中国的超导托卡马克装置HT-7U用炭基面对等离子体材料的研究(英文)

聚变能作为一种潜在的替代能源 ,可以为将来提供清洁和无穷尽的能源供给 ,引起中国政府的高度重视。一项国家大科学工程“超导托卡马克HT 7U的建造”目前正在中国科学院合肥等离子体物理研究所实施。考虑到HT 7U将运行在高热负荷和近稳态的工作条件下 ,研究和选取面对等离子体候选材料就显得极为重要。中国科学院山西煤炭化学研究所和合肥等离子体物理研究所合作致力于HT 7U用炭基面对等离子体材料的研究和开发。本文主要介绍了聚变能的优点 ,有关聚变研究的一些基本概念如托卡马克 ,等离子体 ,面对等离子体材料 ,壁材料和等离子体间的相互作用行为等。给出了HT 7U用炭基面对等离子体材料的主要结果。

HT-7U超导磁体导体摩擦系数的测定

HT 7U超导托卡马克的纵场磁体 (TF)和极向场磁体 (PF)都将采用3 8K超临界氦迫流冷却的CICC (CableinConduitConductor)。描述了HT 7U超导托卡马克CICC的摩擦阻力实验。实验采用常温的氮气作工质 ,雷诺数Re范围达到30 0～ 6 0 0 0。利用Katheder经验公式对实验的摩擦阻力系数进行了重新拟合 ,它与经验公式的计算结果存在一定的误差。给出了适于测试导体摩擦阻力系数的经验公式 ,以及导体在工作状态下的摩擦阻力损失。

HT-7U装置纵场线圈的稳态及瞬态传热分析

文章分析了 TH- 7U托卡马克核聚变装置在正常和非正常运行情况下产生的各种热负荷在纵场磁体上的热行为 ,给出了纵场线圈盒最严重部位上的温度分布云图 ,计算过程考虑了核热沉积、各种热传导、热辐射、涡流损耗热和迫流式超临界氦进行对流换热等过程。针对等离子体快速破裂时 ,在极短的时间内 ,其纵场磁体中产生的较大涡流损耗而引起的焦耳热对纵场线圈盒与超导磁体之间的热传递过程加以研究。该文采用国际上较为流行的有限元分析软件 COSMOS/ M进行计算 ,由于简化了纵场线圈有限元分析模型及真实情况下部分热流量的不确定性 ,所得结果较为乐观 ,但这些结果对 HT- 7U装置的工程设计仍具有重要意义。

HT-7U第一壁材料在HT-7装置中的辐照实验研究

把为HT 7U装置开发的系列碳基面对等离子体材料及其比对样品安装在样品架上 ,通过磁力传送机构送入HT 7装置刮削层中进行辐照实验研究。经过若干次等离子体放电实验后 ,取出样品进行表面形貌、表面元素成分及深度分布的X射线光电子能谱分析。结果发现 ,碳石墨材料的掺杂改性和抗等离子体溅射腐蚀的B4

核聚变实验装置HT-7U一维及二维辐射防护设计研究

主要介绍一维、二维中子输运程序ANISN ,DOT 3 5在核聚变实验装置HT 7U辐射屏蔽物理设计中的应用。计算和分析了该装置实验大厅内外中子注量 /能谱、γ注量 /能谱、中子剂量率、γ剂量率的空间分布 ,对屏蔽材料的选取及屏蔽层厚度进行了优化设计 ,为HT 7U装置的辐射屏蔽物理设计提供了建议性意见及理论依据。

HT-7U石墨材料在HT-7超导托卡马克装置的先行实验

通过对 1种新型石墨材料进行等离子体轰击实验 ,近似计算出材料的热导率大约为 70W /m·K ,石墨可以承受高达 2 41MW/m2 的能流密度 (实验中最大值 )。模头位置及波加热条件下 ,石墨受等离子体轰击程度的不同 ,主要与轰击粒子能量有关。在等离子体能量梯度方向改变石墨位置比增加等离子体能量更易达到大的能流轰击。石墨材料的抗轰击能力及抗溅射能力都比较好 ,在长时间等离子体轰击情况下 ,由石墨材料产生的杂质足够低 ,不影响等离子体放电 。

托卡马克HT-7U低温超导磁体的绝缘系统

主要介绍低温超导托卡马克HT-7U中磁体的绝缘结构,绝缘材料的特性,绝缘结构形成的工艺,绝缘层的电性能和力学性能等。

HT-7U真空室抽气窗口设计

HT-7U超导托卡马克装置是大型可控热核聚变实验装置,其内外真空系统是该装置的重要外部设备,内真空抽气系统为等离子体放电提供必要的清洁的真空条件,外真空系统为超导纵场线圈和极向场线圈及电流引线罐提供绝热真空。该文介绍了真空室及其抽气窗口的结构设计原则,根据装置运行的物理要求和抽气过程计算,设计组建了内外真空室的抽气机组,它们由主泵、预抽泵、前级泵、管道和阀门及其它附件组成,经试验运行表明,该设计是合理的。

