用修改的Gandalf软件对HT-7U装置TF和PF线圈的稳定性分析

HT-7U是一个先进的等离子体稳态托卡马克装置.它的环向磁场(TF)和极向磁场(PF)系统,均采用超导磁体,所有超导磁体均由CICC导体制成.为了获得PF和TF磁体运行的的安全裕度,需要对这些超导线圈进行严谨的热工水力特性分析,研究超导磁体在正常运行条件下所能承受的最大扰动.稳定裕度的分析充分考虑了多种不同的扰动.本文的分析均基于修改的Gandalf程序,即考虑超导CICC磁体系统之间(匝间、层间、不同的冷却通道之间)的热耦合,研究了HT-7U超导托卡马克系统的TF和PF超导线圈在不同运行条件下的稳定裕度和失超传播特性.这些分析将为HT-7U超导磁体系统的运行提供参考.     

HT-7U纵场磁体CICC导体设计

国家“九、五”重大科学工程HT-7U托卡马克(Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置，装置主机包含有16个纵场(TF)超导线圈和14个极向场(PF)超导线圈．线圈采用NbTi CICC导体(Cable in-Conduit Conductor)绕制，用超临界氦迫流冷却．本介绍CICC导体的设计和导体短样的测试结果．     

CFETR CS模型线圈导体铠甲低温力学性能研究

CFETR CS模型线圈采用超临界氦迫流冷却,超临界氦在导体内部流动时吸收电缆上的热负荷,使得线圈能够保持在低温下安全运行。CFETR CS模型线圈的超导体采用CICC结构,其导体外部铠甲采用氩弧焊填丝焊接连接而成。在线圈运行过程中,导体遭受的巨大电磁载荷主要依靠不锈钢铠甲承受。采用数值模拟与实验研究相结合的方法,研究了导体铠甲在磁体运行过程中的受力情况,并通过常低温拉伸实验,获得了铠甲母材与焊缝4. 2 K力学性能测试。实验结果表明,导体铠甲母材与焊缝试样机械性能,均能满足CFETR CS模型线圈超导体设计要求。     

HT-7UPF导体的设计及其稳定性分析

使用简单地功率和能量平衡关系,分析了CICC(Cable-in-Conduit-Conductor)型超导体的稳定性。为了导体的设计,推导出一些仅含有超导电缆几何因子和导体运行参数的表达式。最后给了一种HT-7U极向场PF(Poloidalfield)线圈导体的设计结果。     

大截面刚度CICC 导体螺旋放送系统的设计与校核

聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT) 是为了探索与建设中国聚变工程试验堆(CFETR) 关键技术和原型系统的大科学装置. 环向场(Toroidal Field, TF) 线圈是 CRAFT 系统的 重 要 组 成 部 分, 旨 在 制 造 出 用 于CFETR 的环向场原型线圈. 本文结合 CRAFT TF 线圈的结构特点和无张力绕制的工程需求, 针对大截面刚度CICC 导体恒速度、 恒高度螺旋放送的技术难点, 完成了导体放送系统的结构设计, 并采用 ANSYS 软件对关键承载部件进行静力学校核, 验证了导体放送系统结构设计的可靠性和材料选择的合理性. 同时, 对导体的螺旋放送过程进行简化, 建立了待放导体旋转与下降过程的力学模型, 获得了导体放送过程中克服转动惯量所需摩擦力的变化曲线, 为导体安装撑紧力的设置提供了依据.     

CFETR中心螺管模型线圈稳定性分析

中国聚变工程试验堆(CFETR)中心螺管模型线圈,内部磁体为Nb3Sn线圈,外部磁体为Nb Ti线圈。模型线圈最高磁场可以达到12.0T。针对提出的内部线圈方案,借助一维失超分析软件Gandalf,对Nb3Sn线圈的温度裕度、稳定裕度做了计算。在49k A,12T运行条件下,温度裕度为1.9K,稳定性裕度421.2m J/cm3~426.6m J/cm3。结果表明,温度裕度和稳定性裕度均不低于ITER导体设计要求。     

基于能量裕度和温度裕度CICC导体数字模拟设计

CICC(Cable-in-Conduit Conductor)超导体是大型低温超导磁体的首选导体,在大电流和快速变化磁场环境中以及给定稳定性裕度、温度裕度、空隙率等条件下,开展CICC超导体结构的优化设计及稳定性分析是非常重要的。因此,文中针对CICC导体设计问题,提出数字模拟设计的想法;推导了关于CICC导体结构矩阵参数的算法;建立了导体数字模拟的模型;同时将数字模拟设计情况与工程设计值进行了比较和分析,结果二者基本吻合。     

