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[硕士论文] 董丽平
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:在高温等离子体核聚变实验装置托卡马克上,随着加热功率的提高,高的热功率沉积不仅会对第一壁和偏滤器靶板材料造成损伤,而且容易引起杂质含量的增加。特别是在金属壁条件下,高Z杂质的聚芯会影响等离子体约束,甚至导致破裂。辐射损失是重要的功率损失方式之一。通过外部再循环杂质注入的方式来增加等离子体辐射比例是一种缓解热流的有效方法。然而注入杂质引起的辐射又在很大程度上主导总辐射功率和辐射功率密度分布,进而会影响等离子体的基本参数分布和约束性能。因此,在国内外多数聚变实验装置上均开展了杂质注入实验研究。EAST装置近年来也相继开展了氩氘混合(Ar+D2)气体注入、氖氘混合(Ne+D2)气体注入及纯氖(Ne)注入等辐射冷却实验。本文主要研究了EAST杂质注入实验中的辐射特性,为今后高功率长脉冲放电中发展高辐射实时反馈控制技术提供数据参考,具有重要的意义。
  本论文主要利用EAST装置上现有的AXUV(Absolute Extreme Ultraviolet)光电二极管阵列诊断系统,结合EUV(extreme ultraviolet)光谱诊断和W偏滤器光谱诊断分析研究了Ar、Ne杂质注入实验中的辐射行为。AXUV硅半导体光电二极管测量阵列具有宽的能量响应范围,适用于在EAST装置上的绝对辐射功率测量。文中采用傅里叶-贝塞尔反演的方法对AXUV多通道弦积分测量数据进行了处理,得到了主等离子体区的辐射发射率分布。通过增加边界约束的方法对算法进行了优化,降低了算法中的零边界假设带来的误差,提高了数据的可靠性。本文采用基于日冕模型的模拟程序模拟了杂质注入实验中的辐射分布,并将其与实验测量数据进行了对比分析,二者基本一致。在Ar杂质注入实验中,Ar离子引起的辐射层主要局域在ρ~0.7-0.9的位置,而对于Ne注入实验,其辐射层更靠外。实验分析发现不同的注入杂质、不同的注入位置对辐射分布、辐射损失比例以及壁材料的溅射均有影响。在EAST杂质注入实验中还观察到了由注入杂质触发的MHD现象和缓解MHD的现象,分析表明这些现象形成的机制与杂质注入后电子温度、电子密度及电流剖面的变化有关。此外,还分析了杂质注入在等离子体边界极易形成的X点MARFE和脱靶现象。
[博士论文] 王宏北
等离子体物理 大连理工大学 2018(学位年度)
摘要:清洁安全的核聚变能对解决中国能源供给问题尤其重要,而磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。磁约束聚变能的实现主要面临物理和材料两方面的瓶颈问题:高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。等离子体与壁相互作用(Plasma Wall Interaction,PWI)过程与机理的研究有助于解决上述问题,研究PWI的过程与机理并施以有效控制,被认为是实现受控热核聚变的最核心问题之一,对未来中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的设计、建造和运行都具有重要意义。
  激光散斑干涉技术是一种非接触式全场实时测量技术,具有通用性强、测量精度高、测量动态范围宽等诸多优点,因而成为核聚变托卡马克第一壁形貌动态监测的重要诊断手段,可针对第一壁材料表面所发生的形貌变化,如表面位移、应力应变、材料侵蚀、粒子再沉积等,进行原位在线实时测量。本论文以激光散斑干涉技术应用于托卡马克第一壁形貌动态监测为研究背景,主要开展了以下工作:
