ITER ELM原型线圈水压降测试

ITER ELM线圈设计用于控制等离子体边界局域模,线圈导体采用氧化镁矿物绝缘导体结构,其中铜导体采用内径33.3mm的中空铬锆铜导体。单匝ELM线圈最高运行电流为15kA,线圈运行过程中铜导体内通入去离子水冷却,设计冷却水流速为8m3/s以保证线圈达到稳定运行温度。等离子体物理研究所完成了ITER内部线圈ELM原型线圈预研及制造并搭建了线圈流动阻力实验平台,并对ELM原型线圈进行压降测试实验。文中介绍了ITER装置中ELM线圈的压降测试平台的设计,对线圈压降实验数据进行分析。对比理论值与实验值,实验结果表明理论计算与实验值基本一致,实验结果具有可信性。     

ITER中国氦冷固态氚增殖剂实验包层模块中子学设计

实验包层模块（Test Blanket Module，TBM）是将在ITER装置上进行实验的关键部件，它放在ITER装置中子流强最高、热流密度最大的赤道面位置，直接面对等离子体。TBM是为将来发展DEMO聚变堆包层技术而进行模拟和测试未来聚变电站相关材料和技术的重要实验平台。     

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。     

ITER校正场底部线圈结构的有限元分析

采用有限元法(FEM)研究了ITER装置中超导校正场底部线圈 (BCC)结构的力学性能。针对BCC结构各组合部件三个方向尺寸的巨大差异,将BCC结构均匀化模型和局部细化模型分步组合,通过有限元分析获得了整体结构和薄弱部位各材料的位移场和应力场。针对BCC结构提出了支撑部位螺栓中预紧力的确定方法,用有限元法得出合理的螺栓预紧力,可用于指导BCC结构的安装。     

小管径内螺纹管的蒸发实验研究及传热和压降关联式的评价

本文对4种内螺纹管管内蒸发对流换热和压降特性进行了实验研究。测试采用的管型外径为均为5 mm,螺旋角均为18°。给出了实验结果,并采用已有的模型对这些数据进行了分析,并提出了新的模型,该模型可以准确预测实验结果。     

ITER试验包层模块的中子学分析与设计

ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据。本文首先应用TRANSX程序完成基于FENDL2.0新库制作,以及中子输运程序和数据库的基准检验;然后应用二维中子输运程序TWODANT,计算和分析了中国氦冷Li₄SiO₄固体氚增殖剂的试验包层模块的功率密度分布、增殖区产氚特性、结构材料的中子辐照特性、结构材料和增殖材料的产氢和产氦等特性,并给出一个经合理优化的 TBM中子学初步设计结果。     

中国氦冷固态实验包层氦气实验回路设计分析

介绍了拟建的高温高压氦气实验回路的主要目标、特征以及回路中各设备的性能、参数,应用RELAP5程序完成了回路的热工设计分析,CAESAR程序优化了管路和设备的布置及应力分析,结果表明设计具备工程可行性。     

ITER校正场磁体超导接头的设计与测试

设计了一种超导接头用于ITER校正场线圈和超导电流引线之间电流和液氦传输。介绍了校正场线圈超导接头和超导体的结构,计算了接头的直流电阻,确定了合理的超导接头制造工艺。超导接头样品电阻的检测值为1.4nΩ,低于5nΩ的设计值。     

高温超导环向场D型线圈的电磁设计

随着高温超导材料和应用技术的进步,采用高温超导技术已成为未来磁约束核聚变装置的发展方向。以ITER托卡马克环向场磁体为研究和应用对象,采用YBCO带材进行了小型高温超导环向场D型线圈的电磁设计,分析了在带材的总用量一定的情况下,线圈的个数和布局对环向场磁体的临界电流、磁场强度及位形的影响,探讨了高温超导环向场磁体的电磁设计方法和技术要点。     

ITER校正场过渡馈线冷质支撑的设计与传热分析

对过渡馈线的冷质支撑在真空与低温环境下的绝热性能进行研究,以增大热阻抑制热量传递为目的,在保证强度的基础上,同时考虑加工与装配的方便,确定了一种支撑结构.并利用有限元方法对该结构进行了稳态传热分析,得出了支撑的温度分布和冷量损耗大小.研究表明该支撑在满足强度的要求下,不仅结构简单、装配方便而且绝热性能良好,能很好地降低...     

