EAST ICRF天线驱动结构改进设计

针对ICRF天线原有的驱动结构由于无自锁而导致天线移动过程中无法精确定位的缺点,给出了两种新的驱动结构设计方案,两种方案主要由步进电机和涡轮蜗杆减速器组成,均具有启动速度慢,推、拉力大,能精确定位的特点。在设计过程中,对两种驱动结构的启动转矩、丝杠的强度和稳定性进行了校核,通过理论计算分析,两种驱动结构设计均满足设计要求。整个驱动结构改进设计方案和方法可为其他同类装置提供有益的借鉴。     

EAST装置ICRF天线电特性分析与优化研究

射频波加热是磁约束核聚变装置的重要加热方式.本论文基于 EAST 装置离子回旋共振(ICRF)加热天线结构和运行参数,运用高频分析方法对 ICRF天线开展电特性分析模拟,获得 ICRF天线射频电势和电场分布特性,初步评估了天线电特性.基于天线电场分布特性和分析结果,从天线结构和运行相位两方面对 ICRF天线电特性进行了...     

EASTICRF天线电流带电磁分析

为了实现EAST托卡马克1000s以上的稳态先进模式运行的最终物理目标,两电流带双环共振(RDL)离子回旋共振（ICRF）天线被选择用来加热,电流带是ICRF天线关键部件,它通过近场区的耦合把能量传输到等离子体中。本文通过有限元方法对电流带在等离子体破裂和等离子体垂直位移事件两种工况下进行了电磁计算,给出了电流带感应电流密度大小分布情况、磁感应强度大小分布情况以及电流带所受的电磁力。利用电流带所受的电磁力作为载荷对电流带进行了结构分析,分析结果为验证电流带结构的可行性提供理论依据,分析方法对未来更高功率的ICRF天线电流带进行电磁分析具有一定的借鉴价值。     

ICRF加热下EAST快离子损失速度空间分布初步研究

基于闪烁体的快离子损失探针（Fast-Ion Loss Detector,FILD）能够测量损失快离子的速度空间分布,是研究核聚变装置中快离子损失控制机理的关键诊断手段。在东方超环（Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST）上,通过FILDSIM程序在诊断图像与速度空间分布之间建立桥梁,将诊断探测到的信号转化为速度空间分布,获得了离子回旋共振加热（Ion Cyclotron Resonance Heating,ICRH）条件下的快离子损失速度空间分布,为进一步评估和控制离子回旋共振加热下的快离子损失奠定了基础。另外,通过损失快离子反向追踪,探究了探头本体遮挡对诊断探测范围的影响,为损失诊断系统进一步升级提供了依据。     

EASTICRF天线真空馈口热-结构分析

真空馈口是ICRF天线中的一个重要部件,它对ICRF天线起真空密封作用。鉴于真空馈口的重要性和安全性,运用有限元方法对两种形式的真空馈口进行了热和热-结构分析,给出了两种形式的真空馈口上的温度分布和应力分布。结果显示：镀银的真空馈口上的温度变化和应力均小于未镀银的真空馈口上的温度变化和应力,但两种形式的真空馈口上的应力均小于材料的许用应力。分析结果验证了真空馈口结构设计的可行性和安全性。     

EASTICRF天线法拉第屏蔽的热-结构分析

在EASTICRF天线中,法拉第屏蔽是ICRF天线中的一个非常重要的部件。实验时,它位于真空室内直接面对等离子体,将承受着很大的热负荷。基于EASTICRF天线法拉第屏蔽结构的安全性,本文利用有限元的方法,首先对热负荷最大的法拉第屏蔽冷却管道在不同水流速下进行热分析,考察在不同水流速工况下法拉第屏蔽冷却管道上的温度分布情况,再通过热 结构耦合方法对法拉第屏蔽冷却管道进行结构分析,了解法拉第屏蔽在不同水流速下的应力大小和分布情况,分析结果为未来EASTICRF天线实验提供理论指导。另外,对法拉第屏蔽冷却管道结构进行了优化改进,并对优化改进后的法拉第屏蔽冷却管道在相同工况下进行了热和热 结构分析,分析结果确定了优化改进后的法拉第屏蔽冷却管道结构的优越性,分析数据为未来法拉第屏蔽冷却管道的优化改进提供理论指导,分析方法为其他同类装置提供有益的参考。     

