杂波电流驱动沉积位置可以抑制新经典撕裂模的产生。本项目将有助于理解LHCD 对2/1新经典撕裂模的致稳机制，有利于EAST装置高参数稳态运行。