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[硕士论文] 李春梅
化学工程与技术 北京化工大学 2018(学位年度)
摘要:核能是极具有前景的能源,但核废气中的放射性物质(诸如碘)导致核安全备受关注。金属-有机骨架材料(metal-organic frameworks,MOFs)因具有许多优良性质已经被广泛用于气体吸附分离的分子模拟研究。本论文选用大规模MOF材料,对工业条件下(1.0bar和423K)的碘蒸汽吸附、碘水分离和甲基碘吸附分离做了高通量的分子模拟研究,包括考察材料的再生性能和水稳定性。结果表明:
  1、碘蒸汽吸附时,材料XAHQAA(剑桥晶体结构库中材料代码)是目前为止碘单质吸附量(13.57g/g)最高的材料,模拟还发现20~30(A)的介孔、孔隙率0.93左右以及比表面积约为6200m2/g的MOFs更有利于碘单质的吸附和存储,且具有互穿结构的MOF材料不利于碘蒸汽的吸附。QIYDIN材料经过改性,碘吸附量提高了20.26%。
  2、通过大规模模拟研究MOF材料分离I2/H2O体系,发现材料DAWMUL的碘吸附量(Niodine=7.68g/g)远高于其他材料。对选择性和吸附量较好的520种MOFs进行变压吸附(PSA)研究,引入Adsorption Figure of Merit(AFM)参数描述材料性能,经考察,综合性能最好的材料中有5种具有动力学水稳定性。
  3、杂质NO2对大多数MOFs的甲基碘吸附行为影响微弱,表明MOFs比其他多孔材料更利于甲基碘吸附。更重要的是,NU-700能够被活化,是目前甲基碘吸附研究中吸附量(3.26g/g)最高的材料,在高浓度NO2时也有很好的甲基碘吸附效果,因而用于甲基碘的吸附应用十分有前景。
[硕士论文] 毕楠夏
电力电子与电力传动 合肥工业大学 2018(学位年度)
摘要:EAST超导托卡马克装置是我国“九五”重大科学工程,其非圆截面结构会拉长等离子体位形,拉长等离子体在垂直方向上具有不稳定性,故需在真空室内加入反馈线圈并用大功率快速电源为其供电来抑制等离子体的垂直不稳定位移。因此,研制控制性能优良的等离子体垂直位移快速控制电源装置(以下简称:EAST快控电源)是很必要的。随着EAST实验的不断深入,对于快控电源的要求也不断提高。EAST旧快控电源(纯模拟控制电路)在额定电压、额定电流和响应时间等指标上已经无法满足EAST对电源的过高要求,故需将EAST旧快控电源升级到EAST新快控电源(数字化控制电路)来满足当前现状。本文主要工作:
  (1)本文通过对EAST新旧快控电源主要参数的对比,表明EAST新快控电源比旧快控电源更加满足当前要求,并详细分析了载波移相PWM调制方法以及H桥串并联输出电压和电流的特性。
  (2)本文对EAST新快控电源的电流控制进行了详细地分析。引入电流模式控制方法使电源输出的电流跟踪给定信号并达到动静态要求。EAST新快控电源的最大特点之一是快速响应,为了进一步提高电源输出电流的响应速度,本文还提出了电压模式控制方法,即H桥输出电压的平均值与给定信号呈线性关系,将H桥输出的恒定高压直接加在负载线圈两端力求极大地提高负载电流上升率,加快输出电流响应速度,但由于负载上的电压实际为电源直流电压的PWM波,无法实现电压闭环反馈跟踪,只能开环控制,所以在使用电压模式控制方法时需短时快速改变给定信号并且加限流控制防止过流保护。
  (3)本文还对EAST新快控电源的硬件电路进行设计,主要包括支路控制器的设计、总控制器的设计;并分别在电流模式和电压模式下进行仿真和实验验证。
[硕士论文] 刘心漪
电力电子与电力传动 合肥工业大学 2018(学位年度)
摘要:本课题主要致力于研究托卡马克装置等离子体垂直不稳定位移主动反馈预测控制。超导托卡马克装置利用磁约束和真空隔热来实现受控核聚变,并使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。高的拉长比对等离子体放电有促进作用,但当等离子体被拉长后,垂直方向上将会不稳定,这是超导托卡马克装置必须要克服的问题。当前的解决方法是利用EAST快速控制电源对真空室内的主动反馈线圈进行快速励磁控制,产生的磁场约束等离子体,从而达到维持等离子体稳定性的目的。然而主动反馈电源采用的控制方式是滞后控制,控制效果不佳。
  为了解决EAST快控电源控制应用过程中的延时,本文提出了基于灰色预测GM(1,1)模型与时变PID控制相结合的解决办法。在实验过程中对EAST装置的主动反馈控制信号实现新陈代谢灰色滤波及单步预测,将反馈测量值替换为预测值进入到PID控制算法中,运用时变计算公式在线调整PID控制参数。基于MATLAB对快控电源反馈控制系统搭建仿真模型验证该方案的可行性,并使用以TMS320F2812型DSP为主控芯片的EAST快控电源支路控制器进行实验。仿真与实验的结果验证了GM(1,1)预测与时变PID控制算法可以实现超前调节,并且提升了主动反馈控制响应性能。
[硕士论文] 陈光
机械电子工程 合肥工业大学 2018(学位年度)
摘要:CFETR全称China Fusion Engineering Test Reactor,中国聚变工程试验堆,2017年12月正式开始进入工程设计阶段,旨在测试和验证未来的聚变堆在工程和技术上的可行性。
  中心螺线管线圈(CS)是CFETR装置的核心部件之一,工作中要求其具有12T的最高磁场,1.5T·s-1的最大磁场变化率。为了开发和验证中国大型Nb3Sn管内电缆导体(CICC)磁体的关键制造方法和相关技术,中国科学院等离子体物理研究所(ASIPP)正在设计和开发CFETR的中心螺线管模型线圈(CSMC)。本课题的意义在于通过开展CS模型线圈的电磁、热及结构力学性能研究,对CS模型线圈的工程设计进行评估和验证,并为将来中心螺线管线圈及其他线圈的设计和分析提供一定的数据支撑和参考。
  本文首先通过研究CS模型线圈的详细结构,忽略对主体模型影响较小的部分,如线圈引线、线圈的缠绕方式、线圈的支撑等,利用CATIA软件建立模型。
