国家重大科技基础设施运行管理的改进方法与实践——以EAST全超导托卡马克核聚变实验装置为例

中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所先后建成中国第一个圆截面超导托卡马克核聚变实验装置,以及世界上第一个非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置(EAST)。为持续改进EAST的运行管理,从顶层设计、组织实施和评估评价等方面分析EAST管理实践的有关探索与创新,具体包括:建立所领导、物理与实验运行部至一级系统的三级管理体系,能够更好围绕成果产出进行统一规划和分级管理;基于“计划—实施—检查—行动(PDCA)”管理理论,形成覆盖EAST运行周期的全过程管理机制;通过国内外评估制定设施中长期、近期计划,设置物理与实验运行部,负责主导EAST装置运行计划与目标的制定。另外,根据设施构成、结合运行需求设置一级系统,起用青年骨干担任负责人,分解任务、明确责任;同时,加强设施运行评估,部署实施系列改进举措,如优化基础研究组织模式和管理方式、创新国际合作模式等。根据EAST运行管理经验,对中国重大科技基础设施的运行和管理提出优化科研组织模式、完善管理方法、建设大科学工程团队、加强开放与合作等对策建议。

EAST全超导托卡马克装置

EAST全超导托卡马克装置坐落于安徽省合肥市的科学岛,是我国自主设计、研制并拥有完全知识产权的国际首个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置,有“人造太阳”之称。EAST由Experimental(实验)Advanced(先进)、Superconducting(超导)、Tokamak(托卡马克)这4个英文词首字母拼写而成。

HT-7U托卡马克核聚变装置中纵场超导磁体系统的设计

HT-7U核聚变实验装置是"九五"国家重大科学工程项目,它是一个具有非圆截面的全超导托卡马克装置,是用于研究先进的托卡马克运行模式来获得准稳态的、极长的长脉冲等离子体,并可实现全电流下的双零高β和单零等离子体的运行实验。整个装置包括装置主机以及低温、真空、电源及控制、数据采集和处理、波加热、波驱动电流、诊断与公共基础设施等重要子系统,其中装置主机是由超导纵场磁体系统、超导极向场磁体系统、真空室及其内部部件、内外冷屏和外真空杜瓦5大部件组成。文章主要介绍了HT-7U纵场超导磁体系统结构与超导管状电缆CICC(Cable-in-ConduitConductor)的设计以及该磁体系统的各种力学分析等。

全超导托卡马克核聚变实验装置

1基本原理 核能是能源家族的新成员，包括裂变能和聚变能两种主要形式。裂变能是重金属元素的核子通过裂变而释放的巨大能量。受控核裂变技术的发展已使裂变能的应用实现了商用化，如核（裂变）电站。裂变需要的铀等重金属元素在地球上含量稀少，而且常规裂变反应堆会产生放射性较强的核废料，这些因素限制了裂变能的发展。

大科学装置的背景研究与展示——以托卡马克CT-6为例

托卡马克装置是一种实现可控核聚变的大型科学实验装置,被认为是最有潜力和希望获取新能源的方式之一。本文对中国科学技术馆展出的中国首台托卡马克实验装置CT-6进行介绍,从其历史背景、技术参数、构造原理和研发过程等方面,逐一揭示其中的细节以及不为大众知悉的研发故事,总结分析CT-6取得成功的原因,结合CT-6展示挖掘大科学装置在博物馆科普展览方面的重要作用,为研究中国可控核聚变早期发展历程和相关大科学装置展示提供参考。

开发聚变能 造福全人类──HT-7和HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置

核聚变能是最理想的清洁新能源。等离子体研究所已建成的中国第一个、世界第四个超导托卡马克ＨＴ－７核聚变实验装置，其上实验研究取得了重大进展，并正着手建设国家“九五”重大科学工程 ＨＴ－７Ｕ大型超导托卡马克装置。在实际使用纯聚变能之前，建造托卡马克型的稳态聚变－裂变混合堆，是发展我国洁净核能系统的重要一步。等离子体研究所将为聚变能的开发及其前期利用做出贡献。

核聚变托卡马克超导磁体进展

该文叙述核聚变托卡马克超导磁体和超导体的国外进展情况。并提出了我国“８６３”高技术在能源领域中跟踪世界先进技术的设想．

超导托卡马克核聚变实验装置（EAST）通过国家验收

由等离子体所承担的国家重大科学工程项目EAST超导托卡马克核聚变实验装置于2007年3月1日通过国家发改委组织的竣工验收。该项目工程在建设过程中自主发展了65项关键技术和新技术，形成了一系列技术生长点，创造了多个国内乃至国际第一。如，自主生产了EAST所需的总长度达35公里的大电流铠装电缆超导导体（CICC），这不但使中国的CICC制造技术处在世界先进行列，产量达世界第一，

