摘要：在聚变堆液态锂铅包层设计中,结构材料表面需覆盖一层阻氚涂层。涂层一般需要兼顾两方面功能:(1)高阻氢渗透因子,能够稳定地抑制氢渗透以维持反应堆的氚安全;(2)较高的耐腐蚀性能,以保证结构材料的结构完整性及热力学性能稳定性。阻氚涂层与锂铅直接接触会发生腐蚀,产生缺陷(如腐蚀坑等),影响涂层结构稳定性和阻氢渗透效率,进而直接影响涂层的服役寿命。本文重点综述了液态锂铅与阻氚涂层的相容性以及液态锂铅腐蚀对阻氚涂层阻氢性能影响的相关研究进展。已有的研究显示,Cr_(2)O_(3)-Er_(2)O_(3)-ZrO_(2)涂层、铝基涂层等在静止液态锂铅环境中均展现了良好的相容性和稳定的阻氢性能。本文还指出了目前相关研究存在的共性问题及未来可能的研究发展趋势。相关领域还需进行更为全面、系统的研究,为未来聚变增殖包层中阻氚涂层的服役寿命评估提供支撑。

摘要：高压直流故障电流限制器HVDCFCL(High Voltage Direct Current Fault Current Limiter)在环境特殊的先进实验超导托卡马克EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)核聚变实验装置,尤其是一些对电气故障敏感的关键设备上起到了有力的保护作用。为设计高可靠性的HVDCFCL装置,在Fink、Baker和Owren(F-B-O)原设计模型等效时变电阻忽略并联电感模型基础上,给出了限制器铁芯叠片内层部分完全饱和的分析方法。建立了考虑等效并联电阻与电感的仿真模型。利用其结构约束条件,设计完成的新模型测试结果表明,当最内层铁芯叠片未完全饱和时,实测测试结果与理论分析结果基本吻合;在电压等级较高时,随着铁芯叠片饱和度逐渐升高,吻合度随之降低,此时考虑并联电感效应的仿真波形与实测波形有较好的吻合。改进了F-B-O高压直流故障电流限制器设计方法,并给出了相关仿真方案,仿真结果验证其能将故障电流限制在400A以内。

摘要：介绍了为开展漏孔检测、氘-氦分辨性能及真空检漏技术等相关实验研究而进行的四极质谱计分析与测量系统的研制,描述了真空室结构、抽气设备的选型、测量仪器的选择及控制保护子系统工作方式。对系统进行了包括极限真空、残余气体质谱分析、漏放气率、质谱计性能等测试,结果表明本系统达到了设计要求。

摘要：利用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)对氦冷固态增殖剂包层聚变示范堆(HCSB DEMO)做了中子通量谱分析。根据中子通量谱特点选出活化片材料,根据跑兔系统和活化片法测中子通量的原理设计出适用于测量HCSB DEMO增殖包层中子的活化片法测量系统,并对其各组成部分及功能做了说明。计算了活化片在测量系统辐照端辐照时的活化反应率、活化片特征γ射线发射率及特征γ计数率,并得到一套合理的测量方案,用于HCSB DEMO包层中子的测量。

摘要：设计了一个基于实验物理及工业控制系统(EPICS)实时测控的伺服电源控制器,并将其插入现有脉冲电源测试。该电源控制器采用死区时间调制(DTM)技术伺服跟踪外部控制信号以连续调节所需输出电流,这可确保开关管工作在近似零电流关断的状态下,开关损耗小,电源效率高。对该电源及其控制器原理进行了介绍,对DTM法进行了理论分析与研究,并通过Matlab仿真和实验验证了其原理的正确性和可行性。

