CRAFT TF导体弯绕成形力学仿真与试验

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，旨在研制出用于CFETR环向场原型线圈.本文基于弹塑性力学理论，通过建立TF导体连续弯绕成形有限元分析模型，对TF导体弯曲成形过程进行力学仿真，获得了TF导体在成形过程中的应力、应变和成形力等力学参数，预测了TF线圈绕制过程导体截面变形、回弹、应力和应变情况，并采用TF导体开展了弯曲成形验证试验，为TF线圈的精密绕制和成形设备的工程设计提供了可靠的依据.     

CFETR导体TF铠甲超声相控阵检测研究

中国聚变工程试验堆CFETR(China Fusion Engineering Experimental Reactor)磁体系统中的环向磁场TF(Toroidal Field)导体,其铠甲采用外方内圆结构,服役条件恶劣,质量要求等级为一级.针对TF铠甲异型结构,开展超声相控阵仿真与实验研究.首先采用CIVA仿真软件中...     

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。     

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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在中国聚变工程试验堆(CFETR)的概念设计阶段,为了将来正确设计和顺利加工其中心螺线管(CS)线圈,设计了一个由Nb3Sn内线圈和NbTi外线圈组成的模型线圈。采用线电流模型和后期数据处理的方法对其磁场做了精确计算,解决了线电流模型不能计算导线内部磁场的问题。在此基础上计算了线圈的电感和电磁应力等参数。     

CFETR CS模型线圈的电磁分析

在中国聚变工程试验堆(CFETR)的概念设计阶段,为了将来正确设计和顺利加工其中心螺线管(CS)线圈,设计了一个由Nb₃Sn内线圈和NbTi外线圈组成的模型线圈。采用线电流模型和后期数据处理的方法对其磁场做了精确计算,解决了线电流模型不能计算导线内部磁场的问题。在此基础上计算了线圈的电感和电磁应力等参数。     

中国聚变工程实验堆等离子体螺旋波阻尼系数的研究

中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主设计和研制的新一代磁约束聚变装置.基于快波的色散关系,通过理论分析和数值求解等离子体色散函数Z(ξ),获得了螺旋波(快磁声波)与等离子体相互作用波阻尼因子G与等离子体参数和波频率等的关系.研究结果表明:在CFETR等离子体放电参数下,螺旋波能够产生显著的离轴波功率沉积和波驱动电流,波与等离子体相互作用的主要物理机制是电子朗道阻尼.此外,螺旋波阻尼系数与发射波(谱)的平行折射率和等离子体参数密切相关,但总是随着波频率增加而变大.对CFETR装置混合运行模式的GENRAY/CQL3D模拟研究结果表明, 800 MHz的螺旋波能够在r≈0.5a处产生显著的波功率沉积和波驱动电流,驱动电流的效率约为50 kA/MW.     

CFETR内冷屏结构方案初探

基于现有冷屏结构,结合CFETR聚变堆装置的结构特点,提出了一种沿冷却板厚度方向钻冷却通道的深孔结构方案.对内冷屏各部件设计了并联加串联的特殊流道,采用有限元法计算了该方案内冷屏各部件的温度分布.结果表明,采用深孔法冷却方式,冷屏温度分布更均匀,降温效果更好.在输出辐射功率相近的条件下,深孔法的冷却方式可将表面辐射率上...     

CFETR中心螺线管超导模型线圈预紧机构的优化设计及分析

介绍了中国聚变工程实验反应堆(CFETR)中心螺线管(CS)超导模型线圈,其主要包括Nb3Sn线圈、NbTi线圈、预紧机构、缓冲区、接头、接头支撑、冷却氦管和氦管支撑等部件。CS模型线圈预紧机构由15个预紧梁、30根预紧杆和支撑板组成。在室温下对预紧机构施加75MN的预紧力,基于ANSYS的电磁分析及优化设计模块进行了预紧机构优化设计和力学分析。力学分析结果表明,预紧机构满足使用要求。     