EAST电磁环境下辐射量热诊断系统屏蔽接地研究

介绍了东方超环(EAST)磁约束聚变实验装置中辐射量热诊断系统的屏蔽接地措施,并对整个系统的接地方案进行了研究。通过采用封闭的屏蔽支撑盒、双屏蔽传输电缆、串并混合单点接地等措施,有效避免了多道之间的共振和地回路,保证了测量系统在复杂电磁环境下的正常工作。     

AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析

反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。     

聚变-裂变混合堆次临界能源包层结构的热-力耦合分析

探讨了一种新型聚变-裂变混合堆次临界能源包层的有限元建模方法。应用ANSYS Workbench软件建立了该次临界能源包层的3D结构模型,并对该模型进行了稳态热分析、热-力耦合分析,获得了包层各零件的应力分布及变形分布,分析了包层各零件的强度、刚度,利用热-力耦合分析找到了该次临界能源包层的薄弱环节。计算结果表明,该包层满足强度、刚度要求,为该次临界能源包层的设计和改进提供了理论依据。     

熔盐堆用冷冻阀的热-结构特性研究

反应堆安全是任何核能系统开发与设计的重要组成。冷冻阀是熔盐堆的核心技术之一,其热力学特性直接关系到熔盐堆核能系统的固有安全。本文旨在通过研究冷冻阀的热-结构特性并进行优化,探索可靠的安全设计,提高第四代核能系统的固有安全性,利用ANSYS软件建立了冷冻阀的三维有限元模型,对其关闭状态和开启过程进行了分析研究。结果表明:1)冷冻阀的扁平部位由于内部空间熔盐少,熔盐熔融和冻结容易控制,是实现开关功能和熔盐堆过热安全泄放的核心部位;2)获得了不同因素(如换热系数、加热功率、保温尺寸等)对冷冻阀在关闭状态与开启过程中的温度场及应力大小的影响规律,为冷冻阀的优化设计及安全运行管理提供了依据;3)由于初始模型中部分设计不合理(如保温尺寸和加热功率等),导致冷冻阀热应力过高,容易引起疲劳损伤,经分析优化和改进后,最大热应力明显减小,综合性能得到很大提高。     

兆安级电流下Al丝阵的芯晕结构抑制研究

为了抑制丝阵Z箍缩中金属丝在电流早期电爆炸形成的芯晕结构,基于强光一号加速器,利用二级丝阵负载开展了Al丝阵早期物理状态的调控研究。通过陡化预脉冲和调整二级丝阵的参数,实现了负载Al丝的全部汽化,抑制了芯晕结构的产生,气态Al丝芯的平均直径约为1.80 mm,且沿轴向均匀分布,降低了丝阵消融引起的初始不稳定性。若丝长度和直径保持不变,反转型丝阵的关断时间主要取决于Al丝的丝数;反转型丝阵关断后,气态丝芯在主电流脉冲作用下迅速电离并开始内爆,磁瑞丽泰勒不稳定性迅速发展,内爆等离子体流沿轴向呈周期性调制分布,调制波长约为650μm。Al丝阵初始状态的改变,有效抑制了丝的消融过程,消除了先驱等离子体,在内爆后期降低了拖尾质量,提高了箍缩品质。     

兆安级电流下Al丝阵的芯晕结构抑制研究

为了抑制丝阵Z箍缩中金属丝在电流早期电爆炸形成的芯晕结构,基于强光一号加速器,利用二级丝阵负载开展了Al丝阵早期物理状态的调控研究。通过陡化预脉冲和调整二级丝阵的参数,实现了负载Al丝的全部汽化,抑制了芯晕结构的产生,气态Al丝芯的平均直径约为1.80 mm,且沿轴向均匀分布,降低了丝阵消融引起的初始不稳定性。若丝长度和直径保持不变,反转型丝阵的关断时间主要取决于Al丝的丝数;反转型丝阵关断后,气态丝芯在主电流脉冲作用下迅速电离并开始内爆,磁瑞丽泰勒不稳定性迅速发展,内爆等离子体流沿轴向呈周期性调制分布,调制波长约为650 μm。Al丝阵初始状态的改变,有效抑制了丝的消融过程,消除了先驱等离子体,在内爆后期降低了拖尾质量,提高了箍缩品质。     

