Transcript PCS发展报告
PCS发展状况报告 报告人：章勇 导师：肖炳甲 2011年3月25日 一、等离子体控制背景介绍 • 1、托卡马克 • 托卡马克（Tokamak）是一种准稳态的 环形磁约束核聚变实验装置，在通电的 时候托卡马克的内部会产生巨大的螺旋 型磁场，将其中的等离子体加热到很高 的温度，最终达到核聚变的目的。 PCS：Plasma control system，等离子体控制系统。 全超导托卡马克装置EAST Vacuum Vessel PF magnet system TF magnet system Thermal shield Support system Cryostat vessel EAST Device Height：10 m Diameter：8 m Weight：414 ton 2、中外主要的托卡马克装置 • • • • • • • • • • 欧洲：建在英国的欧洲联合环JET (Joint European Torus) 美国：TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)、GA的DIII-D、国家球 形环实验The National Spherical Torus Experiment (NSTX)、橡树岭 国家实验室（ORNL）的奥尔马克 日本的JT-60及JT-60U 韩国的KSTAR 瑞士的TCV 德国的ASDEX-U、马克斯-普朗克研究所的 Pulsator Tokamak 原苏联的 T－20（后来因经费及技术原因改为较小的 T-15,采用超导磁 体） 法国冯克奈-奥-罗兹研究所的 TFR Tokamak 英国的MAST和卡拉姆实验室的克利奥（Cleo） 中国核工业西南物理研究所的HL-2A，等离子体物理研究所的HT-7和 全超导装置EAST (Experimental Advanced Superconductive Tokamak) Diagnostic Heating,Fuelling,Magnets Analysis Shape & Current Control(PPCC) Magnetics PF Coils Interferom/Polarim GAS+Pellets Neutron X-ray etc. ECE Te(R) NBI ICRH Confinement PLASMA CXS Ti(R) LIDAR Ne&Te(R) MSE pitch(R) LHCD Q profile Flux surfaces EQUINOX Bolometer TAE VUV impurities Vis Da, Brem, ELM EFCC Vis H/D/T Kinetic & Profiles Control JET等离子体控制系统 EQX kinetic map JT-60U控制系统框架 JT-60U 实时等离子体控制系统的数据流图 KSTAR 等离子体实时控制系统 DIII-D极向剖面结构图 DIII-D等离子体控制系统硬件构成 NSTX PCS 工作流程示意图 Control and Data Acquisition System (CODAC) Plant System Status Supervisory Control System (Facility Executive) Interlock System (Machine Protection) Plasma Control System Fusion Power Shutdown System Scenario and Sequencing Parameters and Program Plasma State ID Abort Magnetics(PF) Kinetics Core/Burn Profile Edge/Divertor Fast Shutdown Tokamak Systems Status TF Plasma Status (Diagnostics) PF Paux DT Fuel Ne Fuel HTS Data Pump Plasma Pellet FPSS-1 FPSS-2 ITER等离子体控制系统 3、托卡马克的等离子体控制问题 • 托卡马克装置TOSCA上最早通过实验验 证了垂直方向拉长的非圆截面等离子体可 以获得更高的能量约束时间的理论预言。 但垂直方向拉长的等离子体具有垂直不稳 定性，常规的被动导体结构只能降低垂直 不稳定性的增长率，稳定等离子体仍需要 主动反馈控制系统。 • 为了充分利用真空腔体，等离子体需要尽 可能的靠近第一壁，但又必须保证足够的 等离子体边界与第一壁的间距，精确的位 形控制对获得高参数等离子体，以及与射 频波的更好耦合是至关重要的，同时可以 有效保护装置。 先进托卡马克运行模式 • 以获得高磁压比，长能量约束时间和低感性驱 动等离子体电流为特征的托卡马克运行。这些 先进模式更依赖于主动控制对高密度、温度等 离子体的良好约束。该模式的实现取决于以下 控制问题的解决：1）高磁压比下拉长等离子 体不稳定性的控制；2）等离子体内部压力剖 面和电流剖面的控制；3）有效功率消耗、杂 质、粒子控制。 两大类托卡马克等离子体控制问题: 电磁控制和等离子体动力论控制 • 电磁控制讨论等离子体宏观上的特性。比如等离子体位置，形状 和电流，这些都与磁场和周围线圈行为有直接联系。电磁控制原 理是：极向场线圈通上电压，线圈上就产生一定的电流，这些电 流可以在真空室内产生一定的磁场分布，并且这些磁场可以随着 反馈控制得到的线圈电压的改变而调整，从而感应出等离子体电 流、改变等离子体位形和稳定等离子体的垂直位移。 • 等离子体动力论控制通过等离子体的加热和电流驱动（如通过射 频波和中性束）系统、加料（如充气或弹丸注入等）和真空泵系 统而得以实现。对等离子体位形和内部剖面的有效控制可以降低 甚至避免不稳定性的发生。 托卡马克装置物理实验的开展依赖于高效稳定的等离子体控制系统。 二、 PCS的软硬件结构 （注：从GA的DIII-D PCS系统发展来的） pcsrt1 pcsrt2 Myrinet switch pcsrt3 Host • 采用RFM的EAST PCS硬件结构 PCS软件功能结构 • PCS软件代码由基础 结构代码（basic infrastructure codes）、特定装置代 码（installation specific codes）和具 体应用代码 （application specific codes）构成。 PCS 的基本运行周期 设置阶段 执行阶段 Master clock 清除阶段 放电结束后由HOST一 次性完成存储 （到MDSplus数据库） HT-7等离子体控制系统 • 原HT-7等离子体控制系统采用分布式结构 随着控制内容的不断增 加，系统越显复杂，给 整个系统的同步带来挑 战。 在统一的架构下，集 成这三个控制部分， 可提高控制系统的稳 定性、完整性和同步 性 EAST等离子体控制系统架构是基于LINUX集群模式，具有 人机界面友好、系统可扩展行强、架构清晰、高速稳定等特 点，可作为HT－7等离子体实时控制系统的架构。 pcsrt1 pcsrt2 Myrinet switch 原HT-7 控制系统 pcsrt3 Host 各子系统采用上下机位结构 EAST 控制系统 新的HT-7 PCS采用Linux 集群架构 Host computer Myrinet switch bridge CPCI Digitizer pcsrt 1 DA/DIO pcsrt 2 pcsrt 3 RFM RFM switch 改进后的HT-7 PCS硬件结构 实验方案 软硬件触发 Listen to the socket port N Shot number received Y PCS starts initial program N Wait for trig Y Send first and final lockout Real time plasma control Delay a while Write files and clean up 参考文献： • • • • • • • • • • • • Y. Miyo, Tokamak machine monitoring and control system for JT-60 Fusion Engineering and Design 83 (2008) 337–340 M. Kwon,The control system of KSTAR. Fusion Engineering and Design 71 (2004) 17–21 D. Mastrovito,Real-time control software on NSTX , Fusion Engineering and Design 71 (2004) 65–69 D.A. Humphreys,High performance integrated plasma control in DIII-D Fusion Engineering and Design 74 (2005) 665–669 I. Yonekawa∗, Y. Kawamata, T. Totsuka, H. Akasaka, M. Sueoka, H. Yoshida,Current status and future prospects of the JT-60U control system.Fusion Engineering and Design 71 (2004) 11–15 Sang-hee Hahna, M.L.Walker,Plasma control system for “Day-One” operation of KSTAR tokamak, Fusion Engineering and Design 84 (2009) 867–874 K.Kurihara, et al., Plasma control systems relevant to ITER and fusion power plants, Fusion Eng. Des. 83(2008) 959-970 M. Lennholm, et al., Plasma control at JET, 48(2000),37-45 D. Mastrovito ,Real-time control software on NSTX, Fusion Engineering and Design 71 (2004) 65–69 D. Mastrovito∗, D. Gates, S. Gerhard, J. Lawson, C. Ludescher-Furth, R. Marsala ,Plasma control system upgrade and increased plasma stability in NSTX, Fusion Engineering and Design 85 (2010) 447–450 袁旗平 博士论文《基于Linux集群架构的等离子体控制系统》 张睿瑞 《pcs发展状况报告》