摘要：基于数值方法分析了中国聚变工程实验堆真空室预研件(CFETRVVmock-up)在大破裂工况(MD)下不同位形所对应的电磁参数,重点分析了不同位形运行条件下真空室上涡流和电磁力的分布及对比。结果表明,三种等离子体位形下VV电磁载荷分布情况近乎相等,各轴向分力最大值及各分段的最大值存在差异。电磁载荷的获得为进一步校核CFETR VV mock-up的局部结构强度提供了数据基础,对提高真空室的结构设计合理性和运行的安全性具有重要作用。

摘要：KTX反场箍缩实验装置不锈钢环形真空室外包覆一层1.5 mm厚无氧铜皮用来稳定等离子体,真空室外壁与铜皮间用聚四氟薄板隔开,简单的壁加热烘烤除气手段难以实现。巧妙地将纵场（TF）线圈作为感应加热线圈,通过工频电磁感应直接加热方法来实现真空室的烘烤除气。计算了热平衡条件下由于传导、对流引起的热量损失确定了保温阶段所需的加热功率。工频电源采用三相交流供电,晶闸管全波整流;4只晶闸管构成的H桥逆变电路为串联LC谐振电路供电。电源频率选择2000 Hz,通过对系统电参数的计算,确定串联谐振电容参数。串联LC谐振电路等效为纯电阻电路,通过改变整流晶闸管的触发角改变直流电压来实现加热功率在0-153 kW间可调,满足了加热初始大功率升温和后阶段小功率保温的加热流程的要求。加热中通过TF线圈的电流、电压以及过程中的温升对TF线圈都是安全的,设计方案可行。

摘要：实验包层(TBM)输出吹洗气前处理系统将安装在国际热核聚变实验堆(ITER)装卸TBM的通道内(Port Cell),它的功能是将TBM输出的含氚吹洗气进行过滤、除HTO、冷却、调流量等处理,处理后输出到氚提取系统。介绍了该系统的工艺过程和系统组件,以氚释放危险为判据,对该系统进行FMECA(故障模式、影响及危害性分析),并作出分析表。找出了几种故障模式或薄弱环节,进行了尝试性的风险优先数和故障模式危害度计算,提出了设计改进措施和使用补偿措施;最后确定了需要重点关注的4种需导致释非正常过量释放的潜在故障模式。这些故障分析为降低系统氚过量释放危险设计提供了依据,也为TBM其他附属氚系统的安全分析奠定了基础。

摘要：为开展磁约束堆芯燃烧等离子体物理实验,正在建造的HL-2M装置拟建造3条5MW的中性束注入加热束线。简要概述了HL-2M装置NBI加热系统的总体规划,第1条5MW-NBI加热束线的设计,离子源调试实验,注入器核心部件的安装和测试结果。通过调试,目前单个离子源引出束流达到36A,加速电压75kV,离子束功率达到2.4MW,脉冲宽度3s。通过测试发现:注入器的4条离子束汇聚角误差小于±0.1°,残留离子偏转磁体的磁场测试值与模拟计算值偏差小于±5%,注入器静态真空值达到1.0×10^(-3)Pa。注入器采用大型非标低温泵,低温泵的抽速达到2.40×106L/s。第1条5MW-NBI加热束线的试装和测试结果表明,该束线能够满足HL-2M装置NBI加热的技术要求。

摘要：EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)作为世界上第一个全超导非圆截面托克马克,其目标是研究1 000 s的长脉冲稳态运行的前沿性物理问题,要达成这一目标,必须有高功率电流驱动和辅助加热系统以实现EAST装置的高参数稳态运行。中性束注入(Neutral Beam Injection,NBI)加热是等离子体辅助加热和维持最有效的手段之一,为此一套注入功率4–8 MW、脉冲宽度10–100 s的中性束注入系统于2010年开工建设,并于2014年实现了对等离子体的加热和驱动。本文主要展示了EAST中性束注入器的最新进展,从长脉冲束引出和高功率束引出两个方面介绍了EAST中性束注入器综合测试台的最新实验结果,结果表明在束功率和脉冲宽度方面已经达到或超过设计指标。