摘要：国际热核实验反应堆(ITER)高温超导电流引线(HTS CL)的特点是不仅电流容量大,且安全性要求非常高,高温超导段是HTS CL的关键部件。本文论述了ITER 10kA电流引线高温超导叠和超导组件的真空钎焊工艺,分析了高温超导段漏热,并对高温超导段漏热和电流引线在10kA下的安全性参数进行了测试。结果表明,电流引线不仅漏热小,且安全裕度大,满足ITER设计要求。

摘要：首先对各种类型高温超导故障限流器(HTSCFCL)的优缺点做了简要的介绍,说明了饱和铁心型限流器的独特优点;对其数学模型进行了分析,并在此基础上推导出了这种限流器系统参数的设计公式;利用这些公式设计了一个限流器系统,并用电磁暂态仿真程序EMTP对其限流效果进行了验证和分析,结果证明推导出的公式是正确的,可以作为设计这种限流器系统的参考依据。

摘要：未来托卡马克聚变反应堆中,等离子体破裂放电会使器壁释放大量的吸附气体,对燃料恢复、抽气系统设计、等离子密度控制等存在重要影响,在HT-7装置上破裂等离子体放电占总放电次数的10%左右,因此研究破裂放电对器壁出气的影响具有非常重要的意义。HT-7上初步的研究结果表明破裂放电时各气体成分分压峰值均高于正常放电,破裂后等离子密度出现上涨,在高密度破裂放电后密度涨幅主要在10%到70%之间,而在低密度情况下涨幅可以达到500%。并且破裂放电后,器壁气体的分压下降速率明显加快,表明破裂放电对器壁有很好的清洗效果,反过来干净的器壁对所释放出来的气体有很强的吸附能力。破裂放电对器壁出气的影响还同器壁的状态有关,硼化后破裂放电H的释放增加,而D的释放降低。在HT-7装置中,破裂放电后壁平均释放的粒子数约为5×1019个。高充气量下正常放电时壁的燃料滞留有饱和趋势,而破裂放电时未出现饱和趋势。

摘要：中性束注入器(NBI)主低温冷凝泵为J字型内置式,其防辐射挡板结构设计需综合考虑结构参数对辐射传热量及抽速的影响。本文选用蒙特卡罗方法追踪每份热辐射,以求解辐射传热量,并利用控制变量法得出辐射传热量与防辐射挡板结构参数之间的关系。模拟结果表明,壁面发射率、防辐射挡板结构单元的高度对低温冷凝板的辐射传热量影响较大,而结构单元的边界形状对辐射传热量影响较小。研究结果将为EAST-NBI主低温冷凝泵的优化提供依据并可为类似J字型内置式低温冷凝泵的设计提供参考。

摘要：磁约束型聚变装置采用超导线圈流通强直流来产生高强磁场,约束高温等离子体进行聚变实验。因此,失超保护系统尤其是直流保护开关的设计极为重要。随着线圈电流的增大,设计了各种不同的开关结构来满足不断提高的开断参数的需求。总结了国内外超导聚变装置中的直流保护开关技术的发展,描述了经典的机械开关、人工电流过零关断开关的应用,介绍了先进全控器件混合式直流开关的最新研究进展,并描述了正在研究中的用于中国聚变工程实验堆(China fusion engineering test reactor,CFETR)的15k V/70k A混合式直流开关的设计挑战。

摘要：为了对动静压轴颈轴承性能进行研究,利用有限差分方法编写了可以计算动静压气体轴承静态、动态和动静混合情况下性能参数的计算程序,分别讨论了前端角、网格数与收敛精度和偏位角对计算结果的影响.结果证明,前端角对求轴颈轴承静态性能没有影响,而网格数需要与收敛精度相匹配,否则对计算结果影响很大.在求动态性能时加入了偏位角嵌套循环,考虑了实际气膜厚度表达式对轴承性能的影响.计算结果与有实验验证的算例相比较,两者误差在5%以下,证明此程序方法计算结果正确可靠,该方法已成功应用于实际工程设计之中.

摘要：在一维几何模型的基础上采用 ＡＮＩＳＮ程序，计算并分析了 ＨＴ— ７Ｕ超导 Ｔｏｋａｍａｋ在 Ｄ—Ｄ放电时周围环境辐射剂量当量率的变化规律，计算与分析的结果可供Ｔｏｋａｍａｋ核聚变实 验装置作环境评价和防护设计参考。

摘要：ITER ELM线圈的安装位置和工作环境使其在运行中会承受很大的电磁力和受到因核热和欧姆热产生的热膨胀。使用ANSYS有限元软件对六种不同支撑结构做了应力分析,并进行了优化设计。最终确定了当横向梳齿上下两端的通孔为椭圆形且是V字形排列时其最大Tresca应力最小。分析结果为支撑的合理设计提供了理论依据。

摘要：根据EAST物理实验要求,EAST ICRF天线被设计成带有一种沿着EAST装置径向方向移动的液压驱动导轨式结构。为了验证移动结构的可行性,对ICRF天线移动结构支撑部件通过公式和有限元方法进行了相关的计算分析,分析结果满足设计要求。对ICRF天线整体结构进行了受力分析以及对装配好的ICRF天线移动结构进行了调试,受力分析表明ICRF天线能够稳定移动,调试结果满足设计要求。

摘要：为ITER CC 10 kA高温超导电流引线服务的低温性能测试装置已研制完成,并成功运行。其低温系统主要由500W/4.5 K氦制冷机,真空杜瓦,低温组件(低温阀门,过冷槽,管道加热器,热防护层),汽化器及低温传输管线等部分组成。本文对真空杜瓦和过冷槽进行设计,并讨论该低温系统的冷却流程方案,最后通过电流引线10 kA稳态实验结果对低温系统的运行效果进行分析,结果表明该低温系统运行稳定,能满足ITER CC电流引线的测试需要。