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.     

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为考察ITER真空室中子屏蔽结构组件对选址地法国Cadarache地震加速度频谱的单点响应情况,根据ITER真空室中子屏蔽组件的设计概念和结构特点,建立了组件结构的有限元分析模型。应用有限元分析软件ANSYS对组件进行了结构模态分析,并基于其结果进行了模态叠加。分析发现,组件结构的低阶振型与高阶振型有差异,且结构与低阶频率发生响应,但引起的位移与应力在允许的范围之内。结果表明,装配体结构更能适应结构抗震性的设计要求。仿真计算的结果为组件结构的优化设计和下一步的工程实现提供了可靠的依据。     

聚变堆与聚变堆材料——ITER试验包层模件的概念设计

ITER试验包层模件(TBM)系统必须具备以下功能：(1)演示氚的增殖能达到DEMO的技术目标，(2)采用合适的冷却剂排出高温的热能以演示能达到DEMO的技术目标(包括合适的压力降和泵唧功率)，(3)在允许的温度和应力限制下，排出表面热负荷和体积热负荷，(4)按照ITER中子通量的目标，降低真空室的核反应、超导线圈的核发热和辐照损伤，(5)最大限度提供机械结构的自支撑以降低传到真空室的机械载荷，隔离’rBM和真空室之间的热量传递。     

ITER中子屏蔽结构的虚拟装配研究

国际热核实验反应堆ITER计划是一项大型国际研究合作项目。中子屏蔽结构位于真空室内、外壳之间,其作用是屏蔽中子流、降低环向磁场波纹度。中子屏蔽结构的虚拟装配需要与其设计同时进行,以便指导和改进设计。为了实现其虚拟装配,运用反装思路,通过DELMIA创建其拆卸路径来设计并仿真整个装配过程,实时分析其装配间隙,作为对模型进行优化设计的依据。所得结果满足ITER国际组对中子屏蔽结构的设计要求,并为结构的实际装配提供了参考依据。     

ITER装置中IWS装配仿真设计及研究

内中子屏蔽层(IWS-In Wall Shielding)是国际热核聚变实验装置(ITER)中核心装置-真空室(VVVacuum Vessel)的重要组成部分.由于真空室结构复杂,各项性能要求高,根据ITER国际组织要求,其所有结构必须结构设计与装配模拟研究同步进行,通过对其装配过程的动态模拟,确定其各部件的装配关系,...     

聚变堆设计研究进展综述

本文综述了2006年度聚变堆设计研究的主要工作，重点是聚变示范堆DEMO设计，ITER实验包层模块（TBM）设计，聚变堆安全分析与高温、高压氦实验回路建设等方面的进展。     

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ITER聚变装置在运行过程中会产生大量的灰尘,当发生事故冷却水进入时,与热的灰尘发生反应产生氢气。氢气聚集后可能会燃烧甚至爆炸,对装置产生破坏。运用CFD的方法对“Wet Bypass”事故后反应产生的氢气风险进行了分析评价,得出在事故的初始阶段氢气达到了燃爆的风险,不同流量的冷却水泄漏进入真空室内会带来不同的氢气风险强度,在冷却水进入量十分大的情况下会惰化灰尘产生的氢气风险。并对注入二氧化碳惰化真空室气体空间的措施进行了分析,在事故发生的初期以较大速率充入二氧化碳能够降低氢气带来的风险。     

未来聚变堆真空室制造过程中曲面拟合算法研究

对未来聚变堆(CFETR)真空室制造过程中的制造误差和真空室结构不对称问题,将被测表面网格化,为各测量点引入权重系数,并通过最小二乘法拟合,实现了真空室部件制造误差分配的调整和轮廓精度的改善.     

氦冷固态增殖剂聚变示范堆（HCSB—DEMO）包层的概念设计与分析

1引言 聚变示范堆（DEMO）是ITER运行后下一步聚变实践发展的方向。DEMO堆的设计研发是为将来建造商用聚变堆奠定科学和一程基础，是对聚变堆相关的技术、材料、经济性、安全性、环境和废物处理各方而进行全方位的验证评估；所以DEMO堆的设计中，包层是最重要的部件之一，中子倍增和氚增殖均发生在这一区域中。     

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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。     

管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的初步设计

中方承制的ITER第一壁采用大量焊接连接结构,冷却通道焊缝多,冷却水泄漏风险大,且存在焊接装配难以更换缺损部件等关键问题。在全尺寸原型件工艺认证阶段,需基于半原型研发基础,对其进行更改设计。设计重点在于手指部件采用前部燕尾槽和中部螺钉连接的固定结构,手指对采用前部管管连接、中部管连接件与中心梁焊接形成内部冷却通道回路。对初步设计模型进行了结构热及弹塑性分析。分析结果显示其温度、位移、强度均在可接受范围内,可以采用这种结构继续进行整个增强热负荷第一壁的详细设计。     

管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

对管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁(EHF FW)的标准手指对、边缘手指对及中心梁(CB)开展了热工水力分析.分析结果显示流速分布合理,低于1m·s-1或高于10m·s-1的区域非常小;手指对间的流量分配较合理;整个第一壁的压降为0.351MPa,小于0.4MPa的限定值;在8个循环周期内CB最高温度为409.2...     

ITER校正场线圈剪切销氧化铝涂层低温绝缘性能研究

采用大气等离子喷涂方法在316LN不锈钢剪切销表面喷涂了Al₂O₃+3%TiO₂绝缘涂层,采用NiAl作为粘结层,得到了性能优良的绝缘保护涂层。按照ITER实际运行环境,采用ANSYS分析方法对剪切销进行应力分析,并在低温(液氮,77K)环境下对剪切销加载后进行循环往复摩擦磨损试验。循环5000、10000以及30000周后采用2点和3点法分别测定了涂层的表面电阻和体积电阻,剪切销表面电阻率均大于10⁹Ω•m^-2,体积电阻率均大于10¹⁰Ω•m,表明涂层具有较高的绝缘电阻,满足ITER所需工程条件。     

ITER屏蔽包层第一壁人工缺陷模块热传导计算与分析

设计了3个外形一致的模块,其中两个在铍铜界面处预制有不同尺寸、形状和位置的缺陷,另一个是无缺陷的完整模块。通过有限元计算方法,分析了预制缺陷对温度分布的影响。通过无缺陷的完整模块的传热分析,评估有效的缺陷位置区域,计算了不同尺寸、形状、位置的缺陷的温度分布;根据对热传导基本公式中的各个量分别进行研究,并通过比较各种因素,得到了缺陷影响铍和铜合金界面温度的主要因素。     

ITER第一壁铍-铜界面缺陷的热应力及弹塑性结构分析

为保障第一壁板铍/铜连接的性能满足ITER运行要求,需通过高热负荷疲劳试验评估缺陷的影响,确定可接受的缺陷尺寸、形状、位置等。针对该试验用增强热负荷(EHF)第一壁小模块,通过温度场及弹塑性结构分析,研究试验工况下铍/铜界面预制人工缺陷对模块性能的影响。分析结果表明,缺陷位置和尺寸都会对缺陷附近的弹塑性应变产生直接影响,从而影响模块的热疲劳性能;缺陷越大,影响范围越大;边缘型缺陷的影响远大于中心位置缺陷。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块第一壁的改进设计与分析

根据中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CH HCCB TBM)设计方案,对TBM 第一壁进行改进设计,在ITER 相应运行工况条件下,进行了热工水力及应力计算与分析。分析结果表明,改进后的第一壁要求、最大应力值和在最高温度、冷却剂压降及应力分布方面,表现均优于原设计方案第一壁。