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基于ITERCHHCSBTBM的设计特点,设计了相关的氚工艺辅助系统。描述了氚提取系统(TES)、冷却剂纯化系统(CPS)、氚测量系统(TMS)的功能、设计参数和工艺流程等。TES用于氚提取、储存、同位素的分离;CPS实现氧氮等杂质和氚的去除及冷却剂的定量处理和分析等功能;TMS不仅可以定量分析氚含量,而且必要时可替代TES。氚渗透及氚安全的分析表明,通过CHHCSBTBM以及辅助系统向环境释放的氚可控制在ITER的氚安全限度内。     

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使用有限元分析方法,初步分析了中国ITER实验包层模块(CHHCSBTBM)在等离子体大破裂时的电磁安全特性。根据CHHCSBTBM设计结构建立了TBM及其子模块的电磁分析模型,模拟了等离子体大破裂情况下的电磁场边界条件,对CHHCSBTBM及其子模块进行了涡流、应力计算,得到了相应的感生涡流和应力分布。根据得到的应力分布,计算出在等离子体大破裂的不同时刻CHHCSBTBM及其子模块受到的电磁扭矩。用计算结果与材料的容许值相比较,确定了TBM设计的电磁安全性。     

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基于ITER装置窗口C,完成了中国氦冷固态增殖剂试验包层模块的设计改进,给出了模块主要性能参数和设计参数。改进后的TBM包层模块外围尺寸为环向484mm、纵向1660mm和极向675mm。根据该模块设计的结构特点,对研制用材料CLF-1钢真空扩散连接和真空电子束焊等关键工艺进行了研究,初步探索了第一壁等关键部件的研制工艺流程,并最终成功试制了第一壁和子模块冷却板模拟件。     

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在ITER试验包层模块HC-SB TBM结构设计和热工计算分析的基础上,对包层模块中的重要部件第一壁做了优化分析。利用有限元分析软件ANSYS的可编程命令流模式,对HC-SB TBM第一壁前壁进行了温度和应力的数值模拟,在满足结构材料的许用温度和应力的前提下,给出了第一壁前壁的最佳设计方案。     

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Based on the CFD software platform FLUENT, three-dimensional numerical simulation was carried out for thermal hydraulics characteristics of the breeder zone pebble bed for China helium cooled ceramic breeder-test blanket module (HCCB-TBM). According the actual operating conditions of ITER, such as the nuclear heat distributions in the breeder zone and structure wall, the inlet velocities and temperatures of purge gas helium and coolant helium, the flow field and heat transfer characteristics of the purge gas helium carrying the tritium flowing over the lithium silicate pebble bed were obtained, and the temperature distribution and pressure drop were presented as well. The calculation results show that the permutation mode of the lithium silicate spheres in the pebble bed have an influence on the flow field and the maximum temperature of the pebble-bed. The maximum temperature of the pebble-bed and the structure wall does not exceed the designed temperature under the ITER operating conditions. The results will be benefit for the design verification of the breeder zone thermal hydraulics scheme and improving the following experiments of the purge gas.     

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HL-2A和HL-1M装置采用了激光吹气注入高Z杂质来缓减大破裂中的等离子体电流衰竭,并给出了初步实验结果。在HL-2A装置上建立了利用MHD扰动的参量预报放电破裂先兆的报警系统,研制了MHD实时检测与处理系统,实现了放电破裂先兆的预报、快速触发激光吹气、形成阻性高辐射等离子体、消耗热能和磁能,缓减大破裂。实验证明,这是一种使得大型聚变实验装置在放电破裂之前显著减少等离子体中热能和磁能,而且能安全终止放电的简单、快速和有效的途径。     

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对中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁的重力分析结果表明,由重力导致的应力和位移形变很小,可以忽略其影响;而第一壁的热结构分析表明,第一壁铍保护板的应力偏大,从结构设计角度出发建议采用钨铜合金代替铍作为第一壁的保护材料。     

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利用通用有限元程序ANSYS对中国氦冷固态氚增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁进行了稳态热分析。结果表明,第一壁铍保护板和RAFM钢的最高温度符合热工安全设计要求。对第一壁表面热流密度随时间变化的瞬态情况进行了分析,给出了随时间变化的结果。对第一壁两种典型的事故情形开展了初步分析,并对分析结果和事故影响进行了相应讨论。     

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为了研究靶材料对快电子能量分布的影响,采用电子谱仪测量了飞秒激光与Cu和CH靶相互作用中在靶前和靶后产生的快电子能谱。结果显示,在靶前Cu和CH靶的快电子能谱相似,反应了快电子发射对靶材料的依赖性较弱;在靶后Cu和CH靶的快电子能谱具有明显的差异,说明电子的输运过程与靶材料密切相关。冷电子环流以及自生磁场是导致Cu靶快电子能谱"软化"的原因,而对于CH靶麦克斯韦分布的快电子能谱主要由碰撞机制决定。     

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用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。     

晕电流作用下EAST上偏滤器靶板的可靠性研究

通过建立晕电流峰值分布的高斯混合模型,结合靶板结构的极限状态方程,利用Monte Carlo 方法开展了晕电流作用下EAST 上偏滤器靶板的可靠性研究。研究结果表明,在晕电流作用下,EAST 上偏滤器靶板具有极高的可靠性。这一结果为EAST 上偏滤器以及CFETR 的可靠性研究提供了参考。     

