HT-7U真空室抽气窗口设计

HT-7U超导托卡马克装置是大型可控热核聚变实验装置,其内外真空系统是该装置的重要外部设备,内真空抽气系统为等离子体放电提供必要的清洁的真空条件,外真空系统为超导纵场线圈和极向场线圈及电流引线罐提供绝热真空。该文介绍了真空室及其抽气窗口的结构设计原则,根据装置运行的物理要求和抽气过程计算,设计组建了内外真空室的抽气机组,它们由主泵、预抽泵、前级泵、管道和阀门及其它附件组成,经试验运行表明,该设计是合理的。     

HT-7U装置纵场线圈的稳态及瞬态传热分析

文章分析了 TH- 7U托卡马克核聚变装置在正常和非正常运行情况下产生的各种热负荷在纵场磁体上的热行为 ,给出了纵场线圈盒最严重部位上的温度分布云图 ,计算过程考虑了核热沉积、各种热传导、热辐射、涡流损耗热和迫流式超临界氦进行对流换热等过程。针对等离子体快速破裂时 ,在极短的时间内 ,其纵场磁体中产生的较大涡流损耗而引起的焦耳热对纵场线圈盒与超导磁体之间的热传递过程加以研究。该文采用国际上较为流行的有限元分析软件 COSMOS/ M进行计算 ,由于简化了纵场线圈有限元分析模型及真实情况下部分热流量的不确定性 ,所得结果较为乐观 ,但这些结果对 HT- 7U装置的工程设计仍具有重要意义。     

HT-7U装置纵场磁体装配位置精度仿真分析

HT-7U 装置纵场磁体系统是由 16 个纵场磁体装配后形成的环体。 为了确定出这些纵场磁体安装后的中心位置, 在考虑了磁体的制造误差和安装误差的基础上,建立了 16 个磁体安装位置的数学模型,通过最小二乘原理,拟合出纵场磁体的中心位置。利用AutoCAD2000 的二次开发工具 ObjectARX2000, 采用面向对象的编程技术, 实现了纵场磁体装配位置精度的仿真分析,仿真结果表明通过用最小二乘原理拟合算法解决了纵场磁体系统中心位置的确定,为后续部件的装配提供了基准。     

HT-7U超导托卡马克纵场磁体系统的力学分析

HT-7U超导托克马克装置的纵场线圈是整个装置的核心部件,结构复杂.对整个线圈直接进行实验是极其困难的,有必要在设计阶段对其在液氦工作温区的力学性能进行有限元分析计算.对纵场线圈进行了一些简化,主要对纵场磁体系统在面内电动力作用下的应力分布进行了有限元分析计算,这些计算结果为线圈的设计和改进提供了一定的参考依据.     

我国“人造太阳”达到1亿度!

<正>2018年10月,中科院等离子所宣布,安设在合肥的全超导托卡马克核聚变实验装置"东方超环"(EAST)在当年度实验中,等离子体中心电子温度达到1亿度(108K)。东方超环是我国自主设计的第四代核聚变实验装置,也是世界上第一座全超导托卡马克,在2017年曾创下高约束模等离子体运行101.2秒的世界     

我市将首次利用“垃圾发电”

8月15日前后，俗称“人造太阳”的全超导托卡马克EAST核聚变实验装置将在合肥科学岛上进行首次等离子体放电实验。这意味着这一装置进入正式运行阶段。     

世界首台全超导核聚变实验装置在合肥首轮实验成功——我国聚变研究向前迈出一大步

我国自行设计、研制的世界上第一个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置，9月28日在此间进行的首轮物理放电实验过程中，成功获得电流超过200千安、时间接近3秒的高温等离子体放电。这标志着世界上新一代超导托卡马克核聚变实验装置已经正式投入运行，我国聚变研究向前迈出一大步。     

EAST托卡马克低杂波电流驱动的放电模拟研究

低杂波电流驱动是实现托卡马克稳态运行的主要手段。文章对EAST全超导托卡马克低杂波电流驱动进行了放电模拟研究,着重分析了低杂波驱动电流、波功率沉积、放电过程的伏秒消耗、等离子体电流、位置及等离子体电流剖面和位形演化,模拟结果对今后EAST开展长脉冲稳态放电有参考意义。     

“东方超环”创两项世界纪录

正本刊讯近日,被称为"人造太阳"实验装置的东方超环(EAST)超导托卡马克2012年物理实验顺利结束,创造了两项托卡马克运行的世界纪录:获得超过400秒的2000万度高参数偏滤器等离子体;获得稳定重复超过30秒的高约束等离子体放电,标志着我国在稳态高约束等离子体研究方面走在世界前列。高参数、高约束模式偏滤器等离子体是未来聚变托卡马克放电的最基本运行方式。     

