ITER 极向场磁体支撑U 型韧性夹焊接方案优化

利用试验及数值模拟技术研究了ITER 极向场磁体支撑U 型韧性夹的焊接变形规律,模拟和实际测量的比较验证了模拟的准确性,从而得到了U 型夹焊缝变形的基本规律,并改进现有夹具类型。基于验证好的热力边界条件以及优化的夹具,对三种焊接方案的U 型韧性夹的焊接变形进行了计算,从而提出了极向场磁体支撑制造的优化方案。优化后的焊接方案将焊接变形控制在0.6mm 以内。     

ITER磁体支撑316LN U型支撑夹制造研究

通过焊接和"整体环形锻造+线切割"两种制造方案对ITER磁体支撑U型支撑夹(PFCS2 U)的制造进行了研究.在采用TIG焊接方案时,通过对组件进行双面和单面焊接,结合多种辅助工装和热处理,最终可将尺寸控制在要求范围内,77K时焊缝的夏比冲击性能低于100J;在采用"整体环形锻造+狭缝线切割"的制造方案时,U型支撑夹的...     

CICC稳定性裕度设计法和HT-7U导体方案

HT－7U装置的超导环向场与极向场磁体将采用导线管多级绞缆导体（CICC）。对于大型超导磁体,稳定性是导体设计中最重要的指标之一,优化铜超比是确保稳定性和获得最大电流密度的关键。根据稳定性裕度原则,给出了CICC稳定性裕度设计法,提出了HT－7U新的导体方案。     

ITER极向场PF6磁体支撑冷却系统的优化设计及制造

提出了深孔钻直冷方案用于优化 ITER 极向场 PF6 磁体支撑冷却系统设计。采用有限元分析方法, 从换热效率、流体压降、结构强度等方面对流道数量和孔径进行了最优化设计。结果表明,9 条直径 10mm 的冷 却流道可以达到最佳的冷却效果。同时,在服役环境下支撑部件的机械强度和温度分布、流体的运行参数均能满 足 ITER 磁体支撑的设计要求。目前所有 PF6 磁体支撑已完成了制造和检验,并顺利交付 ITER 组织。      

CFETR 磁体支撑初步概念设计

描述了中国聚变工程实验堆(CFETR)磁体支撑系统的初步工程概念设计，介绍了纵场(TF)磁体支撑 和极向场(PF)磁体支撑的结构设计。用解析法和有限元法对磁体支撑进行了初步的分析。分析结果表明，该设计基本满足磁体支撑的要求。     

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阐述了ITER极向场磁体系统超导母线的结构及支撑设计,用有限元分析法对结构进行了分析。获得了母线所受电磁力,据此初步设计了母线的支撑,通过ANSYS分析优化并最终确定了支撑布置位置。     

S型超导六极磁体的电磁-力学分析研究

通过有限元分析的方法对14.5 GHz的ECR离子源中S型六极磁体电磁与力学特性进行了分析研究。对比分析了跑道型、马鞍型和S型三种结构的ECR离子源磁体间的相互作用力,然后以离子源所需的轴向约束场以及磁体间的电磁力为优化对象,研究S型六极磁体的优化。结果表明：相较于传统结构,S型六极磁体结构的优势在于能够提升ECR离子源的轴向磁场以及降低磁体端部所受洛伦兹力和应力。     

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通过求解椭圆积分,计算了EAST极向场系统的磁场分布,从而计算出极向场线圈在等离子体放电过程中的热负荷。并根据磁体运行的热工水力条件估算出极向场线圈在等离子体放电过程中的最高温升。     

ITER纵场磁体超导母线电磁结构分析

阐述了ITER纵场磁体超导母线及其支撑结构设计。运用有限元算法,对工作状态下的超导母线进行电磁结构耦合分析,并对超导母线的应力及变形进行校核,从而验证了纵场磁体超导母线及其支撑结构的安全可靠性,为进一步的详细设计提供了依据。     

