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。

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 。

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。

大型超导Tokamak装置纵场线圈强度的有限元分析

本文介绍了大型结构有限元分析程序COS-MOS/M在大型超导Tokamak装置机械结构设计中的应用.通过HT—7U大型超导Tokamak装置纵场线圈机械强度的有限元分析,对初始设计方案中的不合理结构进行了改进.

大型Tokamak装置中环向场超导线圈的传热研究

分析了HT-7U超导Tokamak核聚变装置中环向场超导线圈上的涡流损耗热产生的机理和迫流式超临界氦对流换热等过程。特别针对等离子体快速破裂时,极短时间内在环向场磁体中所产生的较大的涡流损耗而引起的焦耳热,对环向场线圈盒与超导磁体之间的热传递过程加以研究。本文采用国际上通用的有限元分析软件ANSYS5.7进行计算,计算所得的结果较为乐观。

先进超导托卡马克实验装置等离子体密度远程控制系统

在先进超导托卡马克实验装置实验阶段,与密度控制有关的实验数据和信息存储在实验现场的计算机系统中,对这些数据进行分析研究时需要到现场才能采集或获取。设计了托管控件,用于等离子体密度远程控制系统业务逻辑的封装,实现了增强型的B/S计算结构,解决了远程控制过程中复杂的科学计算,并实现了实验进程的同步监视。还在数据交换机制中部署了Web Services和Data File Services两层服务,有效地维护了数据传数链路的松散耦合特性。实验证明,它不仅实现了密度的远程控制功能;而且在目前的托卡马克实验情况下,具有较好的数据传输性能。

在小型加压超流氦实验装置中实现超导体的传热测量

论述了小型实验装置中的低温超导体传热实验所具有的特点、存在的问题以及解决方法．通过对实验装置、测量元件以及测量线路几方面的分析和计算，并根据室温下预试验所取得的结论，合理地设计了测量系统，从而确保了低温超导体传热实验的可靠性和高效率．低温下（ＨｅⅠ。

高温超导磁悬浮实验装置的数据采集及控制

1 引言目前,在世界范围内,对高温超导块材的性能研究方兴未艾。但是,无论在国内还是在国外,对高温超导块材的研究也只是停留在单块材料的研究水平之上,而对于多块材料的组合研究则较少。但在实际应用过程中都不可能只采用单块超导材料。

超导重力装置的调平及实验分析

通过分析重力测量精度与磁悬浮系统倾角及仪器支撑腿调节高度之间的关系,结合支撑腿支撑重量大、位移调节精度高的要求,确定采用交流伺服电机驱动高精度电动缸作为支撑腿进行重力仪倾角调平的方案。制作支撑腿调平系统并进行调平实验,倾角调节精度达0.002°,最小位移调节小至2.5μm,找到倾角最小位置,实现重力仪调平功能,同时验证重力测量精度与倾角间的关系,为超导重力仪的调平和高精度重力测量提供参考。

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。

我国首台超导核聚变实验装置再创放电新纪录

中国第一台超导核聚变实验装置HT-7物理实验近日再次创下新纪录：连续重复实现了长达400 s的等离子体放电,电子温度超过1000万度,中心密度0.5×10^19/m^3。这是目前国际同类装置中时间最长的高温等离子体放电。

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，

安徽省“稳态强磁场实验装置”超导磁体建设获新进展

日前，安徽省“稳态强磁场实验装置”建设获新进展。其关键部件--铌锡超导磁体的线圈热处理炉系统在合肥成功安装调试。该系统专门设计用于对由管内电缆导体（简称CICC）绕制的铌锡线圈进行热处理以生成铌锡超导线圈，也可用于其它大尺寸工件高温热处理。这套铌锡热处理系统主要由炉体系统、工艺气路系统、控制系统及气体杂质含量监测系统等组成。

中国首个超导核聚变实验装置“人造太阳”将升级改造

中科院合肥物质科学研究院11月29日举行新一代“人造太阳”实验装置（EAST）辅助加热系统工程开工典礼。该系统开工启动，标志着EAST装置进行重大升级改造，进人物理实验能力大幅提升的“EAST二期”。

我建成世界首个全超导人造太阳实验装置

中国科学家历时8年，率先建成了世界上第一个全超导核聚变“人造太阳”实验装置。目前世界上有30多个国家有这方面的研究，建造了上百个实验装置，科研人员1．2万多人，每年经费超过20亿美元。

世界首台全超导核聚变实验装置在合肥首轮实验成功——我国聚变研究向前迈出一大步

我国自行设计、研制的世界上第一个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置，9月28日在此间进行的首轮物理放电实验过程中，成功获得电流超过200千安、时间接近3秒的高温等离子体放电。这标志着世界上新一代超导托卡马克核聚变实验装置已经正式投入运行，我国聚变研究向前迈出一大步。

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。

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．