  其次根据CS模型线圈的实际工作情况,采用Maxwell对该模型进行电磁分析,使用Workbench对该模型进行力-热-电磁分析,同时对线圈引线进行力学分析,优化其支撑结构。
  然后通过引入均匀化理论推导出等效弹性参数的求解方程。使用ANSYS建立导体绕组的单胞有限元模型,在给定的边界条件下,对绕组的等效材料力学性能进行分析预测,并建立简化模型进行力-热-电磁分析,对比应力分析结果,验证简化方法的正确性。
  最后从动力学角度对CS模型线圈进行地震分析。先进行结构的模态分析,获得其固有频率、振型,并此基础上进行地震谱分析。之后对结构进行地震时间历程分析,对比验证地震分析的可靠性。
[博士论文] 王旭东
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国科学院等离子体物理研究所大功率测试中心是由科技部投资建设,满足国际合作项目ITER电源设备的各种相关测试,是我国最大的直流测试平台。为了进一步完善和拓展其测试能力和范围,本文针对其大功率直流测试、ITER极向场交流器集成测试、无功补偿及滤波系统测试等三大平台的运行特性、谐波分布、过流过压故障等问题进行了深入研究。主要工作内容及创新点如下:
  1)、基于大功率变流系统理论,建立了脉冲直流电流输出的变流器等效模型。以此为基础,分析了多变流器并联输出特性,以及多变流器并联运行时的换向耦合影响;进行了变流系统和无功补偿系统联合进行短路试验的可行性研究,提出了开环结合闭环的预测无功控制策略而提高响应速度,改善了冲击性无功负荷和电网电压跌落;对于串联模式下的短路冲击测试,考虑等效三相短路的非正常换相状态,给出了大电流下非正常换相时系统的负载特性曲线。等效暂态模型的准确建立,保证了短路冲击测试安全可靠运行,设计完善的测试流程。联合运行分析以及控制系统的改进,最大化的利用了现有资源优化系统测试。
  2)、提出一种时域分段法,将复杂的PF变流器谐波问题转换成简单函数的代数和求解,分别计算了三种运行模式下的谐波分布,并且进行了仿真和实验分析和对比。对比分析了串联顺序控制和对称控制策略下,ITER PF电源串联系统电网电流的谐波特性。前者在改善系统无功功率消耗的同时,也大大降低了系统的THD含量。极向场电源系统的谐波计算不仅可以评估其对电网及其他设备的影响,也为滤波系统的选型与设计提供了参考;也为未来串联系统的谐波抑制相关的控制优化指明了方向。
  3)、针对直流测试平台常见的过流故障和过压故障,进行了理论分析和仿真对比,尤其是最严重的几种过流故障的电流冲击值的计算。根据以上各种故障分析,针对性的提出了相应的保护措施,设计了各种保护动作流程。最后给出了系统的连锁保护机制。为系统测试安全可靠运行提供了一系列的安全保障。
  4)、针对直流测试平台升级要求,初步确定变压器的基本参数;进行了晶闸管的选型研究,通过结温计算和热效应校验,确认选型结果。校验了升级方案在串联和并联模式下的稳态和短路输出电流能力。完成了升级直流测试平台的可行性研究,为未来的升级改造提供了支撑。
[博士论文] 李航
等离子体物理 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:平衡位形设计是设计聚变反应堆最基本的内容。反应堆基本物理参数与工程设计都需要构建平衡来验证。反应堆的PF线圈系统能否维持先进偏滤器位形,是否能提供足够的放电平顶段,都需要计算平衡来解决。此外,PF线圈系统的造价占反应堆造价的30%,因此评估PF线圈的能力,优化设计以降低造价,亦有巨大的经济效益。本文采用静态平衡的计算方法,根据物理参数构建放电过程中一系列参考点的平衡,进而计算出PF线圈电流,最后得出PF线圈电流波形,为PF线圈优化提供依据。偏滤器靶板的热流负载是研究托克马克的另一个关键课题。目前的技术并不能应对巨大的热流负载。通过技术手段使偏滤器进入脱靶状态,采用先进偏滤器位形增大磁面扩展与连接长度,都是解决靶板热流负载问题的有效手段。
  中国聚变工程试验堆(Chinese Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)有两个设计阶段。初步设计阶段采用大半径5.7米,小半径1.6米的尺寸;最新设计方案采用大半径6.6米,小半径1.8米的尺寸。基于两种尺寸,我们分别计算了雪花偏滤器位形和相应的PF线圈操作空间[1]。结果表明雪花偏滤器位形能有效的增大磁面扩展、增长连接长度;感应电流驱动方式下,PF线圈系统能为雪花位形提供足够长的电流平顶。
  为了实现长脉冲高参数放电,降低靶板热流负载,EAST中期改造方案中提出在真空室内添加三个单匝偏滤器线圈,以帮助生成准雪花位形。我们构建了250kA、350kA、400kA的准雪花位形并进行了分析。结果显示350kA的准雪花位形可能成为最优解。然而还需要继续调整电流分布,以使线圈电流均低于10.5kA/Turn,以给电流演化和工程方面留有足够冗余。
[博士论文] 徐坤
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国聚变工程实验堆(CFETR)是正在规划中的我国下一代聚变装置,目前已经完成了概念设计,正在逐步开展工程设计。CFETR (Phase Ⅰ)的主要目标是验证聚变等离子体的稳态运行、实现聚变堆的氚自持、探索聚变堆的维护和遥操作方案,最终实现50~200MW的聚变功率。作为反应堆,CFETR与之前的等离子体物理实验装置的一个典型不同之处就是CFETR中有高能的聚变中子产生。作为聚变堆的关键部件之一,氚增殖包层被设计用来利用这些中子实现能量转换与输出和氚增殖,同时也要起到屏蔽中子的作用。聚变中子学主要研究聚变中子与装置各部件(尤其是包层)的相互作用。本文的主要内容就是以CFETR概念和初步工程设计为契机,以国家磁约束核聚变能发展研究专项项目“CFETR设计软件的集成及堆芯参数的优化”为依托,以CFETRHECLIC固态增殖包层为主要设计与分析对象,以主流的粒子输运程序MCNP和燃耗程序FISPACT为主要计算工具,对聚变中子学涉及到的程序接口问题进行研究。