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。     

中国聚变工程试验堆上新经典撕裂模和纵场波纹扰动叠加效应对alpha粒子损失影响的数值模拟

托卡马克聚变堆中高能量alpha粒子的良好约束是获得稳态燃烧等离子体的前提,除了磁场波纹损失,不稳定性也会引起额外的损失.本文基于中国聚变工程试验堆(CFETR)参数, alpha粒子初始分布和新经典撕裂模(NTM)扰动分布,利用粒子导心跟踪方法分别对磁场波纹和NTM两种扰动及叠加下的粒子损失进行了详细的数值模拟.结果显示粒子损失份额不随NTM扰动幅度增大而增大,两种扰动的叠加效应不明显.通过扫描装置波纹度大小以及分析相空间粒子密度和波纹损失区分布,确认原因是CFETR波纹损失区较小,没有覆盖高能量粒子(EP)密度和NTM扰动主要分布区.此外, NTM没有引起直接粒子损失和俘获粒子剖面坍塌.显著的俘获粒子密度剖面展平,并扩展到波纹损失区是两种扰动叠加效应显著的前提.无碰撞波纹随机扩散是CFETR初始分布alpha粒子的主要损失通道,通行粒子约束不受磁场波纹影响.本文研究结果对CFETR概念设计中alpha粒子物理和低频不稳定性下的EP行为具有重要意义.     

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水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

基于系统程序的CFETR 工程预估造价评估

采用国际上多年来在托卡马克装置的部件研发、建造和运行经验形成的数据分析模型,运用MathCAD软件,根据中国聚变工程实验堆(CFETR)的概念设计方案,将其运行模式的设计参数作为初始值输入程序进行运算,得到CFETR 关键参数的关联性。通过对运算结果进行初步分析,给出了CFETR 聚变堆装置关键部件的工程参考造价及其所占比重;通过与ITER 装置造价构成进行比对,分析模拟结果的合理性,初步讨论其造价比重分布趋势原因,并给出相应优化方案和运行建议,为后续聚变堆的工程建设造价优化和结构设计分析,提供参考。     

CFETR 水冷陶瓷包层时间相关产氚特性初步分析

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

CFETR水冷陶瓷增殖剂包层中子学分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)三维中子学模型,应用蒙特卡罗输运程序MCNP5和IAEA聚变评价核数据库FENDL2.1,完成了WCCB中子学性能分析。研究了在200MW、500MW、1.0GW、1.5GW聚变功率下中子壁载荷(NWL)、氚增殖率(TBR)、核热沉积以及包层材料的辐照损伤。结果显示,目前WCCB包层核分析结果满足CFETR设计要求。     

CFETR N-NBI验证样机恒温供水系统的设计

通过分析中国聚变工程实验堆(CFETR)的基于负离子源的中性束注入系统(N-NBI)验证样机中等离子体电极的工况,确定了其恒温供水的技术参数,设计出了CFETR N-NBI验证样机恒温供水系统。     

氦气实验回路HeCEL-3概念设计的初步系统分析

利用大型系统与安全分析软件APROS 对氦冷实验回路(HeCEL-3)进行了包括稳态和瞬态的工况分析,不仅给出了回路设备参数的选取参考值、回路热工参数的分布,而且给出了回路瞬态运行的主要参数变化,为回路的设计和进一步设备调研提供了数据参考。同时,其分析过程和结果对中国聚变工程实验堆(CFETR)和未来聚变堆冷却回路的设计也有一定的借鉴意义。     

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基于毕奥萨法尔定律计算了中国聚变工程实验堆(CFETR)中心螺线管模型线圈上的磁场、电磁力，采用有限元分析工具ANSYS计算了线圈引线上的Von-Mises应力。基于分析设计对线圈的内应力进行了评定，并进一步研究了大应力区域各种不同类型的应力的分布状况，为后续模型线圈的进一步优化设计和加工制造提供了参考。     

CFETR 堆体活化计算与分析

运用FLUKA计算程序对中国聚变工程实验堆(CFETR)进行了一维模拟活化运算,得出了产氚包层、屏蔽层、真空室结构材料、环向场线圈等模块的中子活化特性。计算结果表明,在聚变堆以200MW聚变功率持续稳态运行一年后,刚停堆时堆体的总活度为1.05×10 ¹⁹ Bq,停堆十年后堆体总活度为1.03×10 ¹⁷ Bq,此时堆体的主要残留放射性核素为⁵⁵ Fe。研究结果表明,目前CFETR的设计不存在突出的放射性环境安全问题。