  第二章基于散斑干涉技术,在实验室条件建立了激光散斑干涉第一壁形貌动态监测与诊断研究实验平台(Speckle Interferometry Experiment Platform in Dalian University ofTechnology,DUT-SIEP),该平台主要由激光光源系统、高精度压电陶瓷位移系统和高分辨成像系统组成。激光光源系统包含可调谐染料激光器、OPO激光器、半导体激光器和He-Ne激光器等,可有针对性的选择激光波长与激光能量输出,用于满足不同待测材料表面形貌特征及反射率差异的要求;高精度压电陶瓷位移系统由压电相移传感器和高灵敏度驱动控制器组成,具备亚毫秒的响应时间,可实现0~2微米范围的高精度位移,其有效行程范围内位移偏量分辨率为0.1纳米;高分辨成像系统可通过外触发时序控制,与纳秒脉冲激光保持同步,实现2208[H]×3000[V]分辨率的图像连续高速采集。
  第三章为了实现托卡马克EAST第一壁形貌诊断的技术要求,实验平台各硬件系统均与集成控制终端进行连接,通过自主开发托卡马克EAST第一壁形貌监测集成控制与数据采集系统,将实验平台的时序同步控制与散斑干涉图像采集功能进行整合,实现了激光散斑干涉形貌测量的程序化远程控制,使DUT-SIEP实验平台成为托卡马克第一壁形貌诊断研究的重要离线测试平台,为解决托卡马克第一壁形貌在线动态监测提供技术保障和支撑。
  第四章利用激光烧蚀模拟托卡马克第一壁表面的微尺度形貌变化,开展了金属钨镜与金属钼镜的单波长和双波长激光散斑干涉形貌诊断测量,通过激光散斑干涉形貌测量结果与轮廓仪和共聚焦显微镜的形貌表征结果比对,验证了DUT-SIEP实验平台的形貌测量准确性与可靠性,是未来EAST第一壁形貌诊断研究的重要原理实证工作。
  第五章面向真实的EAST偏滤器钨瓦开展双波长激光散斑干涉离线形貌诊断研究,并模拟了EAST装置的远场实验条件,通过对双波长散斑干涉形貌测量与诊断的研究,进一步验证了激光散斑干涉技术应用于EAST装置第一壁形貌原位在线监测的可行性,检验了DUT-SIEP实验平台及未来EAST原位、在线监测集成控制终端与数据采集系统的可靠性,为EAST装置第一壁形貌原位动态监测平台,提供前期工作基础和设计参考。
[博士论文] 周伟
电气工程 北京交通大学 2018(学位年度)
摘要:中心螺线管线圈(CS)是中国聚变工程实验堆(CFETR)磁体系统的重要组成部分,它的作用是产生和稳定托卡马克装置里的等离子体,保证磁体和聚变装置的安全稳定运行。CS模型线圈与CFETR装置的CS原型线圈具有相同的科学目标和物理参数,它是研究CS原型线圈的基础和前提。CS模型线圈常处于高电流和高磁场下的运行状态,因此模型线圈的交流损耗是影响其稳定性和效率最为关键的因素。CS模型线圈磁体系统包括CS模型线圈本体和高温超导电流引线等部件。而研究高温超导带材和堆叠导体是分析高温超导电流引线的基础,所以合理地分析CS模型线圈本体、高温超导带材、堆叠导体和高温超导电流引线的磁场位形和交流损耗是CFETR CS模型线圈关键技术研究的基础和必要条件。本文从理论和实验层面分别分析了CS模型线圈本体的交流损耗,同时从高温超导带材和堆叠导体出发,研究了高温超导电流引线的交流损耗。
  建立了CS模型线圈在实际工况下的交流损耗计算模型。本文采用分段线性法对CS模型线圈的运行电流进行分段处理,再通过安培环路定律求出模型线圈的磁场大小和变化率,从而分别求出磁滞损耗和耦合损耗。计算了基于不同管内电缆导体(CICC)的CS模型线圈在实际运行电流下的磁滞损耗和耦合损耗,并做了对比,为今后CS模型线圈的管内电缆导体的选择奠定基础。
  提出了CS模型线圈在实际工况下传输交流损耗的实验方案。采用了可调电容箱和补偿线圈双补偿系统,并用霍尔传感器对电流进行标定。为了验证该实验方案的可行性,对超导小线圈样品在非正弦电流下的传输损耗进行了测量,测量结果说明该实验系统可以测量超导线圈的非正弦的传输损耗。同时对该实验测试系统存在的误差进行了分析并采取了一些有效的改善措施。