  本文关注并已经完成开发或测试的接口包括:等离子体物理参数到中子学源定义接口:编写SCG程序实现了读取典型零维等离子体物理参数或者等离子体物理程序ONETWO的计算结果,输出中子源定义文件给MCNP直接使用的功能;工程设计数据到中子学模型的接口:采用McCad和ANSYS DesignModeler实现了基于CAD模型到MCNP模型的自动转换,编写NPST程序实现了CFETR的参数化中子学建模;中子学计算程序接口:包含了基于MCNP减方差程序ADVANTG和耦合MCNP与FISPACT程序进行停堆剂量率计算的R2S程序。中子学计算后处理接口:采用MT2X和Mcmeshtran实现了MCNP计算结果到ANSYS、CFX等工程分析软件和ParaView等数据可视化软件的数据传递。此外,本文还测试了MCNP新引入的非结构性网格特性在CFETR中子学分析中的应用,结果表明该特性具有可以处理高阶曲面的优势,为之后CFETR工程模型的中子学分析提供了一条新的技术路线。
  在中子学程序接口开发和验证的同时,本文建立了多个包层设计方案的中子学模型。分析了中子源分布对装置中子学性能的影响。重点对CFETRHECLIC固态增殖包层进行了详细的中子学分析。采用1-D中子学模型对CFETR的屏蔽性能进行了全面评估,采用3-D中子学模型对CFETR HECLIC包层的氚增殖进行了全面评估。在这些计算经验上,完成了CFETR HECLIC 2014 BU增殖单元方案的中子学设计与分析,给出了其氚增殖率、第一壁中子壁负载、中子通量分布、核热功率分布、结构材料He浓度分布、结构材料辐照损伤(DPA)分布、超导磁体中的环氧树脂绝缘材料上的辐照吸收剂量、超导磁体的快中子积分通量、超导磁体铜结构上的辐照损伤、超导导体绕组上的核热峰值,停堆后的包层模块内部结构的活度、衰变热、接触剂量率和停堆剂量率等结果。为CFETR HECLIC包层和主机其他部件的工程分析和设计提供了核热载荷。为聚变堆安全分析、装置维护与遥操作等工作提供了数据支撑。
[博士论文] 张建武
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:偏滤器是托卡马克装置的重要组成部分之一,承担着排热排灰和粒子浓度控制的重任。其运行环境严峻,承受高热负荷和中子辐照损伤,是未来聚变堆设计的重要内容。偏滤器设计模块也因此成为正在建设的CFETR集成设计平台的重要组成部分。本文首先根据偏滤器的设计流程,搭建了CFETR集成设计平台偏滤器模块,然后以ITER偏滤器第一壁结构为基础,开展了针对第二阶段中子辐照和热负荷的偏滤器第一壁结构设计和优化,并对不同热负荷下的结构疲劳寿命进行了评估。
  CFETR第二阶段运行功率约1GW,中子辐照损伤最高可达50dpa/y。这就要求偏滤器第一壁的结构材料活化特性低并且抗中子辐照损伤能力强,如低活化钢。偏滤器靶板区域由于结构屏蔽作用,辐照强度低,而挡板和DOME板区域直接暴露在中心等离子体辐射范围,辐照强度高。以运行功率为1.8GW的DEMO堆为例,偏滤器靶板热沉区域辐照损伤低于2dpa/y,挡板和DOME热沉上辐照损伤则在5dpa/y左右。偏滤器第一壁上的热负荷也呈现不均匀特性,热负荷主要集中在靶板区域。以运行功率为500MW的ITER为例,在脱靶情况下,偏滤器第一壁靶板区域峰值热负荷约为10 MW/m2,挡板区域则为1~5MW/m2。
  低活化钢的导热性能不如铬锆铜,运用在偏滤器靶板区域,可能导致热应力过大。本文采用不同热沉材料的偏滤器第一壁结构设计,即偏滤器靶板区域继续采用钨铜第一壁结构,而挡板和DOME板则采用钨低活化钢第一壁结构,这样在满足导热性能的同时,降低中子辐照对结构的损伤。由于钨铜第一壁结构已经有详细的研究,重点研究钨低活化钢第一壁结构的结构强度和热疲劳寿命。
  采用Monoblock结构设计,压力水为冷却剂,入口压力15.5 MPa,温度为300℃,流速10-20m/s。使用经验公式对冷却剂对流换热系数和临界热流密度进行计算,并基于热分析对偏滤器第一壁进行结构参数优化。在最优参数基础上对偏滤器第一壁结构进行运行工况下强度评估,结果表明钨低活化钢偏滤器第一壁最大承受的热负荷为8MW/m2。
  由于偏滤器第一壁处在循环载荷中,需要对其进行疲劳寿命预测,在此之前需要验证结构不会出现棘轮失效。根据Bree-diagram法则,在恒定压力和周期性热下,如果恒定压力相对较小,即使产生的组合应力超过弹性范畴,也不会出现棘轮现象。采用等效循环应变方法,对比低活化钢的循环寿命应变曲线,计算钨低活化钢偏滤器第一壁的疲劳寿命。结果表明在7MW/m2热负荷下钨低活化钢第一壁寿命可以达到2年的预期,如果考虑中子辐照对疲劳寿命的影响,将会更低。
  CFETR集成设计平台偏滤器模块的搭建,首先是基于偏滤器的设计流程,搭建了CFETR集成设计平台偏滤器模块交互操作界面,包括偏滤器设计、分析、报告和参数化设计界面。并解决偏滤器模块内部以及不同模块(包括与主程序之间、物理模块之间、工程模块)之间的数据交换接口。在使用过程中产生的数据则采用ENOVIA数据管理平台进行管理。
[博士论文] 国旗
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:ITER国际热核聚变堆是人类旨在解决未来能源危机的重大国际合作项目,极向场变流器系统是该聚变堆的重要组成部分,也是迄今为止世界上功率最大的变流器系统,其额定装机容量4600 MVA,每组电源额定输出55 kA,在大电流测量方面提出了迫切的需求。
  本论文研制了基于磁传感器阵列的新型电流传感器,满足ITER装置高稳定度、高精度和快速响应的电流测量要求。论文主要的研究工作和创新如下:
  建立基于电流微元法的电流磁场模型,分析了极向场载流母排周围的磁场及梯度分布。利用该分析结果,比较了磁传感器阵列采用圆形排布和矩形排布结构的优劣。在平行双直导线模型下,提出了用于圆形磁传感器阵列的的串扰场抑制方法。
  提出了适用于磁传感器阵列电路和结构设计的技术方案,详细分析了磁传感器阵列在工程实现上遇到的关键技术难题,论述了阵列上多传感器进行灵敏度归一化的方法,并重点讨论了磁传感器选择,缓冲电路、温度补偿电路和接地的设计,保证了工程应用中磁传感器阵列测量的准确性和运行的可靠性。