核聚变能源和超导托卡马克——“九五”重大科学工程EAST通过国家验收

核聚变能的开发研究在托卡马克类型的磁约束装置上取得了重大进展;超导、特别是全超导托卡马克因此成为建造未来先进聚变堆工程、物理前沿研究领域;中国用最少资金,最快速度在世界上率先建成ITER类型的全超导托卡马克,因而受到国际聚变界高度关注和赞赏。

国家重大科学工程“EAST超导托卡马克核聚变实验装置”通过国家验收

3月1日，国家重大科学工程项目“EAST超导托卡马克核聚变实验装置”在合肥顺利通过了由国家发改委组织的国家峻工验收。

中国“超导托卡马克核聚变实验装置”通过国家验收

中国科学院新闻办公室向媒体发布信息称，国家重大科学工程项目、俗称“人造太阳”实验装置的“EAST超导托卡马克核聚变实验装置”2007年3月1日在其所在地安徽合肥成功运行并顺利通过国家峻工验收。

HT-7超导托卡马克核聚变装置中中央定时系统实现

HT-7是等离子物理研究所研制的国内第一个超导托卡马克核聚变装置。在做HT-7实验时需要一个中央定时系统，为整个实验系统发送统一的时间信号，从而协调其它各子系统，使它们能够按照主控机给定的实验运行模式投入运行。本文较为详细地介绍了该中央定时系统的开发过程。

我国全超导托卡马克核聚变实验装置获重大突破

日前，中科院合肥物质科学研究院全超导托卡马克核聚变实验装置EAST成功实现了电子温度超过5千万度、持续时间达102秒的超高温长脉冲等离子体放电，这是国际托卡马克实验装置上电子温度达到5000万度持续时间最长的等离子体放电。

我国全超导托卡马克核聚变实验装置获重大突破

1月28日凌晨零点26分，中科院合肥物质科学研究院全超导托卡马克核聚变实验装置EAST成功实现了电子温度超过5000万℃、持续时间达102S的超高温长脉冲等离子体放电．这是国际托卡马克实验装置上电子温度达到5000万℃持续时间最长的等离子体放电．

以探索无限而清洁的核聚变能源为目标的EAST超导托卡马克装置

据新华社合肥1月15日电继去年9月首次成功放电后,位于我国合肥的全超导非圆截面核聚变实验装置(EA5T)14日23时01分至15日1时连续放电4次,单次时间长约50毫秒,从而标志着第二轮物理实验的开始。

HT-7U超导托卡马克装置真空室结构数值分析

真空室作为HT-7U超导托卡马克核聚变试验装置主机关键部件,是等离子体运行的直接场所,在装置运行期间,它不仅受到电磁载荷,而且还会受到夹层内压力硼化水和250℃高温烘烤所产生的热应力。首先采用数值模拟方法分析了真空室在等离于体突然破裂以及垂直位移事件诱发HALO电流所产生的电磁载荷,然后借用大型有限元分析程序COSMOS和NASTRAN,分析了真空室在各种工况下的应力分布和位移变形,为超导托卡马克同类装置真空室的结构设计提供了有价值的理论依据。

EAST超导托卡马克装置主机支撑结构极低温条件下应力应变分析

报道了国家"九五"重大科学工程EAST超导托卡马克核聚变实验装置中心液氦冷却冷质部件的钢/高分子复合材料支撑装置在模拟冷却收缩条件下的应力应变分析结果。单个支撑结构由高分子复合材料桶状结构固定在垂直薄板板簧结构上部组成。实验表明该支撑装置在顶部水平负荷作用下发生S型扭曲,而不是简单的悬臂梁式形变。支撑部件整体在试验范围内,在常温、低温条件下均对外加顶部水平推力呈线弹性形变。但在低温下,环氧树脂部件与不锈钢板簧结合部的应变,随外力呈非线性弹性形变,这与室温下的线性变化成鲜明对照。低温下整个部件刚性增加,与常温比较,同等水平位移需要的外力增加,但是环氧树脂部件上的应力反而较常温下显著减小;不锈钢板簧底部上部与环氧部件结合部应力则显著增加。

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-7超导托卡马克装置真空系统参数的标定及分析

主要介绍HT 7超导托卡马克装置真空系统参数的标定和分析。在有无低温泵工作条件下 ,分别测量了HT 7真空系统对氢气、氘气、氦气和氮气的抽速曲线。分析包括器壁吸附等因素对HT 7真空系统不同气体抽速的影响。同时简单分析了在不同情况下 ,装置真空分布情况 ,为实现HT 7装置气体平衡提供参考。讨论和测量如何利用质谱计来分氦和氘。

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 。