ITER PF导体铠甲低温力学性能研究

ITER PF磁体导体采用CICC导体结构,其铠甲采用内圆外方316L不锈钢套管。本文针对ITER项目对该材料的性能要求,详细地研究了其常-低温力学性能。并就导体缩管过程中产生的形变量对材料力学性能的影响进行了讨论。     

ITER CC导体测试装置数据采集系统的设计与应用

系统介绍了ITER CC性能认证超导导体测试装置数据采集系统的硬件设计。该系统可以对温度、压力、流量、液位、电流、磁场、电阻、电压降等物理量进行测量,并能根据实际需要进行系统扩展。另外还对基于VC++6.0编程环境下的数据采集系统的程序设计进行了介绍。通过对软件和硬件的集成调试,该系统实现了高速高精度的数据采集。     

ITER TF导体不锈钢铠甲表面缺陷测量研究

ITER TF导体采用CICC导体结构,其铠甲采用316LN不锈钢套管。针对ITER项目对该材料的验收要求,提出了一种基于坐标法来测量TF导体铠甲表面缺陷深度的方法,并对测量数据进行分析。实验结果表面该方法具有较高测量精度,在ITER导体表面缺陷深度测量具有可行性。     

ITER TF导体制造研究

ITER聚变反应堆纵场磁体系统由采用CICC结构的TF导体构造。通过短距离TF导体集成试验,文章报道了电缆伸长率、铠甲冷作变形比例、穿缆拉力测量等结果,从而验证TF导体制造在中国实现的背景可能。     

ITER超导导体不锈钢管不同温度下性能研究

ITER内部线圈超导导体采用一种特殊工艺的不锈钢矿物绝缘导体(SSMIC),即内部采用铜导体,中间绝缘层及外部铠甲的三明治复合结构。不锈钢铠甲作为内部线圈导体的重要组成部分,其优异的性能是内部线圈导体正常运行的保障。针对ITER内部线圈超导导体项目中对材料性能的要求,详细研究了其常温、高温状态下的力学性能,并就导体成型过程中不锈钢的变形量对材料力学性能的影响进行了讨论。     

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.     

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对TF线圈馈线系统做了地震响应分析。利用ANSYS有限元软件对一个TF线圈馈线系统进行了模态分析与响应谱分析,得到了在地震载荷下的峰值响应(应力和位移)。最后,根据 ITER 磁体结构设计标准,对系统的最大Tresca应力进行了评估。结果表明,TF线圈馈线系统满足SC1抗震等级的要求。     

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...     

CICC导体接头电阻低温实验平台

ITER计划是目前国际最大的科技合作项目,中国承担ITER PF/TF/CC/CB/MB等超导导体及全部CC磁体、PF6大线圈的研制任务。CICC导体接头技术是磁体研制中关键技术,为了开展ITER超导磁体接头的研制,中国科学院等离子体物理研究所建立了大电流超导导体接头电阻低温实验平台。该平台主要包括:Φ300mm低温杜瓦、20kA超导变压器、电源系统、失超保护系统及数据采集系统。详细介绍了该测试平台的设计、研制,并利用该测试平台开展了多次ITER CC导体接头电阻的低温实验研究工作。     

ITER纵场磁体馈线温度场分析

ITER超导托卡马克装置在运行之前要对磁体线圈及馈线系统进行冷却降温,以达到超导体工作所需的低温环境.文中利用大型有限元分析软件ANSYS的温度场分析模块,对纵场磁体馈线系统的降温过程进行模拟仿真,得到了不同时刻馈线上的温度分布情况.在得出冷却过程中馈线上的温度变化之后,又根据稳定状态时的温度分布对结构进行了热应力分析...     

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用解析法分析了螺栓的受力情况,计算出了螺栓的预紧力,设计了各种螺栓的参数,介绍了变更设计中用超级螺栓来防松的问题,提出了用全尺寸的螺栓模型和支撑结构的装配模型进行实际工程测试研究来增加设计的可靠性,为ITER纵场磁体支撑的螺栓结构设计提供了工程参考。     

ITER纵场磁体支撑变更设计的螺栓问题探讨

用解析法分析了螺栓的受力情况,计算出了螺栓的预紧力,设计了各种螺栓的参数,介绍了变更设计中用超级螺栓来防松的问题,提出了用全尺寸的螺栓模型和支撑结构的装配模型进行实际工程测试研究来增加设计的可靠性,为ITER纵场磁体支撑的螺栓结构设计提供了工程参考。     

ITER TF线圈馈线系统地震动响应分析

对TF线圈馈线系统做了地震响应分析。利用ANSYS有限元软件对一个TF线圈馈线系统进行了模态分析与响应谱分析,得到了在地震载荷下的峰值响应(应力和位移)。最后,根据ITER磁体结构设计标准,对系统的最大Tresca应力进行了评估。结果表明,TF线圈馈线系统满足SC1抗震等级的要求。