EWB软件仿真分析探测器-电流灵敏前置放大器

利用虚拟电子工作平台(EWB)软件仿真分析一个中子注量率时空分布的探测系统中应用的电流灵敏前置放大器电路,避免了复杂的数学理论计算,得到了直观的结果,为其调试工作提供了参考依据。介绍了在EWB上探测器信号源的模拟,仿真分析探测器输出回路RC、隔直交流耦合电容、传输电缆长度对该电流灵敏前置放大器输出电压信号的影响情况。     

热-氧-辐照复合环境下硅泡沫加速老化研究进展

硅泡沫是特殊工程装置中的关键结构材料,其在服役过程中不仅承受机械载荷,还将长期承受气氛-温度-辐照等复杂环境载荷。研究发现,硅泡沫在热-氧-辐照-机械等多种应力作用下发生老化,从而导致材料性能下降,且硅泡沫内部具有多级复杂微结构,与传统的硅橡胶热降解相比,在热-氧-辐照组合条件下的硅泡沫老化本质上更复杂,准确预测硅泡沫寿命一直面临巨大挑战。开发新的实验技术、发展更强的数值建模能力、建立硅泡沫多应力因子老化的理论模型等,对于预测硅泡沫使用寿命和指导性能评估具有重要意义。本文从单因子热氧老化、辐射老化机理以及多因子加速老化三个方面对近年来硅泡沫加速老化研究成果进行了梳理,对当前的研究进展进行了综述。     

承压热冲击下压力容器断裂力学分析

依据美国核管会（NRC）最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明：表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。     

三向地震载荷下HTR-10厂房土壤-结构相互作用分析

土壤-结构相互作用（SSI）会影响核电厂厂房的地震响应。本文充分考虑SSI效应的影响,对10 MW高温气冷堆（HTR-10）厂房在三向地震载荷下的响应进行了分析。建立了土壤-结构耦合有限元模型,通过构造人工边界实现对地震波在无限域内传播过程的模拟,并对模型的准确性进行了验证。利用该模型计算了HTR-10厂房的地震响应,并对不同楼层的反应谱计算结果进行了分析。对于水平向反应谱,各楼层的反应谱谱型类似,SSI影响规律基本一致。在竖直方向上,结构的响应特点与楼板自身的竖向频率特性有明显关系,不同楼板的响应差别较大。一般情况下,SSI效应对竖向响应有抑制作用,且随着楼层增加更为明显。当楼板与土壤的固有频率接近时,竖向响应与其他楼层相比会有显著放大。     

土-结构体系的相互作用分析

本文简要介绍了土与结构体系的相互作用的概念，及在厂房实例计算中对此作用的分析方法。     

不同测试方法下高温应变片热输出分析

用以夹代焊为热输出的测试方法,揭示对高温应变片热输出的影响。通过分析热输出的影响因素,对高温应变片在安装试件材料和基底材料线膨胀系数不匹配情况下的热输出测试进行了探索。对悬空、夹持、点焊等各种测试方式下的热输出进行了分析比较,利用各种测试方式的特点得到了各种热输出。结果表明:悬空方式下的热输出可以作为高温应变片安装于基底材料上的热输出,为温度变化速率区别于出厂标定温度条件时热输出曲线的获得提供了依据。夹持方式下的热输出可以作为点焊热输出的替代,实现了以夹代焊,节约了成本,而且实现了逐片标定。悬空和夹持方式下热输出的比较揭示了安装试件材料不匹配时不采用实际安装时的热输出曲线会引起较大的误差。在各种热输出测试方法中,夹持方式可以替代点焊方式,实现热输出的逐片标定,并具有较好的热输出准确性。     

SMART堆蒸汽发生器螺旋传热管热-流-固耦合分析

为研究SMART堆蒸汽发生器螺旋传热管在正常工况下所受到的复杂应力,确定螺旋传热管上等效应力最大的位置以及热应力对螺旋传热管的影响,本文采用有限元方法,利用ANSYS有限元软件对韩国SMART堆蒸汽发生器螺旋传热管进行了热-流-固耦合分析,模拟计算得到螺旋传热管的应力、应变、位移分布。结果表明,螺旋传热管上应力、应变和位移的最大值主要依赖于系统温度。