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。     

ITER极向场内馈线的结构设计

根据ITER装置对极向场内馈线系统的性能要求,同时考虑该系统所处空间位置的复杂性和工作环境的特殊性,利用三维建模软件CATIA对极向场内馈线结构进行概念设计,为同类型超导磁体的馈线设计提供了有益的参考。     

ITER 极向场线圈销轴电弧喷涂 3Cr13涂层性能研究

按照ITER极向场线圈(PF)销轴的设计要求,考虑到工程制造过程中的实际需求,采用对锻造后的销轴进行电弧喷涂铁基3Cr13耐磨涂层以增加其表面硬度和耐磨性能。所制备的涂层性能优异,与基底之间的结合牢固,表面维氏显微硬度HV0.3为353MPa,比基底材料增加了23.4%,摩擦磨损性能测试表明,涂层材料在77K液氮及真空环境下耐磨性能更优,满足ITER PF销轴的要求。     

ITER直流隔离开关短路试验研究

基于ITER极向场变流器系统,分析了直流隔离开关短路故障,提出ITER直流隔离开关短路试验要求。基于中国科学院等离子体物理研究所直流测试平台,为ITER直流隔离开关短路试验设计了先建立直流电压再闭合短路开关的后短路试验方案,包括选取变压器档位、计算试验电流所对应的直流电压等内容。通过仿真和试验验证了试验方案的可行性,试验结果证明了直流隔离开关对短路故障的抑制能力满足ITER极向场变流器运行要求。经分析计算,350 kA试验电流需要直流电压270 V。在试验中,预设直流电压270 V时,试验电流达不到350 kA,将预设直流电压提高到300 V后,试验电流峰值达到362.5 kA,且超过350 kA的部分达到100 ms。实际预设直流电压比理论计算值大30 V,这是电网电压的波动造成的。     

ITER直流隔离开关短路试验研究

基于ITER极向场变流器系统,分析了直流隔离开关短路故障,提出ITER直流隔离开关短路试验要求。基于中国科学院等离子体物理研究所直流测试平台,为ITER直流隔离开关短路试验设计了先建立直流电压再闭合短路开关的后短路试验方案,包括选取变压器档位、计算试验电流所对应的直流电压等内容。通过仿真和试验验证了试验方案的可行性,试验结果证明了直流隔离开关对短路故障的抑制能力满足ITER极向场变流器运行要求。经分析计算,350 kA试验电流需要直流电压270 V。在试验中,预设直流电压270 V时,试验电流达不到350 kA,将预设直流电压提高到300 V后,试验电流峰值达到362.5 kA,且超过350 kA的部分达到100 ms。实际预设直流电压比理论计算值大30 V,这是电网电压的波动造成的。     

ITER极向场馈线系统冷屏初步设计

ITER极向场馈线系统采用冷屏以降低4K温区低温部件的热负荷。该文对极向场馈线冷屏的初步设计进行介绍,并计算了冷屏的热负荷。     

ITER产氚试验包层模块中子诊断系统的初步设计

1封装薄箔活化片分析系统 此种方法己广泛用于裂变堆的中子强度测量，现己用于几乎所有大型托卡马克的中子产额测量，利用中子辐照某些高纯材料薄箔（样品），被中子活化的样品辐射某种能量的γ射线，经高分辨能力的半导体探测器[如HP—Ge或Si（Li）]测量，得到辐照到样品上的中子的中子数。     

ITER 68 kA高温超导特大电流引线研发

国际受控热核聚变试验堆由18个D形环向场线圈、6个中心螺管线圈、6个圆形极向场线圈和18个校正场线圈组成巨大的超导磁体系统.为大幅度减小磁体系统的低温制冷设备投资和日后的运行费,采用容量分别为68、52、45和10 kA总共30对高温超导电流引线馈电.不仅电流容量特大、安全性要求特高,而且还需承受低真空下巴申放电条件的30 kV直流高电压.本文介绍68 kA电流引线的相关设计和研发.     

ITER校正场导体不锈钢铠甲力学性能研究

ITER校正场导体在生产过程中,要经过压缩成型。为了模拟导体的真实工况,铠甲力学测试样品在准备前都压缩到了导体要求的尺寸。文中测试了ITER校正场(CC)导体在正式生产阶段不锈钢铠甲的常温与低温(7K)力学性能,并进行了统计分析。     

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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。     

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。     

ITER TF超导体焊缝的氦质谱气密性检测

国际热核聚变实验反应堆(ITER)磁体环场线圈TF导体采用CICC(cable in conduit conductor)导体结构,其导管为316LN型不锈钢套管。文中针对ITER项目对导体气密性要求,主要介绍了超导体导管焊缝的氦质谱气密性检测技术方法、检测系统、检测流程和漏率计算。     

单级电磁感应线圈发射器温升研究

同步感应式线圈型电磁发射器主要采用脉冲电流对线圈直接供电,其实际工作过程中电枢和线圈会产生温升,这是当前制约线圈发射器向小型化、高速发展的一个主要因素。本文通过建立电磁线圈的温升模型,对于单次触发的情况,分别利用Comsol和自编程序Coilgun进行计算,并搭建相应的试验平台进行验证。采用直接耦合方式的Comsol计算结果最为准确,也能考虑材料参数随温度的变化。仿真得到电枢的温升大约为4.2 ℃,线圈最大温升为7.7 ℃。由于热电偶温度传感器的测量延迟性与采样频率的限制,电枢温度试验曲线未能测量到仿真曲线中出现的温度最大值点,可记录到整个试验过程中温度变化曲线,其变化形势以及最终稳定的温度与仿真的基本一致,误差最大为6.1%,说明了仿真的准确性。为后续进行多级线圈连续发射奠定基础。     

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采用热等静压扩散连接技术并通过添加Ti/Cu中间过渡层实现了Be与CuCrZr合金之间的可靠连接,所制作的ITER第一壁小模块已通过高热负荷疲劳试验.对试验后的小模块进行了超声波无损探伤,发现界面多处存在大尺寸缺陷.介绍了高热负荷疲劳试验后模块的破坏性检测与分析,结合对缺陷界面的金相观察、SEM观察及EDS分析方法,确定了缺陷形成的主要原因.     

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简要介绍了ITER计划的发展历程;综述了ITER实验包层模块计划(ITER-TBM)的历史、主要技术路线和最新的设计与研发进展;概述了与实验包层计划相关的DEMO聚变堆的定义与发展策略。最后,介绍了国内开展的基于固体增殖剂概念的ITER实验包层的初步设计概况,对TBM的研发计划提出了建议。     

ITER第一壁模块Be/Cu连接界面的热疲劳损伤分析

采用热等静压扩散连接技术并通过添加Ti/Cu中间过渡层实现了Be与CuCrZr合金之间的可靠连接,所制作的ITER第一壁小模块已通过高热负荷疲劳试验。对试验后的小模块进行了超声波无损探伤,发现界面多处存在大尺寸缺陷。介绍了高热负荷疲劳试验后模块的破坏性检测与分析,结合对缺陷界面的金相观察、SEM观察及EDS分析方法,确定了缺陷形成的主要原因。     

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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。