  针对圆形排布磁传感器阵列不再适用于大尺寸截面载流母排电流测量的问题,首次提出了使用矩形排布磁传感器阵列的技术方案,采用了在积分环路磁场不连续点分段测量和使用高阶辛普森数值积分算法处理数据等方法,极大地减小了由于矩形积分环路磁场梯度变化剧烈引入的计算误差,提炼出矩形排布磁传感器阵列快速设计的工程步骤。
  针对磁传感器阵列在核聚变领域等复杂工况下的电磁兼容要求,研究了变流器运行时其剧烈的du/dt通过电场耦合传播带来的噪声问题,论述了共模和差模噪声传导的通路,在无法使用滤波电路改善信号质量的前提下,提出了优于常规传感器信号传输方式的逆并联结构,实验证明测量信号中耦合的噪声得到很好的抑制。
  完成了产品研制及试验。试验数据表明其完全满足大尺寸截面母排电流测量需求,具有高可靠性,达到了0.5级以上的准确度等级,有较好的串扰场抑制能力和电磁兼容性能,诸多性能超越传统的大电流传感器。该传感器不仅满足ITER变流系统电流检测要求,也可以推广到国防、科研、冶金等大电流检测行业。
[博士论文] 宋德勇
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:EAST托卡马克共振磁扰动线圈电源为内真空室的共振磁扰动线圈提供特定的电流和电压,该线圈主要用于边界局域模控制等物理实验研究。要满足此目的,需要8套相同的电源,电源额定电流和电压为4000A/450V,电流和电压延迟时间分别小于0.35ms和0.25ms,电压纹波小于2%,同时电源能在直流到交流1kHz的范围内提供不同的电流和电压,有必要对该电源的设计方法进行研究。同时电源逆变部分采用串并联H桥结构,核心器件IGBT工况特殊,且共有384个IGBT同时工作,需要分析其结温分布、失效原因及可靠性,对该电源的设计分析研究对于托卡马克装置同类型电源的设计工作能提供极大的技术参考。
  第一,针对RMP线圈电源的设计要求,确立了开关频率与电源响应速度、等效开关频率与电压纹波、拓扑结构与输出电流电压的对应关系,还设计了RC补偿支路、母线电容和平波电感,介绍了电源的控制系统和故障保护策略,并针对设计要求进行了仿真和测试,结果表明设计方案能满足设计要求。以DⅢ-D托卡马克超级电源为例,介绍了RMP线圈电源设计方法在该电源系统设计方案中的应用,并重点介绍了该电源中的并联控制方式,同时对于现有的电压模式控制方法提出了优化建议。
  第二,为了分析RMP线圈电源中IGBT在EAST实验工况下的结温分布特点,基于这种特殊实验工况,通过推导得到了脉冲工况和正弦工况下结温最大值、最小值和纹波的函数,指出电流上升时间、频率、幅值、占空比和IGBT开关频率对结温分布的影响,在此基础上通过建立Matlab仿真模型验证了上述变量在不同工况下对结温的影响,并给出了不同变量下结温变化对比图,以典型脉冲工况为例,借助有限元仿真软件,进行了热-结构耦合分析,确定键合线和焊料层在反复的功率循环时为主要失效环节,并验证了关于结温分布特点的理论分析。
  第三,为了验证IGBT在实际工作时的失效方式和评估IGBT的可靠性,进行了温度循环试验、动态特性测试和功率循环试验,验证了温度循环时IGBT的失效方式,分析了驱动电阻、集电极电流、结温和功率循环次数对IGBT动态特性的影响,对IGBT的实际运行和使用提出了建议,分析了在多次功率循环冲击后IGBT的可靠性。
  目前8套RMP线圈电源在已经结束的EAST物理实验中运行正常,且RMP线圈对边界局域模的抑制起到明显作用,该电源的分析和设计方法也为今后ITER装置和CFETR装置上类似电源的设计提供了技术参考。
[博士论文] 冯虹瑛
等离子体物理 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在能源危机逐渐凸显的今天,可控的核聚变能因其储量大、安全清洁等特点,成为人类研究开发替代能源的重要方向。以托卡马克为代表的磁约束装置被看作是最具有希望实现这一目标的重要途径。在托卡马克中,撕裂模(新经典撕裂模)不稳定性,能改变磁场拓扑结构,破坏磁场冻结效应,从而影响粒子和能量约束,最终引起稳态运行的崩塌,被看成是最危险的不稳定性之一。撕裂模(新经典撕裂模)不稳定性本身,又受到微观湍流、新经典输运、宏观磁流体力学不稳定性和快离子输运等一系列物理机制的综合影响。由于其多时空尺度多过程的特点,理论研究非常困难,从第一性原理出发的集成自洽模拟,成为重要的研究手段。在此目标前提下,开展了撕裂模的模拟,静态磁岛的模拟等一系列阶段性研究工作。
  首先,回顾了回旋动理学的理论,并简要介绍了基于回旋动理学理论发展起来的回旋动理学环向程序(GTC)。在GTC程序的电磁理论模型中,采用的混合模型天然地去掉了产生撕裂模的物理机制。利用平行方向的电子力平衡方程将其重新囊括并导出新的理论模型,并基于此编写了相关功能扩展代码并调试编译通过。之后,运用了最新开发的大型并行particle-in-cell(PIC)回旋动理学数值模拟平台VirtEx,选取了新推导建立的理论模型以及功能扩展代码对电阻撕裂模进行了模拟计算。VirtEx程序对撕裂模的线性模拟结果与撕裂模经典理论有着较好的一致性,从而验证了新建立的理论模型以及新编写的撕裂模功能模块的正确性。
  在扭曲模与撕裂模等全局性的不稳定性的模拟研究中。磁力线坐标下的垂直方向拉普拉斯方程在芯部存在着奇异性问题。GTC程序采用向外插值的方法对芯部区域进行求解。着眼于求解芯部奇异问题以及未来可能的刮削层以及偏滤器区域等求解区域更加复杂的问题,还提出了基于直接坐标的有限元方法并将其添加到了GTC程序中。通过试探函数以及物理实例的检验,新加入的有限元求解器显示了很高的精确度。
  另外,还开展了静态磁岛影响静电漂移波的非线性研究。利用回旋动理学描述离子,漂移动理学来描述电子,成功地验证了静态磁岛的作用,得到了离子和电子在磁岛内部展平的密度分布。利用回离子旋动理学电子漂移动理学模型对离子温度梯度(ITG)模的模拟仍在进行之中。
[博士论文] 罗兵
