摘要：描述了中国聚变工程实验堆(CFETR)磁体支撑系统的初步工程概念设计,介绍了纵场(TF)磁体支撑和极向场(PF)磁体支撑的结构设计。用解析法和有限元法对磁体支撑进行了初步的分析。分析结果表明,该设计基本满足磁体支撑的要求。

摘要：讨论了ITER装置极向场磁体支撑的冷却管道分布方式,择优选用了沿支撑体宽度方向的管道分布方式进行了计算与分析。选取了冷却剂的温度与压降以及支撑体的温度作为评判分析结果好坏的依据,用有限元方法得到了符合设计标准的冷却管道系统的设计方案与数值模拟结果。

摘要：基于现有冷屏结构,结合CFETR聚变堆装置的结构特点,提出了一种沿冷却板厚度方向钻冷却通道的深孔结构方案。对内冷屏各部件设计了并联加串联的特殊流道,采用有限元法计算了该方案内冷屏各部件的温度分布。结果表明,采用深孔法冷却方式,冷屏温度分布更均匀,降温效果更好。在输出辐射功率相近的条件下,深孔法的冷却方式可将表面辐射率上限由0.05提高到0.075,能用低表面辐射率和低活化性材料如铬和钨元素作为冷屏表面涂层替代银涂层。

摘要：针对托卡马克聚变装置中遥操作的运动轨迹问题,基于MATLAB和V-REP(虚拟机器人实验平台)软件搭建了真空室维护机器人三维场景仿真平台。通过建立机械臂的D-H参数对其进行运动学分析,使用蒙特卡洛方法求出机械臂可达的工作空间。采用高次多项式插值方法规划出一条平滑连续的插值曲线,完成了CFETR真空室遥操作的运动轨迹仿真,从而得到机械臂末端仿真曲线。各关节的角速度和扭矩变化平稳,且最大值未超过机器人的设计值,这一定程度上验证了算法的正确性和轨迹规划的可行性。仿真结果表明,机械臂能够适应真空室内部的复杂环境,可以有效地规划出满足既定空间任务要求的运动轨迹,对托卡马克装置中遥操作的应用和轨迹规划有一定的积极意义。

摘要：为保证聚变堆环境的核安全,需要在热室内及时对产氚包层及偏滤器进行检测、维修或退役处理。针对CFETR产氚包层与偏滤器结构特点,设计了一套在热室内维修与退役处理的工作流程,包括放射性废物处理、核去污、除氚等关键工艺,并参照ITER设计,遵循ALARA原则,完成了热室内各功能区域的放射性分级。

摘要：提出了深孔钻直冷方案用于优化ITER极向场PF6磁体支撑冷却系统设计。采用有限元分析方法,从换热效率、流体压降、结构强度等方面对流道数量和孔径进行了最优化设计。结果表明,9条直径10mm的冷却流道可以达到最佳的冷却效果。同时,在服役环境下支撑部件的机械强度和温度分布、流体的运行参数均能满足ITER磁体支撑的设计要求。目前所有PF6磁体支撑已完成了制造和检验,并顺利交付ITER组织。

摘要：设计了CFETR氦冷固态包层在热室中的除氚方法和工艺流程,热室内的除氚系统采用三层包覆的安全冗余设计,其中次级包容系统设计有高温真空炉和手套箱。采用高温烘烤和催化氧化技术,经过反复循环除氚后,直到电离室检测到的气体含氚量达到国家设定的排放标准后稀释排放式固化储存,完成热室内包层模块的深度除氚。

摘要：基于CFETR外真空杜瓦的全尺寸工程设计模型,采用等效加速度静力学分析方法模拟了杜瓦在SL1、SMHV、SL2三种地震事故下的应力分布和变形情况。结果表明,杜瓦在整个圆周上变形均匀,底座处最大约60 mm;壳体承受大气压作用出现较大的膜应力,而支撑部件中弯曲应力为主,各工况下的最大应力均未超出双标304/304L不锈钢的许用应力,验证了杜瓦结构的合理性与安全性,为后续的设计优化与工程制造提供参考。