ITER纵场磁体过渡馈线结构力学分析

运用数值方法计算了不同等离子体运行时刻纵场磁体过渡馈线(CFT)超导母线上的电磁载荷,并确定了磁感应强度最大的时刻,采用增量有限元法对过渡馈线进行非线性力学分析,得到不同工况下结构上的应力分布及变形情况。分析结果表明,带有万向节的过渡馈线结构具有足够的强度来承受运行过程中的各种载荷,从而证明了结构设计的合理性。     

ITER校正场磁体馈线结构分析

基于ANSYS对ITER校正场磁体馈线的结构进行了分析。根据馈线结构特点,对有限元模型进行了简化。通过电磁分析,获取了超导母线的电磁力,研究了电磁力与超导母线支撑间距的关系,并根据结果提出了推荐的支撑间距。在进行馈线模型结构分析时,电磁力按支反力的形式施加,并施加不同的载荷工况,获取了不同工况下馈线的应力及变形数据。分析结果显示馈线结构设计是合适的,满足设计应力准则要求。     

HT-7超导托卡马克装置纵场线圈供电电源微机远程控制系统的实现

HT-7超导托卡马克装置纵场电流由一台他励式直流发电机供电,纵场线圈在装置运行时处在超导态,提供稳态场。最大工作电流为5 000 A,电流稳定度需要达到0.5%。介绍了HT-7装置上纵场电源供电系统结构及存在电流稳定度低等主要问题。考虑到在不需要大经费进行电源改造同时又能兼顾满足装置实验要求,提出了如何对现有系统进行改造的方案,并实现了微机远程控制电源系统。升级后系统在实验运行中操作方便,稳定可靠,电流稳定度可达0.1%。     

BEPCⅡ超导插入四极磁体冷却流程的数值分析

按北京正负电子对撞机重大改造工程（BEPCⅡ）计划，为压缩束团尺寸、提高探测器的分辨率以及粒子识别能力，在南对撞区分别安装1对强聚焦超导插入四极磁体（SCQ）和1台超导螺线管探测器磁体（SSM）。本文针对1对超导插入四极磁体的冷却，采用数值模拟的方法给出了SCQ磁体分别采用超临界氦流和过冷氦流两种冷却方式下冷却流程的热力参数，通过对模拟结果的分析，给出了适合该超导插入四极磁体的冷却方式和正常运行的热力参数。还给出了该低温系统关键设备之一的过冷器的设计方法以及设计参数。      

PKU-SCAF 1.3GHz超导腔超流氦冷却循环设计及运行温度优化

超导腔的BCS表面电阻是温度的指数函数,降低超导腔工作温度可以减少超导腔的射频功率损失,但同时制冷设备的效率也会急剧降低.本文以北京大学超导加速器实验装置(PKU-SCAF)1.3 GHz的9壳型超导加速腔为例,对1.3 GHz超导腔采用的压力为3.13 kPa的饱和态超流氦冷却循环方案及运行温度进行了分析研究.从提高超流氦冷却系统的制冷系数、降低超导腔的动态损耗出发,通过对5种超流氦冷却循环方案以及超流氦冷却循环的效率和超导腔低温系统的能耗进行数值模拟和分析,得出了适合PKU-SCAF主超导腔的最佳工作温度为1.95K.     

ITER软X射线相机冷却实验监控系统

作为ITER重要的物理诊断之一,软X射线相机在装置烘烤时将面临高达250℃的环境温度。因此,冷却上限温度仅为75℃的相机探测器至关重要。为了验证冷却效果,所进行的冷却实验采用基于EPICS的监控系统管理实验过程及结果,实现了数据采集、存储、检索以及设备控制等功能,本设计创新之处在于高效的将所有采集控制算法通过EPICS集中实现。本文对监控系统的功能需求、监控参数、硬件及软件设计和测试结果进行了详细描述。结果表明,监控系统运行稳定,不仅为软X射线相机冷却实验提供可靠支撑,也为EPICS在监控系统中的推广提供借鉴。     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造

针对大亚湾核电站堆芯冷却监测系统(CCMS)面临部件老化、备件无法采购导致系统工作不稳定及故障报警闪发的现状,提出对CCMS进行整体升级改造。描述新CCMS采用国产化安全级仪控平台Firmsys的设计方案,以及对新CCMS的功能及接口等关键技术进行研究与分析;介绍在安装调试阶段遇到的技术问题及其解决方法。对改造后系统进行功能验证,以实现CCMS的自主化设计和改造。     