等离子体物理 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:科大一环KTX(Keda Torus eXperiment)是由中国科学技术大学自主设计和建造的我国第一个用于开展反场箍缩(RFP)磁约束位形探索的大型实验平台。本文主要利用电路模型和RFP平衡与能量守恒原理分别对科大一环KTX进行放电模拟研究。同时利用三维电阻-粘滞MHD程序NIMROD模拟研究KTX在柱位形下的MHD不稳定性和准单螺旋态(QSH)。
  首先,KTX环形等离子体的径向平衡主要由成形场线圈提供的垂直场来维持。同时,由于极向场线圈,被动导体和等离子体之间的耦合效应,铜壳上感应的涡流也影响等离子体的平衡。在不考虑被动导体和平衡场线圈上辅助电源投入的情况下,建立了一个等效电路模型区分析平衡场线圈的动态性能。在此基础上,将稳定铜壳考虑进去,并结合双C结构,即利用等离子体,极向场线圈与稳定铜壳三者之间的耦合效应,进一步分析了在KTX运行过程中,被动导体上感应的涡流的时间空间分布及其产生的垂直场空间分布情况。结果表明,在KTX运行的第一阶段,主动控制线圈和被动导体上涡流能够提供足够的垂直场维持等离子体径向平衡,之后由于壳上有限电阻造成涡流的衰减,要想维持等离子体平衡,需要在平衡场线圈上辅助电源来控制等离子体径向平衡。
  其次,基于RFP的平衡磁场位形和能量守恒原理建立KTX的放电运行模拟程序,再此基础上估算在KTX装置上实现PPCD驱动所需的电源参数。模拟结果表明:由于KTX纵场线圈与稳定壳之间真空区域的磁通消耗,以及被动导体壳对纵向磁场的屏蔽效应,故在KTX纵场线圈上加载的PPCD脉冲电流信号的功率要比在MST装置来的更大,相应的对PPCD电源性能的要求也更加苛刻。RFP装置如果在PPCD放电情况下,为了减小PPCD辅助电源的投入成本,在设计装置时真空室要尽可能的薄,且纵场线圈要尽可能的靠近真空室。
  最后,聚焦于当前RFP研究的热点——准单螺旋态(QSH),QSH态的出现减小了磁场涨落,提高了RFP的约束性能,尤其是在SHAx态下形成的较宽的芯部热岛和电子温度梯度垒。本章主要利用三维电阻-粘滞完整磁流体力学代码NIMROD,探索在KTX柱几何位形下出现QSH的可能性。分析了在有限比压和有限电阻率下线性撕裂模的空间结构和扰动的基本特征。在Lundquist数S =5×104,经过初始的MH态后,等离子体逐渐过渡到QSH态。线性与非线性模拟结果对比表明,准单螺旋态的主模可能是由m=1的线性内部共振撕裂模的不稳定性发展而来;同时,发现了等离子比压β可能影响QSH态出现和维持时间。在低β时,QSH态间歇性的出现,且无法维持;在高β时,QSH的维持时间相对较长。
[博士论文] 涂翠
等离子体物理 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在科大一环KTX装置中存在着很强的由等离子体电流和外在的导体产生的磁场,高温等离子体的约束正是利用等离子体与磁场间的强烈相互作用来实现的。磁场的位形决定着等离子体的宏观平衡及稳定性等约束特性,而其空间分布及瞬间的变化规律则是了解等离子体运动规律的基础,所以在KTX装置等离子体状态的研究中,磁场信息的获得是必需的。对于KTX装置宏观的等离子体信息以及工程参数的获得,电磁测量诊断系统是最基本和有效的方法。并且它在装置的运行、等离子体的放电控制以及物理诊断中都非常重要。利用电磁测量诊断系统可以得出以下重要信息:
  a)宏观的等离子体放电参数,例如等离子体电流、磁通和电压等;
  b)装置的运行和主动控制系统参数,例如极向场和纵场线圈电流、切缝处的三维误差场等;
  c)等离子体平衡重建;
  d)MHD和各种瞬态电磁现象的参数等。
  本论文的主要工作就是完成KTX装置的电磁测量系统的搭建。与其他的RFP装置对比,不仅为切缝处误差场控制的研究提供了三维磁场信号,还为反馈控制系统的研究在复合壳的夹层中安装了鞍形传感器和相应真空室内壁的三维磁探针。除此之外,在真空室的内壁与铜壳外壁对应位置放置了3×46+1×22组测量极向磁场Bp和环向磁场Bt的二维探针,用来测量复合壳上的环向和极向涡流。磁探针包覆了整个真空室和铜壳,为三维等离子体控制的研究提供了平台。完成了整个系统包含的测量磁场信号的磁探针、电流信号的罗氏线圈、局域磁场信号的鞍形传感器、磁通信号的磁通线圈以及涡流信号的涡流探针阵列等诊断种类的设计、标定、安装和初步的实验结果。
  本论文另一部分的工作是电磁测量系统的其中一个应用:利用复合壳上涡流的多级矩展开的方法来估算等离子体位移。在RFP中,另一个最基本和重要的诊断是等离子体电流重心位置(位移)的测量,对RFP装置的运行和实验有着重要的意义。只有等离子体处于稳定的平衡状态,才能使高温的等离子体脱离真空室壁,约束在磁场中。所以等离子体位移的诊断和控制是每个反场箍缩装置实验需要解决的基本问题之一。因为等离子体位移的测量既是等离子体是不是已经达到宏观平衡状态的一个判断,也是装置中反馈平衡控制系统中用到的产生位置偏差信号的来源,所以同样十分重要。
  利用涡流的多级矩展开法求等离子体位移是一种测量等离子体位移的新方法,也是KTX装置上独有的涡流探针阵列的一个重要应用。通常情况下,都是利用边界磁场“推测”出“内部”等离子体电流的“主要”特征,而多级矩展开的方法,也是利用部分信息,由主要到次要,描述整个系统的宏观特征,两者思路吻合。本论文不仅给出了柱坐标下利用对称探针法测得的等离子体位移。也给出了在理想导体壳的近似条件下,在环坐标中利用极向涡流多级矩展开的方法得到的等离子体位移。最后给出了在短脉冲放电情况下利用这两种方法给出的等离子体位移的实验结果。总得来说,两种测量结果保持一致,但是涡流多级矩展开的方法考虑了环效应的影响,等离子体位移的计算结果比前者更准确,并且这种方法还可以将涡流各阶对等离子体位移的影响区分开来。
[博士论文] 戴淮初
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:作为真空室里重要的内部部件之一,偏滤器模块在聚变反应堆中具有重要的作用,它能够排除聚变反应产生的杂质、氦灰和热量。但由于真空室内高温、高辐射的环境,偏滤器模块等在真空室内的内部部件非常容易损坏,因此需要对它们进行定期维护、更换。而维护、更换内部部件不能由人直接进入真空室操作,而是需要通过操作人员在安全区域操纵计算机和机器人进行远程操作完成,简称遥操作。
