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。     

应变下管内电缆导体交流损耗计算模型

国际热核试验反应堆ITER（International Thermal-nuclear Experimental Reactor）上的CICC（Cable-in-Conduit Conductor）导体,将运行在大电流、快速励磁和瞬变磁场等复杂恶劣环境,为应对10T以上磁场的冲击,已部分采用铌三锡（Nb3Sn）导体.但缺乏应变下Nb3Sn导体交流（Alternating Current,AC）损耗机理的探索,为此,开展瞬变电磁场和宽应变区间的AC损耗计算方法研究,把复杂变化场中的耦合电流及穿透场简化为线圈励磁电流信号频谱效应,构造满足离散傅里叶转换（Discrete Fourier Transform,DFT）且包含频率、磁场及线圈特征等多参数的导体损耗计算技术.由模拟对比分析发现频谱算法的AC损耗更接近工程实际值,对快速励磁、特别是等离子体放电和破灭等情况,频谱算法和经典算法是相吻合的;对磁滞损耗和耦合损耗的相对误差计算,发现耦合损耗是线性累加的,磁滞损耗却并非完全如此,作为振幅、频率比以及相位角函数的相对误差的变化小于40%.结果显示傅里叶重组能取得满意效果.     

管内电缆导体结构模拟设计优化模型

针对管内电缆导体(Cable-in-Conduit Conductor, CICC)设计中的复杂性问题, 提出了基于 稳定性和应变作用的导体模拟设计模型, 研究了应变对临界电流密度影响的量化效果, 建立了 耦合损耗等多变量制约的超导导体结构设计数学规划方法, 获得优化后的合理导体结构. 并将 数值模拟设计的CICC 导体与KSTAR(Korean Superconducting Tokamak Advanced Research)工程 设计进行了比较和分析, 结果显示二者吻合较好.