正交各向异性体的机械性能与铜/匝间绝缘复合材料的实验研究

本文是针对核聚变主机(托卡马克装置)的主要部件纵场线圈——铜/匝间绝缘迭层复合材料——的机械性能所作的探讨,为了提供该装置的设计数据,对该材料作了实验,并介绍了理论计算,最后将计算结果与实验结果进行比较并作了分析讨论。     

HT-7U装置环向场线圈涡流损耗分析

文章分析了由等离子体电流和真空室感应电流在HT-7U装置环向场超导磁体中产生的涡流损耗.超导磁体中变化的磁场被分解为切向和法向两个分量,通过将超导线圈分为适当单元可求出磁场两个分量产生的涡流损耗.文中给出涡流损耗的分布及其随时间变化情况.计算结果表明涡流损耗不仅沿线圈周长分布不均匀而且在线圈的断面上也不均匀.     

HT-7U超导托克马克装置纵场线圈截面应力分析

HT 7U超导托克马克装置的纵场线圈是整个装置的核心部件 ,结构复杂 .对整个线圈直接进行实验是及其困难的 ,有必要在设计阶段对其力学性能进行有限元分析计算 .论文对纵场线圈进行了一些简化 ,主要对纵场线圈直线段截面在电动力作用下的应力分布进行了有限元分析计算 ,得到了二维截面上的应力分布规律 ,同时也分析计算了超导导体的圆角半径对应力分布的影响 .这些结果为线圈的设计和改进提供了一定的参考依据 .     

桥路型超导故障限流器的数字仿真研究

桥式超导故障限流器,它由超导磁体、二极管桥路和直流偏压源组成.将其接入电网,当电力系统正常运行时,超导体电阻几乎为零,对电力系统运行无影响;当电网发生短路故障,超导线圈被自动串入线路,从而限制了短路电流,使得轻型断路器可以正常动作.本文通过PSCAD对超导故障限流器的运行特性进行仿真,证明超导故障限流器可以在电力系统中应用.     

低杂波电流驱动托卡马克运行参数空间研究

利用CSD模型分析了粒子流和热流相空间中低杂波电流驱动托卡马克装置的运行参数空间,详细研究了边缘杂质辐射、边缘抽送气和芯部自举电流对托卡马克运行参数空间的影响.结果表明,边缘区域高杂质辐射、中性气体送气和芯部等离子体自举电流都有利于改善托卡马克运行参数空间.     

真空计校准的数值处理及误差分析

文章介绍在真空校准系统上开展的副标准真空规与工作真空规的比对校准实验,用最小二乘法对实验数据进行分段拟合,得到了理想的拟合直线及其校准系数,精度估计表明这种处理是有效的,其结果具有较高的可信度,能够满足HT-7装置运行时真空测量的精度要求。     

矿用隔爆本质安全型磁力控制站测控系统研究

根据矿用隔爆兼本质安全型组合磁力控制站的工作原理,以PLC为中央控制单元,研制了组合开关的测控系统。该系统能自动转换控制方式,具有短路、过载、断相、漏电、欠压、过压、过热等保护功能,通过大屏蔽液晶显示器,可记录并显示磁力控制站的工作和故障状态。重点阐述了测控系统的设计思想、工作原理、硬件构成和软件框图,讨论了测控系统干扰信号的来源及其防治措施。     

SUNIST上MHD扰动测量和模式分析

磁流体(Magneto Hydrodynamic,MHD)不稳定性是托卡马克磁约束聚变等离子体中的基本物理现象,是影响装置放电稳定性及等离子体约束性能的重要因素.通过磁探针诊断对Sino-United Spherical Tokamak(SUNIST)上的Mirnov扰动进行测量和分析,利用奇异值分解(SVD)方法首次对扰动的环向和极向模数进行分辨,并给出放电过程中的模数时间演化过程.     

固定边界平衡方程的数值求解

采用基于能量原理的变分法求解等离子体平衡方程,在给定的压强和环向电流密度分布情况下,采用变步长默森法对平衡方程进行了数值求解,得到了D型截面下极向和环向磁场分布.采用NSTX装置参数计算所得结果与文献结果一致.开发的固定边界平衡方程求解程序具有通用性特点,可以模拟不同装置的平衡位型.     

ITER校正场线圈馈线系统干盒的结构设计与分析

校正场线圈馈线系统的干盒用于容纳高温超导电流引线室温端与外部室温电力系统的过渡连接接头,并为此过渡连接以及外部电缆提供可靠的支撑。其设计的合理可靠与否将会直接影响ITER装置的正常运行。文章根据ITER装置对干盒设计的要求,对CC干盒的整体结构进行了详细设计说明,并对相关结构的受力、热传导及结构模态进行计算和分析,为干盒结构的进一步研制提供了理论依据。