  偏滤器模块的遥操作系统包括偏滤器模块、搬运工具、焊接工具、切割工具、末端执行工具等,而对于偏滤器模块安装/拆卸过程的兼容结构——支撑结构和冷却水管,它们对偏滤器模块的遥操作的完成具有决定性的作用。本文主要对CFETR偏滤器模块遥操作的支撑结构和冷却水管的焊接/切割进行了研究,基于空间自由度的理论基础和刚体稳定性基础,提出了四种设计方案,并且根据CFETR窗口的设置,将每个窗口分配3个偏滤器模块进行遥操作维护:一个中间偏滤器模块,两个第二偏滤器模块。但由于等离子体的不稳定性,容易破裂产生Halo电流和Eddy电流,进而产生电磁力。这对新设计的支撑结构提出了很高的要求:不仅要满足遥操作的要求,即高效率、可靠性等,还要能够满足结构强度的要求,能够在电磁环境下将偏滤器模块固定在轨道上。在电磁分析时,由于等离子体在16ms时间内破裂,所以提出了四种工况进行了分析:一、只有Halo电流;二、只有Eddy电流;三、Halo电流引起的电磁力最大时和Eddy电流进行耦合;四、Eddy电流引起的电磁力最大时和Halo电流进行耦合。根据四种工况的分析结果,对支撑结构,特别是内支撑进行了优化确保其满足工作要求。
  然后在虚拟环境中,根据不同设计方案遥操作过程的不同,在不同的窗口环境里,设计了偏滤器模块进出真空室窗口和安装过程的流程图。根据流程图,对偏滤器模块的遥操作安装过程进行了仿真,在仿真过程中,主要是验证支撑结构设计的可行性,确保所设计的结构在虚拟环境中能够工作,不影响偏滤器模块的遥操作过程。
  作为偏滤器模块兼容结构的另一方面,冷却水管需要考虑的是如何和外界的冷却水管进行连接,以及当偏滤器模块需要维护、拆卸、更换时,如何将冷却水管和外界的水管分开,本文提出了相应的操作方法,首先通过焊接的方法将它们连接起来,然后为了保证气密性,在焊接接口处添加了密封圈;拆卸偏滤器模块时,首先取走密封圈,然后用切割工具将连接的水管切开。
[博士论文] 张江梅
控制科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在军备控制检查、反核材料走私和核应急探测等非接触式放射性材料的探测应用中,核辐射信号的灵敏检测及核素识别是放射性材料探测的关键。由于环境本底辐射和屏蔽体的影响,探测器检测到的放射性脉冲时间序列信号极其微弱,典型的时域波形和频谱分析方法很难实现微弱核脉冲幅度和发生时刻信息的提取;同时,受到探测器能量分辨率的影响以及环境本底噪声和康普顿散射事件干扰,采集得到的信号信噪比低,不能用于准确计算放射性材料的脉冲幅度谱(Pulse Height Spectrum,PHS),进而使得放射性材料的检测及识别率极低。因此,研究如何实现复杂背景噪声中微弱核信号的提取与核素识别具有重要的理论价值和现实意义。本文针对微弱核脉冲信号难以检测以及复杂检测情境下γ能谱畸变问题,以提高强噪声背景下信号检测能力为切入点,研究核辐射信号的稀疏重构和核素识别方法,使之满足放射性材料微弱信号提取与核素识别的需求。本文的主要工作包括如下几个方面:
  (1)研究核辐射探测过程中,由检测环境以及康普顿散射事件干扰产生噪声的统计模型:冲击噪声、散粒噪声、瑞利噪声或高斯噪声等,通过对噪声发生机理的研究以及噪声对核辐射信号的影响关系的分析,为核脉冲信号的检测模型的建立提供基础。
  (2)针对强噪声背景下微弱核辐射信号难以提取的问题,开展基于稀疏表示的微弱核脉冲时间序列信号检测方法研究。利用信噪混合类型、噪声统计模型先验信息和Gabor变换,构建用于表征隐藏在含噪信号下本真信号的过完备字典,结合稀疏重构优化算法抑制典型环境噪声,进而设计出适用于微弱核脉冲信号的检测算法;并且,为提高算法的计算效率提出了基于滑动窗预检测的并行检测方法,可实现核脉冲时间序列信号的在线检测。
  (3)针对不同测量环境和测量时间下,由γ能谱差异而造成的核素识别困难问题,研究了能谱变化规律及核素识别模型的迁移方法,一方面,根据标准核素能谱数据建立标准能谱矩阵,构建并学习从标准能谱矩阵到当前环境下能谱的迁移矩阵,以此修正由环境因素导致的能谱差异,进而实现基于标准能谱构建的核素识别模型的核素识别;另一方面,研究了基于稀疏表示和奇异值分解(Singular Value Decomposition,SVD)的γ能谱特征提取方法,以及基于支持向量机(Support Vector Machine,SVM)的核素识别方法,通过仿真和实验测试,验证了所提出方法的可行性和有效性。
  (4)为测试所提出微弱核信号检测方法和核素识别算法在实际探测环境中的应用效果,设计并实现了基于闪烁体探测器的微弱核信号前置放大、滤波和数据采集软硬件平台系统,并综合应用本文提出的信号检测方法和核素识别算法,在典型检测环境,如车站、机场、关卡、海洋放射性检测等场景下,采用低活度放射源设计相关模拟实验,实验结果表明本文所提出方法能够识别多种常用核素。
[博士论文] 孙文昊
电子科学与技术;电路与系统 东南大学 2017(学位年度)
摘要:阿尔法磁谱仪(Alpha Magnetic Spectrometer,AMS)是一项搭载在国际空间站上的大型粒子物理实验,其主要目标是测量宇宙线中的反物质,进而寻找暗物质存在的证据。由于AMS-02探测器的在轨运行环境无法支持现场调试,而在地面上并没有与飞行系统相同的完整探测器系统,因此在该实验超过10年的连续运行过程中,在地面建立反物质研究系统(Antimatter Investigation System,AIS)可以对太空中的探测系统进行仿真,在此基础上可以开展粒子探测技术和方法的研究,以及支持飞行软件的测试和飞行系统故障的诊断等。