HT-7U装置极向场电源变流系统的研制

介绍了HT 7U极向场电源中所使用的变流系统,提出了一种新的四象限运行控制方法,解决了极向场电源设计和制造的难点。实现了15kA的有环流运行。

HT-7U超导托克马克装置纵场线圈截面应力分析

HT 7U超导托克马克装置的纵场线圈是整个装置的核心部件 ,结构复杂 .对整个线圈直接进行实验是及其困难的 ,有必要在设计阶段对其力学性能进行有限元分析计算 .论文对纵场线圈进行了一些简化 ,主要对纵场线圈直线段截面在电动力作用下的应力分布进行了有限元分析计算 ,得到了二维截面上的应力分布规律 ,同时也分析计算了超导导体的圆角半径对应力分布的影响 .这些结果为线圈的设计和改进提供了一定的参考依据 .

基于HT-7U超导托卡马克放电的EFUND软件实现

介绍了基于HT 7U超导托卡马克装置放电的EFUND软件实现过程。介绍了装置的格林函数和计算公式及用于计算格林函数的EFUND算法的主要思想。简要叙述了计算感应系数的两个主要过程,介绍了EFUND软件的改进意义和遇到问题及解决经验,给出了两种语言环境下EFUND软件运行结果的误差分析。实现了E FUND软件的实时控制功能,为平衡拟合EFIT系统的实时控制改进奠定了基础。

HT-7U等离子体位形与电流控制的数值模拟

通过数值求解了等离子体磁流体方程组,模拟了HT 7U装置自由边界等离子体位形及控制系统随时间的演变过程。模拟的结果对HT 7U装置及等离子体控制系统的设计具有重要的意义。

HT-7U NbTi管内电缆导体瞬态稳定性的实验研究与分析

在SULTAN测试设备上进行了含分离铜股线CICC瞬态稳定性的实验研究 ,应用脉冲场对样品的脉冲场区域 (3 90mm)进行感应加热 ,发现设计的含分离铜股线CICC能够经受住很大的瞬态磁扰动 ,分析了这个现象的原因 ,并就股线上的电阻层对稳定性的影响进行了分析 ,对 4个CICC导体的稳定性差异进行分析和稳定性裕度的理论计算 ,由理论计算值和实验测量值进行比较分析 ,为HT

HT-7U超导托卡马克极向场反馈控制系统

HL 7U超导托卡马克的极向场反馈控制系统是装置正常运行的重要保证。该控制系统以VXI总线机箱为基本单元、数字信号处理器为核心,组成反馈时间为2～4ms的高速实时反馈系统。简要地叙述了该系统的基本组成以及软件算法的研究。

HT-7U托卡马克装置中超导螺管模型磁体的设计与实验研究

介绍了 TH- 7U超导 Tokamak核聚变装置中超导螺管模型磁体的设计过程及其电磁与力学性能分析。并通过对其进行的大型超导试验获得了一些重要参数 ,这些参数的取得将对 HT-7U装置中超导磁体的工程设计具有很重要的指导意义。

HT-7U超导托卡马克冷质部件支撑结构分析

介绍一种叠板式柔性支撑结构以及该结构用于HT 7U超导托卡马克装置中的特点 ,并介绍了有限元分析法在支撑系统分析中的应用 ,计算在各种载荷作用下支撑结构在的极限应力及应力分布状况 。

HT-7U极向场电源控制系统跨平台网络通信

核聚变装置HT-7U对极向场电源控制实时性要求特别高,必须在一个控制周期(1m s)内完成对12套电源设备的通信、反馈控制、采集、测量等闭环控制环节的操作。该系统利用了QNX平台的微内核实时性。同时为了增强人机界面的友好性,采用W indows系统作为操作平台。本文描述了在QNX和W INDOW S不同操作系统之间的一种跨平台网络通信。实践表明基于TCP/IP协议,利用SocketAPI建立的套接字在两种操作系统之间进行通信是完全可行的,而且是高效的。

HT-7U超导托卡马克装置装配方案概述

HT 7U超导托卡马克核聚变实验装置的科研目标是建造一个具有非圆截面的大型超导托卡马克装置,用来开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理问题的实验研究。讨论了HT 7U装置主机关键部件的构成,装配过程中对各关键部件装配的精度要求,建立了总装测量系统确保关键部件的装配精度。

HT-7U超导托卡马克冷质部件支撑结构方案

介绍了用于HT 7U超导托卡马克装置冷质部件支撑的柔性支撑结构,设计了支撑整个纵场系统及极各场系统的结构方案,对支撑结构进行了传热分析、应力分析和稳定性分析。

HT-7U装置环电压建立过程

由于真空室的屏蔽作用 ,当极向磁场变化时等离子体区域的磁场不能随极向磁场同时变化 ,环电压的建立存在一增长过程。研究结果表明 ,环电压延迟的时间常数与真空室的等效时间常数一致。在真空室等效时间常数确定的情况下 ,可以确定环电压上升过程。HT- 7U装置环电压建立过程大约需要 2 0