Radiative divertor behavior and physics in Ar seeded plasma on EAST

To investigate the radiative divertor behavior and physics for the scenario of impurity seeded plasma in ITER, the radiative divertor experiments with argon(Ar) seeding under ITER-like tungsten divertor condition were carried out during recent EAST campaigns. The experimental results reveal the high efficiency of reducing heat load and particle flux onto the divertor targets owing to increased radiation by Ar seeding. We achieve detached plasmas in these experiments. The inner–outer divertor asymmetry reduces after Ar seeding. Impurities, such as Ar, C, Li, and W, exist in the entire space of the vacuum chamber during EAST operations, and play important roles in power exhausting and accelerating the plasma detachment process. It is remarkable that the contamination of the core plasma is observed using Ar seeding owing to the sputtering of plasma facing components(PFCs), particularly when Ar impurity is injected from the upper tungsten divertor.     

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介绍了EAST超导托卡马克偏滤器的结构和相关分析,并对第一壁材料的导热性能和结构的换热效果进行了实验测试,验证了结构的可靠性。     

L–H power threshold studies with tungsten/carbon divertor on the EAST tokamak

The power threshold for low (L) to high (H) confinement mode transition achieved by radio-frequency heating and molybdenum first wall with lithium coating has been experimentally investigated on the EAST tokamak for two sets of divertor geometries and materials: tungsten/carbon divertor and full carbon divertor. For both sets of divertors, the power threshold was found to decrease with gradual accumulation of the lithium wall coating, suggesting the important role played by the low Z impurities and/or the edge neutral density on the L–H power threshold. When operating in the upper single null configuration, with the ion grad-B drift direction away from the primary X-point, a lower normalized power threshold is observed in EAST with the tungsten/carbon divertor, compared to the carbon divertor after intensive lithium wall coating. A newly installed cryopump increasing the pumping efficiency also plays an important part in the observed lower threshold. In addition, the H-mode in the Quasi-Snowflake divertor configuration has been obtained on EAST, exhibiting higher L–H power threshold compared to the lower single null configuration with similar I_P/B_T pairs.     

EAST远红外激光干涉仪与密度爬升实验研究

利用EAST装置单道远红外HCN激光干涉仪测量了等离子体中心道(R=1.82m)线平均电子密度。通过充气加料连续提升主等离子体密度,首次在EAST装置上观察到偏滤器等离子体的三种不同状态：低再循环(偏滤器靶板处等离子体温度较高,密度较低),高再循环(偏滤器靶板处等离子体温度较低,密度较高)和脱靶(偏滤器靶板处等离子体温度和密度都很低)等离子体状态。分析了EAST偏滤器在这三种不同状态下的物理现象。     

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利用EAST装置单道远红外HCN激光干涉仪测量了等离子体中心道(R=1.82m)线平均电子密度。通过充气加料连续提升主等离子体密度,首次在EAST装置上观察到偏滤器等离子体的三种不同状态：低再循环(偏滤器靶板处等离子体温度较高,密度较低),高再循环(偏滤器靶板处等离子体温度较低,密度较高)和脱靶(偏滤器靶板处等离子体温度和密度都很低)等离子体状态。分析了EAST偏滤器在这三种不同状态下的物理现象。     

基于EAST装置量热系统的 第一壁热负荷实验研究

通过测量EAST装置水冷系统的出入口冷却水的温差和流量，搭建了第一壁热负荷测量系统，实现了第一壁热负荷的分布测量。实验结果表明，在上单零偏滤器位形放电实验中，该系统测量的热负荷约占总注入能量的80%，其中，接近50%的热负荷沉积在上偏滤器区域。高的加热功率会使得第一壁热负荷更快上升。通过冷却水降温曲线拟合计算得出EAST装置上钨偏滤器水冷系统的热衰减时间约为下石墨偏滤器水冷系统的十分之一。     

EAST新型下偏滤器冷却结构 传热性能数值模拟

为实现EAST装置超400s长脉冲高约束模、10MW加热功率下的稳态运行，需对现有的下碳偏滤器进行升级改造，拟采用钨串结极水冷却系统，热通量控制在水冷钨铜第一壁材料允许的稳态的10MW·m^-2。在对下钨偏滤器的冷却结极传热性能进行数值模拟仿真研究的基础上，研究了多种以钨串单元为基础的冷却结极，提出了一种新型下钨偏滤器水冷结极设计，幵建立了满足传热要求的EAST装置新型下钨偏滤器单元结构模型。     

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介绍了EAST超导托卡马克偏滤器的最新冷却模块结构。利用FLUENT有限元软件对不同参数下的模型进行了稳态热分析,定量研究了冷却模块换热能力随各参数的变化规律。针对EAST装置给出了初步优化的参数范围,为水冷钨铜偏滤器的设计制造提供了参考。这对于托卡马克装置及聚变堆偏滤器研究具有十分重要的意义。     

EAST偏滤器热沉冷却水新过渡接头设计

对EAST偏滤器热沉冷却水过渡接头在等离子体破裂时受到的主要电磁载荷进行了分析计算,提出了新的过渡接头结构。通过新结构在极端载荷下的有限元分析以及开展的焊接预研和测试,对接头结构及制作方案进行了优化,最终完成了偏滤器热沉冷却水过渡接头的设计,并成功运用于EAST偏滤器热沉的改造中。