  在对各类系统仿真技术进行研究和对比之后,本文结合硬件在环(Hardware-in-the-Loop,HIL)方法和数据驱动(Data-Driven)技术,提出了数据驱动的HIL(Data-Driven Hardware-in-the-Loop,DDHIL)模拟方法,为AIS提供了一种易于实现的系统架构。常规的HIL方法需要为待模拟的系统建立数学模型,然而AMS-02探测器结构复杂,子系统繁多,且运行环境多变,故难以为其建立精确的数学模型。DDHIL方法省去了常规HIL方法中的数学建模过程,改为依靠大量的真实运行数据对受控系统进行模拟,可以快捷高效地建立起模拟环境,因此比常规的HIL方法更适用于AMS-02以及类似的复杂系统。
  AMS-02的各子系统使用了多种通信协议,AIS的虚拟环境也应支持多协议通信,故本文提出了一种分层模块化的多协议接口通信方式,使虚拟环境可以通过不同通信协议与真实硬件设备通信。该方式在多协议通信接口设备的基础上,将硬件操作、通信协议、数据封装、软件应用等功能分为相对独立的模块进行设计、配置、调用,不仅满足了同时处理不同通信协议的需求,同时为接口功能的管理和维护提供了良好的灵活性、可定制性和可移植性。
  DDHIL模拟环境中的核心功能模块是由数据驱动的虚拟设备,由于需要模拟的虚拟设备种类繁多,故本文提出了一种通用的虚拟设备模板,该模板支持多个自定义选项,有效简化了虚拟设备的定义过程。利用虚拟设备模板,可以为虚拟设备指定模拟数据源,从而模拟不同类型设备的运行状态。在此基础上所设计的状态变量机制可以利用自定义的状态变量记录设备运行状态的变化情况,支持虚拟设备在更新状态后自动切换模拟数据源,从而对控制指令作出响应,实现了真实控制器对虚拟受控设备的控制操作。
  为了建立完整的DDHIL模拟环境,需要在虚拟设备模板的基础上具体定义各虚拟设备,为其准备模拟数据,并使其与真实硬件设备交互,因此本文确立了DDHIL模拟环境的建立流程,其中包括设计虚拟设备的实例化脚本语言,制作可将真实数据转换为模拟数据的数据提取工具,编写维护模拟过程的主程序等。专用的设备实例化脚本语言采用简洁的语法为虚拟设备的所有参数赋值,简化了虚拟设备的实例化过程;数据提取工具将原始的运行数据整理成模拟系统所需的组织形式,以便模拟软件的调用,提高了数据预处理的效率;模拟软件的主程序管理着每次模拟任务的初始化和模拟工作。
  利用DDHIL模拟方法构建的AIS系统已在AMS-02实验中得到了实际应用,并在AMS-02的子系统故障研究过程中提供了测试和验证平台。该系统在AMS-02新版飞行软件的测试中发现了警报信息不完整、参数设置无效、自动保护操作错误等问题,修正后的软件在实际使用过程中长期稳定地运行。基于DDHIL方法建立的AIS系统不仅可用于软件测试,还在AMS-02的长期运行维护中提供了其他方面的支持,如日常监控的培训、远程操作的实践、运行故障的分析与处理等。在实践中得到验证的DDHIL方法不仅适用于AMS-02实验,也将适用于其他长期运行的大型复杂系统。
[博士论文] 陈肇玺
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:ICRH加热是托卡马克等离子体加热的重要手段之一,在ITER装置上共设计有两套ICRH天线并为ITER等离子体提供40MW的总加热功率。为了提高ICRH天线的可维护性以及吸收运行过程中微波导体热膨胀,在真空传输线上设计了多处柔性连接的微波滑动电接触。在ITER ICRH微波滑动电接触运行之前,整个部件需要同ITER其他内部部件一起进行长时间的250℃高温烘烤出气。其中一处微波滑动电接触设计电流达2kA,最大电流密度4.6 kA/m,巨大的电流密度在运行过程中带来严重的热沉积造成电接触熔毁。在过去的十年间,法国CEA针对ITER ICRH微波滑动电接触运行要求进行了长期的实验研究,已经达到2kA、600s的运行,但离ITER要求的2kA、1200s运行仍有很大差距。为了指导ITER ICRH微波滑动电接触的研发,本文从微波滑动电接触损伤机制到合理电接触材料选择进行了系统研究。
  首先,升级TITAN微波测试平台并选用改进型瑞士商用电接触LA-CUT作为测试原型件开展微波载流测试。基于材料表征研究,证实了基材向电接触功能镀层的扩散现象。依据微波滑动电接触真实运行条件,建立微波滑动电接触传热模型,并通过有限元分析手段研究了微波导体基材材料、冷却参数以及接触电阻对于电接触弹片运行温度的影响。研究表明,电接触弹片上的运行温度主要受制于微波导体材料的热传导系数以及接触电阻大小。最终将电接触材料研究确定为ITER ICRH微波滑动电接触研究的重点。
  其次,基于常用电接触功能材料Au、Ag、Rh,为适应ITER高温烘烤稳定性要求,采用电镀方式在316L、CuCrZr等常用微波导体基材材料上沉积Au-Ni、Ag-Sb、Rh镀层。模拟ITER真空烘烤条件,开展上述镀件的250℃、500h真空烘烤。从镀层硬度、晶粒尺寸、结合力等性质参数变化评价镀层的高温稳定性。同时开展镀层与基材、镀层之间的高温扩散研究,从扩散角度评价镀层使用寿命。
  再次,为开展电接触功能镀层的电接触及摩擦性能研究,模拟ITER ICRH微波滑动电接触的运行条件,设计并研发了多功能电接触性能测试平台。平台具备接触电阻以及滑动摩擦系数的测试功能,并能在不破坏装置真空的情况下实现接触压力的调整。
  最后,基于自研发的多功能电接触性能测试平台,开展Ag/Rh、Au-Ni/Rh材料副的电接触特性研究。研究了真空条件、温度、接触压力等参量对于静接触电阻的影响规律。确定ITER ICRH微波滑动电接触的最优接触压力值。并在ITER ICRH微波滑动电接触的真实运行条件下,开展最优接触压力下的滑动摩擦测试,获得滑动摩擦系数及接触电阻随滑动周期的演变规律。
[硕士论文] 张率斌
机械工程 安徽理工大学 2017(学位年度)
摘要:能源短缺以及化石能源使用过程中带来的环境污染已经成为阻碍经济的增长和困扰人类社会可持续发展及生存的瓶颈。为了解决限制人类发展的能源问题,进行对聚变能研究。研究发现聚变反应堆本身是安全的,没有核泄漏、核辐射等潜在威胁人类生命安全的因素,且核聚变能的原料是氘氚,地球藏量相当丰富,是清洁安全的理想能源。因此,核聚变能源被认为是人类未来的永久能源,开发核聚变能具有极其重大的科学意义和战略意义。
