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核聚变能的开发和利用是当今全世界的共同任务，而托卡马克实验装置是目前最主要的核聚变反应设施。EAST(Experimental Advanced SuperconductingTokamak)是世界上第一台非圆截面全超导托卡马克装置，它的建造也使得我国的核聚变研究处于世界的前沿地位。 长脉冲高参数稳态运行是EAST的主要科学目标，因此大功率的辅助加热手段是必需的。除了射频波加热技术，EAST上计划建设8MW的中性束注入(NBI)系统。随着第一套中性束注入器的成功建设，在2014年EAST实验季将有最高功率4MW的中性束注入参与实验。因此，模拟预测中性束注入加热对EAST实验结果的影响是十分必要的。 本文首先介绍等离子体欧姆加热的基本机制和特点以及辅助加热的必要性。再阐述中性束注入加热和射频波共振加热的机制和特点，以及中性束注入加热等离子体和电流驱动的基本原理。对于中性束加热而言，有一个束能量阈值Ec，低于Ec的束能量以加热离子为主，高于Ec的束能量以加热电子为主。本文也介绍了动理学模型下的中性束注入驱动电流及其修正，以及自举电流。 本论文应用磁约束核聚变装置输运模拟程序ASTRA对EAST中性束注入后的等离子体加热和电流驱动的效果进行数值模拟分析。基于反常输运模型的理论预测，更加接近真实的实验结果。本文的主要工作是基于以前EAST实验等离子体平衡的数据，对新实验季新增的中性束注入加热效果的模拟预测;以及针对EAST不同的中性束物理实验的需要，在不同的背景等离子体和中性束参数下模拟研究中性束注入的加热和电流驱动的效果，包括不同的背景等离子体密度、不同的中性束注入功率和束能量、不同的纵向磁场强度等。 基于数值模拟的结果，可以选择合理的参数得到最优化的中性束注入加热和电流驱动的效果。