聚变能是被认为有可能从根本上解决能源问题的方式之一，国际热核聚变实验堆（ITER）计划是我国参与规模最大的国际科技合作项目，目标是验证大型托卡马克装置实现聚变能的可行性。托卡马克是一种使用磁约束等离子体实现核聚变的装置，但由于其自身特性或工程技术因素，在放电过程中可能出现等离子体约束变差并导致放电终止的情况，即“大破裂”。等离子体破裂的危害主要包括热负荷、电磁负荷及逃逸电流三个方面。

通过对等离子体的参数进行监控能够降低发生破裂的风险，但并不能完全避免破裂的发生，对于国际热核聚变实验堆而言，为了实现聚变反应需在高参数下运行，此时发生破裂的可能性更大，一旦发生破裂而不加以缓解，装置将会被严重地毁坏。等离子体大破裂是国际热核聚变实验堆安全运行面临的最大威胁，缓解破裂危害是国际热核聚变实验堆亟待解决的关键问题。一旦确定等离子体将发生破裂，必须通过破裂缓解系统主动将等离子体快速关断从而保护装置。

图1J-TEXT托卡马克装置

目前国际热核聚变实验堆破裂缓解系统的基本策略是主动注入大量的粒子，产生足够高的辐射功率以耗散等离子体的能量，由此发展的系统包括大量杂质气体注入（MGI）、散裂弹丸注入（SPI）、小型低温弹丸注入（PI），以及电磁粒子注入器（EPI）等，但现有的破裂缓解系统均存在一定局限性，尚不能完全满足国际热核聚变实验堆的需求。

磁约束聚变与等离子体国际合作联合实验室（华中科技大学电气与电子工程学院）、强电磁工程与新技术国家重点实验室（华中科技大学电气与电子工程学院）、脉冲功率技术教育部重点实验室（华中科技大学）的陈忠勇、张维康、唐俊辉、李峰、夏胜国，在年第19期《电工技术学报》上撰文，通过分析现有破裂缓解系统的特点，介绍J-TEXT托卡马克上新一代用于破裂缓解的电磁弹丸注入系统（EMI）。

图2电磁弹丸注入系统的试验平台

电磁弹丸注入系统使用电磁力发射弹丸，可有效提高弹丸的注入速度并缩短响应时间，克服了其他系统的局限性。作为电磁弹丸注入系统的核心部件，电枢是电能-动能转换的枢纽，在发射中起决定性作用。电枢在发射过程中需承受数百kA脉冲电流、数百MPa应力的作用，整体温度也将升高至数百℃，其设计的优劣决定电磁弹丸注入系统发射性能及破裂缓解效果的好坏。

研究人员通过介绍尾翼接触型电枢的结构及功能，说明这类电枢运用于电磁弹丸注入系统时在减速阶段存在枢轨电接触性能不足、运动稳定性不够高等局限性，由此根据电磁弹丸注入系统减速阶段对电枢性能产生的特殊需求，设计了一款具有X型结构的新型固体电枢。

该X型电枢以现有典型固体电枢为基础，具有前翼、尾翼两处接触区域，提供了更强大的枢轨电接触性能及运动稳定性，其参数分布如图3所示。

图3X型电枢的主要参数分布

携带弹丸的X型电枢实物如图4所示，电枢头部通过楔形结构与聚碳酸酯材质的导引连接，导引用于携带弹丸载荷并进一步改善电枢运动轨迹，弹丸设计为子弹形以减少飞行时的空气阻力。

图4X型电枢及携带弹丸的实物

研究人员的仿真结果显示，X型电枢的接触压力达到要求、压强分布均匀，在尾翼中部达到最大值且接触面较大；电流密度与接触压力分布基本一致，主要通流区域为接触面中央区域，满足通流能力要求；电枢应力集中在肩部及喉部，满足发射过程的机械性能要求。

为了测试X型电枢的性能，研究人员使用液压油缸驱动推杆将电枢装填入电磁弹丸注入系统的尾端，分别开展电枢发射性能试验和电枢-弹丸分离性能试验。

图5X型电枢-弹丸分离性能试验结果图6拍摄的电枢、弹丸出膛后的飞行轨迹

电磁弹丸注入系统的发射性能试验结果表明，在峰值kA的脉冲电流作用下，X型电枢能加速至约m/s，经过4ms延时后触发减速电源，其电流峰值约kA，在t=6.6ms时减速至0m/s。试验的炮口电压表明，仅在减速电源触发瞬间有转捩电弧产生，枢轨界面电接触性能良好，且经过软回收后的电枢能够保持完整形貌，各结构清晰、完整。

电磁弹丸注入系统的X型电枢-弹丸分离性能试验表明，减速电源触发后，电枢能与弹丸稳定分离，释放后的弹丸速度达m/s，且该速度能在提高加速电流后进一步增加。

研究人员指出，电磁弹丸注入系统为下一代大型托卡马克装置上的破裂缓解提供了新型高效杂质注入缓解系统，该X型电枢具有良好的发射性能，为电磁弹丸注入系统贡献了一种优良的新型电枢结构及设计方法。另外，他们也表示，电磁弹丸注入系统在发射过程中仍有部分炮口电弧及额外杂质产生，这会对组件寿命及托卡马克正常放电产生影响，所以未来将针对炮口电弧抑制及杂质控制展开研究。

本文编自年第19期《电工技术学报》，论文标题为“J-TEXT托卡马克上电磁弹丸注入系统的X型电枢设计”。本课题得到国家重点研发计划和国家自然科学基金的支持。

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