摘要：对托卡马克聚变装置偏滤器的高热负荷测试平台真空腔体系统进行了结构设计,其中包括真空室、真空抽气系统、部件调节机构、小型水冷系统和电子枪操作平台,利用Ansys对真空室主体结构的合理性和可靠性进行了验证。模拟结果表明:真空室外壁温度不超过50℃,真空室及其支撑上的最大应力分别为134.49MPa和48.76MPa,满足许用应力3S_(m)值620MPa的要求。

摘要：将ＬＡＳ－２０００型二次离子质谱仪改成研究第一壁材料及其涂层、新材料性能的重要实验设备。在ＨＬ－１Ｍ装置设计、安装和物理实验过程中，用该设备对ＨＬ－１Ｍ装置真空室用ＡＩＳＩ３０４Ｌ不锈钢、第一壁用ＳＭＦ－８００石墨材料及ＨＬ－１Ｍ装置原位硼化、硅化涂层和ＳｉＣ等涂层材料的真空热解释性能、吸氢性能和化学溅射性能进行了实验研究，并对装置主抽气扁管内壁的清洁度进行了监测。实验证明了原位硼化。

摘要：该文叙述ＣＩＣＣ超导体设计时的一些考虑，给出了导体稳定性的有关参数表达式。

摘要：本文描述了基于球形环的体积中子源（ＳＴ－ＶＮＳ）的中心柱（ＣＰ）的机械和热力设计问题。目的是为用于聚变装置的核技术的发展以及包层设计的审核提供了个试验台。如文中所给出的，随着物理和工程设计的假设条件从适度水平提高到较高水平，ＶＮＳ能够分阶段在０．５－５．０ＭＷ／ｍ＾２的中子壁负载下运行。由于在２ＭＷ／ｍ＾２的壁负载下运行将是合适的，所以设计裕量得到保证。装置的大半径为１．０７ｍ，小半径为０．

摘要：对于体积中子源，球形环型装置是主要候选方案之一。这个装置的常导磁体系统的特征是苛刻的运动条件：高水平的辐照、欧姆加热和电磁负载，这是为什么把更多的注意力放在中心柱的原因。ＣＰ是单匝环向场线圈的内侧部分。发展了一种考虑到技术可行性的ＣＰ替代设计方案。ＣＰ由芯体和两个用压力配合安装在芯体两端上的扩展部分组成。芯体由一根棒和同轴管装配而成，并且每个扩展部分由依次放在芯体上的同轴管组成。

摘要：在聚变装置用大型超导磁体中使用高温超导电流引线能大大降低冷冻机的负荷。大型核聚变装置需要20对60kA的电流引线，而传统的60kA铜引线的耗电量达100kW。若使用高温超导线后耗电量可望降低2／3，这意味着在聚变装置运行过程中可以节约2．7MW的电能。日本原子力研究所(JAERI)已经设计研制了60kA的电流引线，经60kA载流实验表明该电流引线达到了4．8W的低热漏，耗电量仅为以前60kA电流引线的1／3。

摘要：将为HT 7U装置第一壁研制的一种新型掺杂石墨及其SiC厚膜梯度涂层材料放在自行设计的一种真空性能评价装置的样品室 ,通过程序升温和控温 ,出气率实验分别在室温、30 0℃和 35 0℃ 3种温度下进行。通过真空计和四极质谱仪分别对样品室和主真空室的全压、分压和出气成分进行监测 ,在获得被测试材料的出气率和出气成分等真空性能参数后 ,认为该种新材料的真空性能适于今后HT 7U装置的使用要求 。

摘要：概率安全分析是一种评价系统安全性和潜在风险的方法。本文以聚变装置水冷固态增殖实验包层及系统为研究对象,参考已有轻水堆的概率安全分析流程,利用RISK SPECTRUM软件进行概率安全分析。通过确定始发事件、分析事故序列、建立与分析事件树模型等步骤,本文初步评价了各始发事件下聚变装置水冷固态增殖实验包层系统的安全可靠性。最后分析了水冷实验包层系统中可能存在的薄弱环节,对于水冷实验包层系统及辅助/安全系统等提出相应的设计要求以及优化建议,为后面详细的包层安全分析打下基础。

摘要：【美国橡树岭国家实验室网站2008年11月2日报道】美国橡树岭国家实验室及美国国际热核聚变实验堆(ITER)项目办公室的研究人员已研制出一种新型的铸造不锈钢,其强度比现有的可比钢材强70%。目前正在开展相关评价工作,以确定其可否用于ITER聚变装置所需的巨大屏蔽模件中。据有关新闻报道,ITER需要数百吨可耐受被加热到超过1亿℃的等离子体的复杂不锈钢部件。援引橡树岭国家实验室材料科学和技术部Jeremy Busby在新闻发布会上的话说,ITER屏蔽模件极具挑战性。他解释道:“美国大约需要制造100个这样的模件,每个模件重约3~4t,包括各种几何形状和开孔,在镇静钢上钻孔可导致30%的材料损失。”Busby指出,他期待着这种ITER所需的新材料能早日投入使用。该装置的总体设计在2008年初作为国际评审的一部分正在加紧进行。他说:“我们期待着不久将听到我们的铸造不锈钢将用于此开创性项目中的好消息。”科学家研制成用于ITER的高性能铸造不锈钢@张炎