环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究

骤冷前沿推进是失水事故后再淹没过程中堆芯冷却速率的重要标志,先驱冷却传热对骤冷前沿的推进起到关键作用,对先驱冷却传热特性的研究十分必要。本文通过数值求解二维非稳态导热方程获得先驱冷却传热系数,并基于环形通道内底部再淹没实验数据,分析先驱冷却传热系数受初始壁温、入口温度和入口质量流速等参数的影响规律。研究结果表明,初始壁温对先驱冷却传热系数的影响不显著,先驱冷却传热系数随入口质量流速的增加而明显增加,随与骤冷前沿距离的增加而减小,基于实验数据得到本参数范围内先驱冷却传热关系式。     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

Mechanical Analysis and Optimization of ITER Upper ELM Coil & Feeder

International thermonuclear experimental reactor （ITER） edge localized mode （ELM） coils are used to mitigate or suppress ELMs. The location of the coils in the vacuum vessel and behind the blankets exposes them to high radiation levels and high temperatures. The feeders provide the power and cooling water for ELM coils. They are located in the chinmey ports and experience lower radiation and temperature levels. These coils and feeders work in a high magnetic field environment and are subjected to alternating electromagnetic force due to the interaction between high magnetic field and alternating current （AC） current in the coils. They are also subjected to thermal stresses due to thermal expansion. Using the ITER upper ELM coil and feeder as an example, mechanical analyses are performed to verify and optimize the updated design to enhance their structural performance. The results show that the conductor, jacket and bracket can meet the static, fatigue and crack threshold criteria. The optimization indicates that adding chamfers to the bracket can reduce the high stress of the bracket, and removing two rails can reduce the peak reaction force on the two rails arising from thermal expansion.     

Test and Analysis of China's First Short Conductor Sample for ITER Toroidal Field Coils

In the framework of the ITER Qualification Tests, the first China TF conductor sample (CNTF1) was tested at the SULTAN facility. The sample was made of two TF conductor sections manufactured from identical internal stannum strands provided by the Oxford Superconducting Technology Company (OST). In order to evaluate the conductor performance, the current sharing temperature (Tcs) was measured at specified electromagnetic load cycling steps. Both conductor sections of the CNTF1 sample showed identical performance. Tcs was 7.2 K before cycling loading, and 6.9 K even after 950 cycles, without significant degradation, which substantially exceeds the ITER requirement of 5.7 K. The tests of the CNTF1 conductor sample showed that the electromagnetic cyclic load exhibited a negligible effect on the conductor performance. The coupling time constant for AC loss was 214 ms and 71.52ms before and after the cycling load, respectively. The test results of the sample are compared with the strand performance and parameter model analysis.     

Primary Design and Analysis of Feeder for ITER Poloidal Field

An electromagnetic （EM） analytic model for the PF feeder, applied to ITER and needed to convey the cryogenic supply and electrical power to the PF magnets, was ...     

Conceptual Design and Analysis of Cold Mass Support of the CS3U Feeder for the ITER

In the International Thermonuclear Experimental Reactor(ITER) project,the feeders are one of the most important and critical systems.To convey the power supply and the coolant for the central solenoid(CS) magnet,6 sets of CS feeders are employed,which consist mainly of an in-cryostat feeder(ICF),a cryostat feed-through(CFT),an S-bend box(SBB),and a coil terminal box(CTB).To compensate the displacements of the internal components of the CS feeders during operation,sliding cold mass supports consisting of a sled plate,a cylindrical support,a thermal shield,and an external ring are developed.To check the strength of the developed cold mass supports of the CS3U feeder,electromagnetic analysis of the two superconducting busbars is performed by using the CATIA V5 and ANSYS codes based on parametric technology.Furthermore, the thermal-structural coupling analysis is performed based on the obtained results,except for the stress concentration,and the max.stress intensity is lower than the allowable stress of the selected material.It is found that the conceptual design of the cold mass support can satisfy the required functions under the worst case of normal working conditions.All these performed activities will provide a firm technical basis for the engineering design and development of cold mass supports.     

Calculation and Optimization of ITER Upper VS Feeder Under an Electromagnetic Load

The upper vertical stability (VS) feeder is a part connected to the upper VS coil by a welding joint.The function of the feeder is to transfer current and coolant water to the VS coil.A giant electroma...     

关于核电厂冷却方式的探讨

美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。     

地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统（PXS）能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度（PGA）为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析（SMA）方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明：本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。     

AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

用RELAP5程序分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性，评价这些系统的运行特性以及系统分析程序（如RELAP5等）的计算能力是非常重要的，中国核动力研究设计院设计建造了原理性的非能动堆芯应急冷却系统实验装置，并完成了相关实验研究，取得一批有价值的数据，本文用RELAP5／MOD3．2程序对实验过程进行了模拟分析。通过计算结果与实验结果的比较，初步评价了RELAP5／MOD3．2程序的计算能力。