ITER真空室中子屏蔽设计

ITER真空室中子屏蔽主要是屏蔽中子流、伽马射线以及降低环向场波纹度。介绍了ITER真空室的结构特点及屏蔽结构料材的选取情况,发展了屏蔽设计思想及相关的支撑结构,对铁磁性材料填充区域进行了布局设计。依据ITER真空室物理学计算结果,确定了屏蔽区域屏蔽材料的填充率。基于三维建模软件进行了屏蔽块零件库的仿真设计和屏蔽结构的模拟仿真。     

ITER中子屏蔽结构的虚拟装配研究

国际热核实验反应堆ITER计划是一项大型国际研究合作项目。中子屏蔽结构位于真空室内、外壳之间,其作用是屏蔽中子流、降低环向磁场波纹度。中子屏蔽结构的虚拟装配需要与其设计同时进行,以便指导和改进设计。为了实现其虚拟装配,运用反装思路,通过DELMIA创建其拆卸路径来设计并仿真整个装配过程,实时分析其装配间隙,作为对模型进行优化设计的依据。所得结果满足ITER国际组对中子屏蔽结构的设计要求,并为结构的实际装配提供了参考依据。     

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为考察ITER真空室中子屏蔽结构组件对选址地法国Cadarache地震加速度频谱的单点响应情况,根据ITER真空室中子屏蔽组件的设计概念和结构特点,建立了组件结构的有限元分析模型。应用有限元分析软件ANSYS对组件进行了结构模态分析,并基于其结果进行了模态叠加。分析发现,组件结构的低阶振型与高阶振型有差异,且结构与低阶频率发生响应,但引起的位移与应力在允许的范围之内。结果表明,装配体结构更能适应结构抗震性的设计要求。仿真计算的结果为组件结构的优化设计和下一步的工程实现提供了可靠的依据。     

烘烤工况下ITER中子屏蔽螺栓预紧力研究

国际热核实验反应堆ITER计划是一项大型国际研究合作项目。中子屏蔽组件位于真空室内、外壳之间,其作用是屏蔽中子流、降低环向磁场波纹度。文中以中子屏蔽组件为研究对象,研究在烘烤温度下预紧力对其力学性能的影响。运用ANSYS软件对中子屏蔽组件进行非线性有限元计算,对比分析了在不同预紧力下螺栓的变形和结构的应力响应。研究表明,为了增强连接的紧密性,在保证结构完整性和螺栓强度的前提下充分利用螺栓的预紧力,应将预紧力产生的预紧应力控制在材料屈服应力的60%左右。     

ITER装置中IWS装配仿真设计及研究

内中子屏蔽层(IWS-In Wall Shielding)是国际热核聚变实验装置(ITER)中核心装置-真空室(VVVacuum Vessel)的重要组成部分.由于真空室结构复杂,各项性能要求高,根据ITER国际组织要求,其所有结构必须结构设计与装配模拟研究同步进行,通过对其装配过程的动态模拟,确定其各部件的装配关系,...     

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对ITER靠近中性束端口的标准屏蔽包层模块进行了热工水力与热应力计算与分析。首先用流体力学方法计算了两种导流管的阻力系数,然后通过合理简化计算了冷却管道系统的水力学,最后根据水力学的计算结果得到温度及应力的分布。分析结果表明,现有的屏蔽包层设计与旧的设计相比,能更有效地降低能量损失、提高冷却效率,满足设计要求。同时需要做局部改进,以确保安全运行。     

ITER屏蔽块真空热氦检漏装置热工水力学设计与分析

对ITER包层屏蔽块进行了热工水力学设计及分析,并给出了两套合理的加热方案。分析结果表明,可以通过分阶段改变入口气体温度的方法实现在高效加热屏蔽块的同时满足工程及部件热应力的技术要求,并通过热应力计算验证了加热过程不会对屏蔽块产生不可预期的结构破坏。     

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通过Ansoft Maxwell有限元分析软件,用封闭圆桶模型对ITER送气系统阀门箱的磁屏蔽进行了计算。计算,获得了屏蔽层厚度、上端开孔及侧面狭缝对磁屏蔽的影响方式及规律,给出了一种具有合理参数的可能设计。     

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对ITER包层屏蔽块进行了热工水力学设计及分析,并给出了两套合理的加热方案.分析结果表明,可以通过分阶段改变入口气体温度的方法实现在高效加热屏蔽块的同时满足工程及部件热应力的技术要求,并通过热应力计算验证了加热过程不会对屏蔽块产生不可预期的结构破坏.     

ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析

介绍了屏蔽包层最新的设计方案,对比了2004年DDD设计方案与新方案在第一壁和屏蔽块结构上的差别,并对第8号包层模块的屏蔽块进行了热工水力和热应力的分析。结果表明,第8号包层模块屏蔽块的最高温度不超过200ºC,最大Von-Mise应力在200MPa以内,基本满足ITER设计要求,但冷却剂压降稍微偏大,达到0.44MPa。另外,在屏蔽块前端暴露在等离子体表面热负荷的部位,根据热应力分析计算结果,对其承载热负荷能力进行评估,改进了设计方案。     

ITER真空室支撑筋板结构设计与强度分析

作为真空室的重要部件,支撑筋板既需要支撑真空室双层壳体,又需要支撑中子屏蔽层。在实际工作中,支撑筋板必须满足运行时的各项强度要求。分析了真空室结构特点,以及真空室支撑筋板的平面布局与结构要求。运用CATIA软件设计了支撑筋板,并在ANSYS Workbench环境下对其作了有限元分析,得到支撑筋板在真空室内工况下的强度应力云图和应变云图。结果分析表明,支撑筋板的结构和强度均满足设计要求,很好地保证了ITER真空室的正常运行。     

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As an important part of vacuum vessel, supporting rib not only supports double layer shell, but also supports neutron shielding layer. It must meet all strength requirement from them in practice. Vacuum vessel structure feature, supporting rib layout and structure requirement were analyzed. Supporting rib was designed with CATIA. Its strength stress nephogram and deformation nephogram were obtained with finite element analysis under the ANSYS Workbench environment. From the result, supporting rib structure and stress can meet the design requirement, so as to assure its normal working in ITER vacuum vessel.     

ITER极向场变流器外旁通设备地震分析

利用有限元仿真软件ANSYS Workbench,结合反应谱法对ITER极向场变流器外旁通设备进行了地震分析。具体分析了在ITER提供的设计地震频谱下,外旁通结构所受的最大等效应力、方向位移以及固定支撑位置的反作用力。分析结果表明,外旁通最大等效应力不超过8.3MPa,最大方向位移不超过2.6mm。以上数据表明,外旁通结构能够满足抗震要求。     

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利用有限元仿真软件ANSYS Workbench,结合反应谱法对ITER极向场变流器外旁通设备进行了地震分析。具体分析了在ITER提供的设计地震频谱下,外旁通结构所受的最大等效应力、方向位移以及固定支撑位置的反作用力。分析结果表明,外旁通最大等效应力不超过8.3MPa,最大方向位移不超过2.6mm。以上数据表明,外旁通结构能够满足抗震要求。     

磁约束聚变的进展与球形环

自１９９１年１１月以来,从ＪＥＴ、ＴＦＴＲ和ＪＴ－６０Ｕ装置的氘－氚聚变系统运行中所获得的有价值的成果表明,现已有能力研究和设计ＩＴＥＲ和先进的托卡马克型聚变堆．ＩＴＥＲ分两个阶段的设计活动（ＣＤＡ、ＥＤＡ）可于１９９８年７月完成,其中包括安全分析及实验评估在内的聚变动力堆的设计全过程．但昂贵的建造费用已成为ＩＴＥＲ进一步开发的主要矛盾,一种改进型托卡马克——球形环有可能会解决这个问题,主要借助于最小尺寸和简化结构来降低费用．文中描述了动力、实验球形环和混合堆的特征与初步参数． Since Nov. 1991 JET, TFTR, JT 60U have contributed to valuable operating experience with D T reaction systems, and have validated abilities to design ITER. Two steps of ITER design (CDA, EDA) will be finished in July 1998. The whole design process of fusion power reactor has been considered in detail, including safety analysis and experimental valuations, but the high cost of construction becomes a main contradiction in futher developent. An advanced type of Tokamak spherical torus might...     

Thermal-Hydraulic Safety Analysis for CH-HCSB TBM

CH-HCSB TBM is designed to test the feasibility of DEMO fusion reactor on ITER. A safety assessment has to demonstrate that the TBM with its own cooling system does not impede the safe operation of ITER under normal and accidental conditions. For analysis of the highly transient accident sequences, a RELAP5 model has been developed for the HCS and TBM system. The steady-state, In-Vessel LOCA, Ex-Vessel LOCA and In-Box LOCA have been analyzed and the designed TBM steady-state inlet/outlet temperatures have been obtained. In all LOCA accidents, the Ex-Vessel LOCA is the most dangerous accident because of the melting of the First Wall. Based on the results, the design of TBM could be modified further in order to improve the safety of TBM and ITER.