摘要：托卡马克等离子体的三角形变和拉长比对约束和磁流体稳定性有很强的影响 ,因此在托卡马克装置极向场设计中 ,在基于物理和工程考虑所预先选定的等离子体平衡位形几何参数下 ,如何优化确定外部极向场线圈位置和电流 ,是一个具有重要实际意义的研究课题 .为优化确定托卡马克极向场线圈 ,给出了一个有效的多变量平衡优化方法 ,能以事先规定的等离子体平衡位形的一些几何参数为目标函数 ,优化确定极向场线圈位置和电流 .并应用它于HT 7U平衡位形计算 ,得到了所需的结果 .

摘要：在建的HL-2M装置的PF线圈采用了混合式结构。在放电过程中,线圈之间有很强的电磁耦合,每一个线圈都会受到很大电磁力的作用。采用解析法,在最大Ip=3MA等离子体电流和各种位形的放电条件下,计算分析了PF线圈受到的电磁力。这些计算结果对PF线圈及其支撑结构的设计都是具有参考价值的。

摘要：根据国际热核聚变实验堆ITER设计标准,ITER极向场线圈(PF Coils)的人工检测和连接维修任务的制定,需要开展维修方案的预评估,验证当前核设计方案的合理性和可行性。基于ITER组织提供的辐射场数据和工程模型,在核与辐射安全仿真系统SuperMC/VisualDose2.3的支持下,开展了ITER PF4维修过程的工人职业照射剂量仿真分析,包括维修过程的虚拟漫游仿真、器官剂量实时评估、累积剂量评估和人员操作过程的虚拟培训仿真。仿真结果显示,根据现有ITER核设计方案,ITER停堆106 s后人员进入低温室开展ITER PF4检修工作所受到的累积剂量为2.19 mSv,为ITER核设计分析人员提供了参考。

摘要：介绍了HL-2M装置极向场(PF)线圈的结构设计和制造。16饼PF线圈布置在环向场(TF)线圈空腔之内、真空室外,沿中平面对称分布。PF线圈采用中空矩形铜导体绕制,其中PF1~PF4线圈为双层螺旋绕制结构,最大运行电流14.5kA;PF5~PF8线圈为多层盘式绕制结构,最大运行电流38~42kA。

摘要：根据国际热核聚变实验堆ITER设计标准,ITER极向场线圈(PF Coils)的人工检测和连接维修任务的制定,需要确保维修过程中工人所受到的辐射剂量水平不超过剂量限值。基于ITER中子学基准模型B-lite,利用二步法停堆剂量计算方法,在大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和HENDL数据库支持下,计算并分析了三种维修方案下PF4维修区域内的停堆光子剂量场分布,以分析降低维修工人辐射剂量水平的有效措施。结果表明,与推迟维修工人进入:PF4维修区域时间相比,采用临时屏蔽的措施更能显著降低PF4维修区域内的辐射剂量水平,建议后续采用临时屏蔽措施。

摘要：通过对原 ASDEX极向场线圈系统进行改造 ,优化设计出 HL- 2 A极向场线圈系统 ,模拟计算了磁场位形演化并估算了伏秒消耗。改造后的极向场线圈系统能够形成 80 0 k A的等离子体电流 ,并能产生拉长截面的等离子体偏滤器位形。分析了改造后的极向场线圈系统的电磁特性 ,计算了单零、双零及 D形限制器三种等离子体平衡位形。

摘要：为了研究超导磁体氦进管低温疲劳性能,提出了一种在超低温且高频大载荷下全尺寸样件的疲劳测试方法。通过全焊透的方式完成了氦进管测试样件结构设计和加工制造。另外,为了准确定义疲劳测试载荷和监测样件的应变状态,设计并搭建了一套辅助应变采集系统。最后顺利完成氦进管样件在超低温77 K、高频率4 Hz与高载荷650 kN条件下的疲劳测试,并完成对测试结果分析讨论。结果表明:测试样件在经历32212次疲劳后出现断裂,完全满足目标30000次疲劳测试要求。该结果说明所设计的氦管样件的低温疲劳性能够满足CFETR工程应用需求,并将为类似结构设计提供了重要的参考依据。

摘要：文中对EAST(全超导托卡马克装置)上极向场线圈位置测量方法进行了研究与设计。以电磁学为理论基础,反复采用了划分网格和线性最小二乘方法,编写了计算机程序对极向场线圈进行模拟磁测量,并用放置磁探针的方法进行实际磁测量,最后综合模拟值和实际测量值拟合出线圈偏移后的位置。计算机仿真结果证明了该方法的正确性,并具有很高的指导和实际意义。

摘要：对准雪花位形第二X点的位置进行了优化,从而降低中心螺线管和极向场线圈的电流。结果表明,极向场系统可维持13MA混杂模式的准雪花位形,并获得较长的电流平顶。但是PF2L和PF3L线圈的载流能力需分别提高2.5和3倍。