周振程 ,肖炳甲 ,袁旗平

1(中國科學院 合肥物質科學研究院,合肥 230031)2(中國科學技術大學,合肥 230026)

EAST PCS異常事件處理算法①

周振程1,2,肖炳甲1,2,袁旗平1

1(中國科學院 合肥物質科學研究院,合肥 230031)2(中國科學技術大學,合肥 230026)

隨著 EAST實驗裝置的不斷升級和等離子體放電參數(shù)的不斷提高,獲得的等離子體電流也在不斷提高.高能量等離子體一旦破裂,將直接作用在實驗裝置的第一壁上面,帶來毀滅性的災害.本文研究了針對放電過程中出現(xiàn)的異常事件的處理,并且通過代碼實現(xiàn)了控制等離子體電流在異常狀態(tài)下斜率下降的算法.通過主動反饋控制的方法對發(fā)生異常的等離子體進行控制,達到對于電流的斜率下降.這個方法的有效性已經(jīng)采用帶圓等離子體模型的simulation server驗證過了.

等離子體電流; 反饋控制; 斜率下降; 等離子體放電異常

EAST(Experimental advanced superconductive tokamak)是國家大科學工程項目全超導托卡馬克實驗裝置[1],其等離子控制系統(tǒng) PCS(Plasma Control System)是一個小型的集群,由四個節(jié)點構成.PCS軟件架構由基礎結構代碼、通用計算代碼和裝置定制代碼構成[2].其中裝置定制代碼可以根據(jù)各裝置控制算法的特點和控制要求的不同實現(xiàn)定制,主要由各控制算法實現(xiàn).

本文介紹的異常事件處理算法就是屬于一種控制算法.它通過反饋控制實現(xiàn)對異常情況下的等離子體電流的斜率下降.

1 研究背景及目的

1.1 研究背景

1.1.1 EAST PCS 集群

EAST PCS集群搭建在經(jīng)過實時定制的Linux集群上[3],由 4 個節(jié)點組成,其中一個主節(jié)點(Host),主要用于用戶登陸管理、參數(shù)設置和協(xié)調其他節(jié)點的工作;其余三個實時節(jié)點(PCSRT1,PCSRT2,PCSRT3),用于等離子體實時控制計算和采集計算所需數(shù)據(jù).每個節(jié)點都安裝Myrinet網(wǎng)卡,并通過交換機(Myrinet switch)互聯(lián),實現(xiàn)節(jié)點間的實時數(shù)據(jù)交換與傳輸.其硬件結構如圖1所示.

圖1 EAST PCS 集群硬件組織結構

EAST PCS代碼包括基礎結構代碼、通用計算代碼和裝置定制代碼.其中基礎結構代碼實現(xiàn)了系統(tǒng)底層的內存管理、進程管理等功能; 而裝置定制代碼可以根據(jù)各裝置控制算法的特點和控制要求的不同實現(xiàn)定制,主要是各控制算法實現(xiàn).PCS的算法組織已經(jīng)高度模塊化,不同的控制內容通過樹形組織的形式被組織成不同的Category.每個Category內可以獨立設置放電時序,以確定在放電的不同時段控制算法的切換規(guī)則.因此在PCS上添加算法也是非常的方便,PCS上主要集成了位形控制、充氣控制、輻射測量控制、等磁通控制等控制目錄[4].每個控制目錄控制著不同的實驗裝置中不同的硬件和相應的參數(shù),比如充氣控制目錄控制著不同的充氣閥門還有各閥門的開關及充氣大小,位形控制主要是控制等離子體的位置和形狀,本文將要介紹的異常事件處理算法就位于位形控制目錄下面.

1.1.2 等離子體放電異常

在等離子體放電實驗中,實驗參數(shù)選擇的合理性會直接影響到等離子體的狀態(tài),使等離子體有很大的不穩(wěn)定性.同時托卡馬克是一個非常復雜的、耦合性很高的系統(tǒng),由多個子系統(tǒng)組成,任何一個子系統(tǒng)異常都會導致運行異常; 這些異常將導致放電中斷,引起等離子體破裂[5].

高溫等離子體的破裂對裝置的影響非常之大,主要表現(xiàn)為三個方面.首先是熱沉淀,由于等離子體的溫度很高,當它和真空壁接觸時,大量的熱會瞬間沉積到真空室壁,從而引起損害.其次環(huán)相電流的瞬間熄滅會感應出很大的環(huán)向電場,在高電場的作用下很容易出現(xiàn)高能逃逸電子,高能逃逸電子一旦和真空室壁接觸將會引起巨大的破壞.最后,垂直位置的失控引起的暈電流和電磁感應出的漩渦和磁場相互作用,使得真空室和室內元件將承受巨大的機械負載.

1.2 異常解決方案

為了將等離子體破裂對放電裝置的危害減小,國際上主要有三種處理方法:

1)MGI(massive gas injection 大量氣體注入),該方法通過向真空室內注入大量惰性氣體,引起等離子體邊緣溫度崩塌; 同時與等離子體發(fā)生劇烈碰撞,吸收部分等離子體能量,使裝置承受的電磁負載最小.