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阐述了ITER纵场磁体超导母线及其支撑结构设计。运用有限元算法,对工作状态下的超导母线进行电磁结构耦合分析,并对超导母线的应力及变形进行校核,从而验证了纵场磁体超导母线及其支撑结构的安全可靠性,为进一步的详细设计提供了依据。     

HL-2M 支撑系统制造工艺研究

在 HL-2M 装置支撑组件的研制中，采用了特制控氮不锈钢、结合 GMS310 焊丝和 Ar(96%)+N2(4%) 保护气体的焊接工艺以及低速和大进给量的机加方式把磁导率控制在≤1.03 的设计范围内。为保障 HL-2M 装置装 配时线圈系统的精确定位和安装，在研制阶段对极向场线圈支撑子系统进行了预装。     

ITER边缘局域模线圈研制焊接形变测量研究

针对ITER 边缘局域模(ELM)线圈在研制和焊接过程中的焊接形变测量问题,提出了一种基于激光扫描和逆向建模技术的线圈焊接形变量检测方法。实验表明,该方法对曲面的检测精度可以优于0.1mm,有效地解决了焊接过程中的焊接形变定量检测难题。在ITER ELM线圈焊接工艺改进和评定中,用该方法完成了焊接过程中线圈和工装的形变量的测量,为焊接工艺评估提供了可靠的定量数据。     

ITER极向场磁体支撑冷却系统设计、分析与优化

讨论了ITER装置极向场磁体支撑的冷却管道分布方式,择优选用了沿支撑体宽度方向的管道分布方式进行了计算与分析。选取了冷却剂的温度与压降以及支撑体的温度作为评判分析结果好坏的依据,用有限元方法得到了符合设计标准的冷却管道系统的设计方案与数值模拟结果。     

HL-2Mװ��ŷķ�ŵ����ֵģ��

利用TSC程序对HL-2M装置的纯欧姆放电参数进行了首次数值放电模拟,证实了极向场线圈系统具有实现预设的宏观等离子体参数的能力。数值放电模拟还利用基本的位移控制和等离子体电流控制系统实现了从孔栏位形到下单零偏滤器位形的稳定演变。模拟提供的一些主要结果为工程和物理目标设计提供重要的参考。     

EAST装置放电预测的初步研究

用托卡马克模拟程序对实验前期的放电进行了模拟,获得了期望的等离子体演化过程及主要参数波形,如极向场线圈电流、等离子体电流、等离子体位置等。通过等离子体控制系统将模拟获取的参数波形用于实验,开展了等离子体R位置控制、完全程序场控制及RZIp控制下的放电模拟对实验的预测研究。模拟结果与实验吻合较好,表明放电模拟具有一定的可预测性,为今后EAST装置开展更深入的物理实验提供了一定的参考。     

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用托卡马克模拟程序对实验前期的放电进行了模拟,获得了期望的等离子体演化过程及主要参数波形,如极向场线圈电流、等离子体电流、等离子体位置等。通过等离子体控制系统将模拟获取的参数波形用于实验,开展了等离子体R位置控制、完全程序场控制及RZIp控制下的放电模拟对实验的预测研究。模拟结果与实验吻合较好,表明放电模拟具有一定的可预测性,为今后EAST装置开展更深入的物理实验提供了一定的参考。     

HL—1装置新极向场线圈及其对伏秒数特性的改善

本文描述HL-1装置新极场线圈的设计研制、特点、磁场和铁芯磁化曲线。叙述了各种欧姆安匝分布的伏秒数特性、优化选择以及新线圈对提高等离子体参数的明显作用。     

HT-7U托卡马克装置中超导螺管模型磁体的设计与实验研究

介绍了 TH- 7U超导 Tokamak核聚变装置中超导螺管模型磁体的设计过程及其电磁与力学性能分析。并通过对其进行的大型超导试验获得了一些重要参数 ,这些参数的取得将对 HT-7U装置中超导磁体的工程设计具有很重要的指导意义。