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阐述了ITER遥控运输车初步结构和工作状况,运用有限元方法对其进行模态分析并在地震载荷作用下进行加速度反应谱分析,验证了遥控运输车在地震情况下的安全性并给下一步的优化设计和实验提供了参考数据。     

ITER TF导体压降流阻测试试验与分析

由于国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,简称ITER)的磁体系统运行时利用迫流氦进行冷却,迫流氦在线圈内部流动,产生一定阻力,会影响磁体线圈的正常工作,需要对磁体线圈进行压降测试。着重介绍线圈导体的流体测试试验,根据ITER纵向场(Toroidal Field,简称TF)的导体PA技术要求,搭建测试平台并在室温下进行氮气压降-流量测试实验。使用经验公式进行理论压降计算,计算结果与测量值进行对比,较为接近。同时,也利用该根导体参数进行低温下压降计算,计算结果和国外相关数据,相似。     

ITER送气系统穿透结构设计

介绍了作为ITER气体加料系统关键技术之一的管道穿透结构的设计工作进展,给出了偏滤器窗口延伸部分和低温冷屏以及上窗口延伸部分和环向真空封闭法兰的管道穿透结构设计和初步分析结果。     

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介绍了作为ITER气体加料系统关键技术之一的管道穿透结构的设计工作进展,给出了偏滤器窗口延伸部分和低温冷屏以及上窗口延伸部分和环向真空封闭法兰的管道穿透结构设计和初步分析结果。     

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...     

微振动低温氦气恒温器的设计与实验

氦气作为一种导热系数较高的气体,能有效的传递冷量,可以对无法与样品座良好热接触的样品进行有效地冷却。同时对于自身传导性能较差的样品,低温氦气可以为样品提供一个温度均匀性和稳定性都较为理想的低温环境。文中介绍了一种G-M制冷机作为冷源,氦气作为传导介质的低温恒温器的设计。针对G-M制冷机的振动特性,做了实验和优化设计,使得G-M制冷机传递给样品腔的振动大大降低。     

ITER TF线圈电磁特性分析

ITER磁体由6组中心螺管线圈、18组纵场线圈、6组极向场以及18组校正场线圈组成。作为ITER线圈最基本的特性,线圈电磁场是线圈超导和热工水力性能分析的基础。利用有限元方法对ITER TF线圈在正常工作状态下以及各种故障态下的电磁行为进行分析。     

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用有限元软件Fluent对EAST超导磁体电流引线中氦气流阻进行了计算。计算中对氦气模型进行了简化和分段,相邻两段模型间采用流量边界条件和压力边界条件进行耦合。计算结果表明:氦气的压力降主要集中在靠近室温端;气体模型厚度越薄,氦气压力降越大;通过电流引线的电流越大,氦气的压力降越大;在引线片凸纹的狭窄处氦气速度很大,在靠近室温端时最大可以达到21m.s-1左右。     

水平管内二氟乙烷两相流动摩擦压降实验研究

对制冷剂二氟乙烷(HFC-152a)在内径为8mm的水平管内进行了两相流动沸腾摩擦压降的实验测量.实验测量的压力范围为0.19—0.41MPa,热流密度范围为14—62kW/m2,流量范围为128—200kg/m2s.实验测量表明:HFC-152a的两相摩擦压降随质量流量、质量含气率的增大而增大;热流密度则对摩擦压降的直接影响很小,但通过影响两相流流型间接影响了摩擦压降;当流型由分层流动转变为半环状流或环状流时,总压降中加速压降所占比例有所减小,而摩擦压降所占比例则有所增大;摩擦压降随饱和压力的增大而减小.使用两个应用广泛的压降计算式进行了计算.实验测试结果与计算结果对比后发现,Friedel模型与实验结果偏差较大,而Müller-Steinhagen-Heck模型则与实验结果符合较好.