2)彈丸注入,主要有散彈注入和糖丸注入,其中散彈注入將彈丸在彎管中加速或直接打到靶板上形成類似散彈的細小彈丸,保證了彈丸注入的深度,也不會因為等離子體局部冷卻造成大量的逃逸電子.

3)主動反饋控制,它是對異常發(fā)生后采用等離子體主動反饋控制,控制等離子體的位置和電流大小,使其平穩(wěn)下降,減小等離子體破裂對于裝置的破壞.

2 方法設計及實現(xiàn)

2.1 RZIP 算法

本文使用的的方法屬于主動反饋控制,將它命名為Control Shutdown算法,它位于位形控制這個Category下面.它與RZIP控制算法有頗多相似之處.

RZIP算法通過調節(jié)EAST上的超導極向場線圈電流來改變真空室內部的磁場通道,從而獲得與預期一致的等離子體電流和位置.控制算法利用位置估算矩陣(E_matrix)實現(xiàn)對于等離子體位置的估算,利用控制矩陣(M_matrix)實現(xiàn)對于控制的軟件解耦[6].

根據(jù)RZIP的不同輸出模式,M_matrix的輸出可以解釋為各PF線圈的電流或是對應供電電源的電壓.

2.2 Control Shutdown算法原理

當異常發(fā)生時,目前采用的方式除了MGI和彈丸注入以外,還會采用 Zero commands 控制算法,該算法只是簡單地將各控制目錄對應的輸出信號置零,但是因為電流瞬時的巨大變化將產(chǎn)生巨大的電場對裝置造成很大的傷害,而采用Control Shutdown這種主動反饋能夠使IP電流平穩(wěn)下降,使異常對裝置的破壞達到最小.接下來是算法的具體步驟和原理解釋.

2.2.1 控制目標量的計算

等離子體放電過程中異常的發(fā)生具有不確定性,我們無法預先確定異常發(fā)生的時間和此時系統(tǒng)的狀態(tài),但是RZIP算法的執(zhí)行依賴于預先設置的控制目標量(如IP電流)和極向場線圈電流的前饋,因此這時我們采用設置目標量的變化率的方法,通過實時計算的方式得到每個控制周期的目標量.

下面以計算IP電流為例說明,如圖2所示.

圖2 IP 電流目標量的變化率計算原理

虛線為正常放電的IP電流隨時間演變的目標值,假設在Stime時刻檢測到等離子體放電出現(xiàn)異常,則根據(jù)預先的設置切換到Control Shutdown算法,此時實線就是我們需要控制等離子體IP電流平穩(wěn)下降的新的目標值,這個可以根據(jù)公式(1)得出.

其中It為Control Shutdown算法階段的實時IP電流目標值,為前一個控制周期的目標值,當算法處在第一個周期時,該值取實時測量的IP值,為預設的等離子體電流的下降率,為PCS的控制周期.

等離子體徑向坐標(R)和垂直坐標(Z)的目標值計算原理與IP電流的計算方法類似.

2.2.2 PF 前饋計算

Control Shutdown 算法使用極向場線圈(PF coils)和快控(IC coils)進行控制.在實時控制階段,PF 線圈的電流由兩部分組成,一部分是根據(jù)PID反饋控制計算得到的反饋分量,另一部分是PF線圈的前饋電流.在正常放電過程中,PF線圈的前饋電流是通過實驗控制人員預先在PCS的設置面板上設置的,前饋電流值是通過放電前的離線模擬計算得到的,在放電參數(shù)不變的情況下前饋電流也是不變的.在異常處理階段,由于無法預先確定其發(fā)生的時刻,因此設置的PF線圈前饋電流也無法使用,只能通過實時計算得到.

PF線圈前饋電流的計算與IP電流目標值的計算類似,以異常發(fā)生的時刻為初始狀態(tài),根據(jù)IP電流、R、Z位置的變化率來實時計算.由PF線圈電流與IP電流、R、Z位置的格林函數(shù)關系可知,PF線圈前饋電流的變化率與IP電流、R、Z位置的變化率是線性關系.PF線圈前饋電流的計算如公式(2)所示.

2.2.3 實時控制代碼執(zhí)行流程

在介紹了針對異常情況下的目標量的計算和PF前饋的計算之后,接下來介紹一下實時控制代碼的具體步驟:

1)首先獲得當前等離子體IP電流值,并且通過E_matrix和電磁測量信號計算出R、Z的位置值.

2)獲取上一周期的R位置值、Z位置值、IP電流值和PF線圈電流值,如果當前周期為第一個周期則讀取當前R位置值、Z位置值、IP電流值和PF線圈電流值,否則通過全局變量讀取.

3)讀取界面中設置的R、Z、IP變化率參數(shù),參照公式1計算出實時目標值.