  真空室作为未来聚变堆主体,是提供等离子体稳态运行环境的核心容器部件。目前,我国未来聚变堆还处于概念设计阶段,对于真空室制造过程中必须涉及到的一些技术难题进行深入研究意义重大。在研究这些关键技术的基础上,完成一件全尺寸截面的真空室1/8扇区的制造,并以此作为将来开展聚变堆真空室内部部件装配,检测,遥操作等工程物理试验的实物平台,使我国在未来聚变堆真空室的制造技术领域实现实质性突破,跻身国际先进行列。
  中国聚变工程试验堆(CFETR)真空室体积庞大不能一次加工完成,真空室分成16个扇区进行加工组装,2个1/16扇区组通过补偿环对焊成一个1/8真空室。真空室运行过程中要求具有极高的稳定性和可靠性。1/16扇区组对焊可能存在焊接缺陷影响未来真空室的可靠性,因此检测1/16扇区组对焊处的焊接质量对保证未来聚变堆整个反应装置能够安全运行具有重要意义。
  通过查阅大量文献,首先对国内外真空室研究现状进行分析,了解焊缝检测常用方法,通过对比检测方法的特点,对内壳焊缝提出了射线检测理论的方法。真空室为双壳体结构,两壳体之间距离变化范围为180-280mm,两壳体间设有加强筋,两相邻筋板间的距离为300mm,焊缝在两筋板间。为保证装配精度,2个1/16扇区组焊接时在竖直面内进行吊装,1/8真空室竖直面内截面为D型,则产生D型焊缝。此处射线检测存在人工布片空间不足、胶片定位难、检测空间变化等问题。为解决上述检测难题设计一种辅助工装能够实现在内外壳体间进行自动化布片,完成射线检测。布片装置能满足在内外壳体狭小可变的空间内自由行进,且能够将底片准确的送至预定位置,并能保证底片与焊缝贴合,在射线检测完成后将胶片送出。
  根据检测空间变化特点总结布片工装所要满足射线检测的所有功能。将功能进行分解,分别建立爬行支撑部分、布片机构、曲柄摇杆机构。将各机构进行整合建立三维模型,根据三维模型在不同检测工况下的运行情况,计算各结构的尺寸参数。同时为保证射线检测的准确性,对胶片定位装置进行设计计算。
  实际检测工况时真空室为竖直状态,分析布片工装在整个布片过程中最大受力位置进行分析,根据分析可知在竖直段所爬行时所要克服的力最大,根据这一分析结果对该处电机及滚珠丝杠进行选型计算。
  对布片工装控制进行设计。根据布片工装检测时的运行特点,对布片工装进行PID控制设计。此外对工作平台运用ANSYS Workbench对布片工装所在的危险工况进行有限元分析验证。
[硕士论文] 李冬冬
机械工程 安徽理工大学 2017(学位年度)
摘要:在人类能源利用史上,为了生存和发展要不断的寻找和开发新能源,其中经历了火器时代、蒸汽时代、电能到核能的应用四个重大的发展阶段。自然界的化石燃料资源如煤炭、石油、天然气等不可再生能源越用越少,为了人类后代的可持续发展,必须找到能满足社会迅速发展需求的新能源。受控的核聚变装置产生的能源具有稳定、可靠、产物无污染等特点,因而关于核聚变技术的研究具有非常重要的战略意义。
  国际热核聚变实验堆(ITER)由于耗资巨大、研发周期过长、技术瓶颈多等难题,因此采用了国际合作的方式进行研制,这个计划将能够解决人类能源与污染两大重要问题。
  馈线系统不仅是为ITER提供电能的供电系统,而且包括了测量信号的传输系统、冷却系统、诊断分析系统、控制系统等。中国科学院等离子体所承担了大部分磁体馈线系统的研制工作。
  S弯广泛分布于馈线系统的重要部位,其结构能够吸收因温度变化大而产生的位移量,起着保护馈线系统稳定运行的作用。要想检测S弯是否具有该作用,必须搭建一个测试系统对其进行机械性能测试。
  本课题主要围绕着馈线系统中S弯超导母线展开理论分析和预研工作,其内容主要包括:
  (1)分析管材在弯曲成形时的等效应力应变关系,推导出回弹弯矩以及卸载前后弯曲半径间的关系式,并在此基础上简化应力应变曲线。
  (2)通过计算回弹弯矩以及卸载前后弯曲半径间的关系式,分析了影响回弹的主要因素,并获得了S弯成形的工艺参数。根据能量法分析S弯的公式得到的理论数据可以有效的指导绕弯模具的制作。
  (3)根据测试技术要求进行了机械性能测试平台的概念性设计,并对S弯拉伸测试进行ANSYS有限元仿真分析。另外,还对重要零部件进行选型和设计,完善了整体加工模型。
  (4)设计了一种可以满足测试技术要求的实验平台,并对测试平台的设备进行选型购买以及对重要零部件进行设计制造。耐拉实验的测试数据表明该平台能较好的满足S弯超导母线机械性能的测试要求。
[硕士论文] 吴樑
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:为了维持聚变堆的高功率稳态运行,需要限制芯部杂质浓度。对于高Z材料由于其容易辐射能量的特性,导致其芯部能够允许的浓度更低。然而由于低Z材料的高腐蚀性以及氚滞留问题,我们不得不考虑使用高Z材料作为面向等离子体材料。对于高Z面向等离子体材料,W是最好的选择,因为它有最高的结合能,因此更难被腐蚀。
  另一方面,由于工程限制,需要限制到达偏滤器的能流,通过在外围充中等质量数杂质粒子(Ne,Ar)进入等离子体的方式可以有效的辐射能量,减少到达偏滤器靶板的能流。然而,这些充入的杂质气体会进一步通过撞击壁材料的方式溅射出W杂质,进而影响W离子的芯部浓度。对于CFETR装置,已经有针对充杂质气体条件下,仅考虑W靶板溅射的模拟研究,但全钨壁的模拟研究尚未开展。
  本文通过SOLPS计算边界等离子体背景,再通过DIVIMP计算钨杂质浓度的方式,基于下单零偏滤器位形,在不同Ne注入率条件下对全钨壁CFETR杂质腐蚀和输运进行模拟研究。为了考察主等离子体室壁溅射的影响,将SOLPS计算网格最外侧磁面的等离子体以指数衰减的方式外推至壁上,以估算壁上的钨溅射通量。
  模拟结果表明,提高Ne的充气率能有效减少芯部W杂质浓度,仅考虑靶板为钨的情况,当Ne注入率达到2.1×1021 s-1时,芯部W浓度降低至10-5以下。然而加入壁上的溅射后,芯部W浓度提高到10-4量级,且随着充气率的提高并没有明显下降。因此,未来对于主等离子体室壁上的溅射应给予更多的重视。
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