管内电缆导体稳定性仿真分析

管内电缆导体(cable-in-conduit conductor,CICC)即铠装电缆导体,是由内冷超导体(ICS)发展演变而来的。随着超导技术的发展,CICC在大型超导核聚变实验装置及超导储能磁体中的应用具有不可比拟的优越性。CICC通常运行在大电流和快变磁场中,它的稳定性对其实际应用起着重要影响,因此对CICC稳定性研究有很大的实际意义。文中基于一维数学模型(Gandalf软件)的基础上,对ITER校正线圈(CC)CICC的稳定性进行仿真,研究了CICC的稳定性裕度与电缆的运行温度、加热长度和质量流速率之间的关系,根据仿真结果,得出了电缆运行温度、加热长度与氦的质量流速率对CICC稳定性裕度的影响,最后把仿真结果与理论分析进行对比,验证了仿真结果的正确性。     

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介绍了国内首个聚变堆用Nb3Sn超导磁体模型线圈。采用一维数学模型Gandalf对其管内电缆导体(CICC)结构的超导体稳定性进行仿真,得到了CICC稳定性裕度与磁场强度和运行电流之间的关系。这对于磁体的设计和运行都有十分重要的意义。     

CFETR中心螺管模型线圈用超导电缆的绞制研究

超导磁体系统是中国聚变工程实验堆(CFETR)装置的重要组成部分,其超导磁体线圈采用CICC(Cable-In-Conduit Conductors)导体绕制而成。介绍了CFETR中心螺管模型线圈(CSMC)用超导电缆的绞制过程,分析了绞制过程中放线张力和模具设置等因素对结构参数控制及其绞制质量的影响,确定了超导电缆绞制技术方案,成功绞制了一根长度为20m的超导电缆,并根据超导电缆的结构特点,对超导线的损伤进行了分析。     

CFETR极向场磁体馈线系统线圈终端盒初步设计与分析

介绍了中国聚变工程实验堆(CFETR)极向场线圈馈线系统终端盒(CTB)设计,CTB由外盒体、80K内冷屏、电流引线及超导母线、内部管路系统、阀门系统等子部件组成.利用ANSYS有限元软件,在运行工况和地震工况下对CTB外盒体及内冷屏进行结构强度校核、结构热分析和地震响应分析,得到CTB外盒体的位移、应力分布云图和在地...     

CFETR磁体系统的中子学计算及活化分析

用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况。计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×10¹⁴ MeV•m^–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求。停机后磁体组件的活度为3.33×10¹⁰Bq•kg^–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×10⁸Bq•kg^–1。研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件。     

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用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况.计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×1014 MeV·m–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求.停机后磁体组件的活度为3.33×1010Bq·kg–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×108Bq·kg–1.研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件.     

泄能支路对CFETR失超保护系统影响分析

中国聚变工程实验堆(CFETR)是中国自主设计的下一代聚变装置,其超导线圈的电流最大达到100 kA。失超保护系统尤其是直流保护开关的可靠性对于超导线圈的保护极为重要。分析了系统中泄能回路参数对CFETR失超保护开关的动作可靠性影响,首先通过理论计算分析杂散参数对开关动作的影响趋势,然后通过仿真求解关断过程中各支路电流电压来验证计算。计算结果证明,较大的泄能支路杂散参数将改变直流开关的关断参数,并降低直流保护开关的动作可靠性。最后对泄能电阻杂散电感提出小于120 μH的设计要求,确保系统安全可靠地运行。     

Plasma shape optimization for EAST tokamak using orthogonal method

It is necessary to reduce the currents of poloidal field(PF) coils as small as possible, during the static equilibrium design procedure of Experimental Advanced Superconductive Tokamak(EAST). The quasi-snowflake(QSF) divertor configuration is studied in this paper. Starting from a standard QSF plasma equilibrium, a new QSF equilibrium with 300 kA total plasma current is designed. In order to reduce the currents of PF6 and PF14, the influence of plasma shape on PF coil current distribution is analyzed. A fixed boundary equilibrium solver based on a non-rigid plasma model is used to calculate the flux distribution and PF coil current distribution. Then the plasma shape parameters are studied by the orthogonal method. According to the result, the plasma shape is redefined, and the calculated equilibrium shows that the currents of PF6 and PF14 are reduced by 3.592 kA and 2.773 kA, respectively.     

CFETR纵场磁体线圈内馈线结构设计与分析

介绍了中国核聚变工程试验堆(CFETR)纵场磁体线圈馈线系统内馈线的结构,它由外盒体、万向节、 超导母线与冷却管路以及内部支撑架等子部件组成。在纵场磁体线圈内馈线工况下,对其进行了结构设计,并通 过有限元分析,获得了内馈线工作状态下的应力和位移分布云图。结果表明,最大应力与最大位移变形均满足设 计使用要求。      

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。     

ITER超导磁体线圈电磁分析

ITER装置CS线圈、PF线圈、TF线圈是ITER装置超导磁体系统的重要组成部分.电磁性能是超导磁体重要的方面,在研制时对各个线圈的电磁分析是十分重要的.文中通过PRO/E建立模型用Ansys软件,对ITER导体的线圈在其最大工作电流下进行有限元分析,分析的模型分别为:只有CS线圈与PF线圈二维模型;单独TF线圈三维模...