4)根據(jù)1)計算出的R、Z、IP的實時值3)計算出R、Z、IP的目標值進行PID反饋控制.得到PF線圈的反饋分量.

5)讀取G矩陣和R、Z、IP變化率,根據(jù)公式2計算出PF線圈的前饋值,并且計算總的PF線圈電流(前饋+反饋),通過PF線圈的值達到對于IP、R、Z的調節(jié)作用.

3 測試與結果分析

我們采用simulation server來驗證算法的正確性,simulation server可以加載帶圓等離子體的MATLAB模型[7],它讀取歷史炮號數(shù)據(jù)并且接收PCS信號和命令,對PCS的反饋控制命令進行響應,能夠準確地模擬實際的控制效果.

測試中選用歷史數(shù)據(jù)為47660炮,測試時間為2 s-3 s,在這個時刻等離子體電流處于平頂階段,在沒有發(fā)生異常的時候IP電流應該如圖3所示.

圖3 無異常情況下的 IP 電流波形

這時我們在PCS中人為的進行異常設置,如圖4所示,在2.5 s時刻人為的觸發(fā)一個PF線圈過流錯誤,將PF1線圈的LIMIT設置為4 kA,此時PF1的實際電流為5.6 kA,將觸發(fā)這個異常處理機制.

在檢查到異常情況以后,位形控制這個Category會切換到Control Shutdown算法執(zhí)行,此時設置等離子體IP電流的下降率為0.5 MA/s,如圖5所示.

在設置好以后進行模擬測試,首先在數(shù)據(jù)存儲的服務器中啟動simulation server,如圖6所示為它的啟動界面,它會產(chǎn)生一個端口號45009用于和PCS系統(tǒng)進行通信交互.同時在PCS界面中設置同樣的端口號,如圖7所示.

圖4 PF1 線圈過流錯誤設置界面

圖5 等離子體 IP電流下降率設置界面

圖6 simulation server啟動界面

圖7 PCS 交互界面設置

模擬結果如圖8所示,這時可以看出等離子體IP電流在 2.5 s開始以 0.5 MA/s斜率下降,因此通過測試結果可以驗證算法的能夠有效的處理異常情況.

圖8 異常情況 IP 電流

4 結語

本文介紹了EAST PCS的異常處理機制,在此基礎上設計并且實現(xiàn)了對異常進行處理的反饋控制算法Control Shutdown 算法,并且對算法的原理進行了公式化說明,最后用帶等離子體模型的simulation server對算法進行了測試,驗證了算法的正確性.

1Xiao BJ,Humphreys DA,Walker ML,et al.EAST plasma control system.Fusion Engineering and Design,2008,83(2-3):181–187.[doi:10.1016/j.fusengdes.2007.12.028]

2袁旗平.基于Linux集群架構的等離子體控制系統(tǒng)[博士學位論文].合肥:中國科學院合肥物質科學研究院,2009.

3張睿瑞.EAST等離子體控制系統(tǒng)遠程參與和數(shù)據(jù)可視化[博士學位論文].合肥:中國科學院等離子體物理研究所,2013.

4DIII-D PCS Team.Plasma control system software architecture guide (preliminary draft).DIII-D Documents.2011.

5Jardin SC,Schmidt GL,Fredrickson ED,et al.A fast shutdown technique for large tokamaks.Nuclear Fusion,2000,40(5):923–933.[doi:10.1088/0029-5515/40/5/305]

6Walker ML,Humphreys DA,Ferron JR.Control of plasma poloidal shape and position in the DIII-D tokamak.Proc.36th IEEE Conf.on Decision and Control.San Diego,CA,USA.1997,4.3703–3708.

7張卡.基于剛體模型的EAST等離子體控制仿真模擬[碩士學位論文].合肥:中國科學院合肥物質科學研究院,2013.

Current Slope Reduction Algorithm of EAST PCS

ZHOU Zhen-Cheng1,2,XIAO Bing-Jia1,2,YUAN Qi-Ping1

1(Hefei Institutes of Physical Science,Chinese Academy of Sciences,Hefei 230031,China)2(University of Science and Technology of China,Hefei 230026,China)

With the escalating of EAST and the continuous improvement of plasma discharge parameters,the obtained plasma current and energy storage also have been increased.Once such a high-energy plasma disrupts,the harm to the first wall of the experiment device is destructive.This article is to handle the abnormal events occurring during the plasma discharge,and proposes the algorithm which can control plasma current in the abnormal state of the slope down through the code.The abnormal plasma is controlled by the active feedback control method,and the current of the plasma can be sloping down.The effectiveness of this method has been verified by a simulation server with a circular plasma model.

plasma current; feedback control; slope down; plasma discharge anomaly

周振程,肖炳甲,袁旗平.EAST PCS 異常事件處理算法.計算機系統(tǒng)應用,2017,26(10):236–240.http://www.c-s-a.org.cn/1003-3254/6001.html

ITER專項(國內配套研究)(2014GB103000); 國家自然科學基金青年科學基金(11205200)

2017-01-04; 采用時間:2017-02-20