  提出一种新的高温超导带材外场损耗的测量方法-免标定法,并基于此方法搭建了实验平台。基于该实验平台测量了高温超导带材的外场损耗,分析了外场损耗的频率依赖性和磁场角度依赖性等。同时测量了超导带材在非正弦电流下的传输损耗。本文基于H-formulation对超导带材的外场损耗和传输交流进行了仿真计算并与实验结果做了对比。分析了超导带材的磁场屏蔽效应对交流损耗的影响,并分析了磁场屏蔽效应与带材和铜带垂直距离之间的关系,同时也分析和比较了Roebel电缆与超导带材的磁场屏蔽效应对交流损耗的影响。提出了超导带材有效穿透磁场的概念并建立了有效穿透磁场的计算模型,从而建立了超导带材的动态电阻的计算模型。
  基于免标定法测量了超导堆叠导体和Roebel电缆的外场损耗,分析了外场损耗的磁场幅值依赖性、磁场角度依赖性和频率依赖性等,并与有限元仿真结果做对比,提出超导堆叠导体与Roebel电缆外场损耗随着外磁场变化的关系。在高磁场下,基于提出的两者外场损耗的关系,Roebel电缆和堆叠导体的外场损耗可以相互推算。同时测量了超导堆叠导体在非正弦下的传输损耗,并与有限元的仿真结果做了对比,为研究高温超导电流引线的交流损耗奠定良好的基础。
  设计了面向高电流等级超导电力应用的高温超导电流引线的两种结构-矩形和正六边形结构,基于H-formulation的有限元计算方法对矩形和正六边形结构电流引线的交流损耗进行了仿真计算。同时搭建了超导电流引线传输损耗的测试平台,测量了非正弦电流波形下两种结构电流引线的传输损耗,结果表明在同等条件下,具有良好对称性的正六边形结构电流引线的交流损耗比矩形结构电流引线的交流损耗小,对CS模型线圈的高温超导电流引线的设计和应用具有良好的参考价值。
[硕士论文] 袁驰文
凝聚态物理 广西大学 2018(学位年度)
摘要:钨因其熔点高、热导率高、溅射产额低等优点,被用作国际热核聚变实验堆(ITER)中的面对等离子材料。面对等离子体材料在受到氦、氢等杂质的轰击后,杂质原子在材料中扩散、聚集成泡,导致材料形成纳米结构的表面损伤,并可能影响装置的使用性能和寿命。本论文用分子动力学方法,对氦泡在钨表面的行为进行了模拟研究,希望为面对等离子材料的优化提供一些依据和指导。
  用分子静力学方法计算了钨块体和表面的性质,对比了不同类型的缺陷形成能,说明采用的势函数以及计算方法是合理的。在此基础上对比了三个表面的表面形成能,以及距表面不同深度处氦/氢缺陷的形成能,得到表面的影响区域约3-4埃。
  用分子动力学方法模拟了钨中近表面氦泡的生长释放及后续表面孔洞的修复,考察了表面取向、氦泡的氦-空位比、温度和氦泡深度四个因素对演化过程和作用机理的影响。通过测定氦泡内部压强、氦释放率、钨表面形貌、孔洞的形状大小和变化等,揭示不同条件下钨表面形貌的形成机理。氦泡生长过程中,对稳定表面如(001)面,氦泡倾向于通过向表面发射位错释放高压;对较不稳定表面如(111)面,氦泡将均匀挤压表面,同时基底钨原子离位现象更明显。最后的表面形貌(001)面呈片状,(011)面呈台阶状,(111)面呈鼓包状。释放完成后表面裂口可部分自行修复,(111)面最终所遗留孔洞的尺寸随着氦-空位比的增大和氦泡深度的减小而增大,升温可加速孔洞的修复速率,但对孔洞尺寸影响不大。
[博士论文] 赵栋烨
等离子体物理 大连理工大学 2018(学位年度)
摘要:在托卡马克装置运行中,面向等离子体第一壁(the first wall)受到来自芯部等离子体的稳态/瞬态热流与粒子流的轰击,不可避免地发生等离子体与壁相互作用(Plasma Wall Interaction,PWI)。一方面,PWI过程中会发生一系列物理与化学反应,导致燃料滞留、器壁侵蚀、杂质生成等诸多问题,从而直接影响器壁的寿命并引发安全问题。另一方面,PWI过程产生的杂质或尘埃等通过辐射能量降低等离子体加热效率同时也稀释燃料粒子数密度,使等离子体约束品质变坏,对等离子体的高参数长脉冲(稳态)运行产生负面影响。因此,理清PWI物理过程并施以有效控制是托卡马克核聚变获得成功的关键问题。激光诱导击穿光谱(Laser-Induced Breakdown Spectroscopy,LIBS)技术被公认为一种最有价值的可在托卡马克运行过程中开展的壁诊断手段。LIBS诊断第一壁表面元素分布对理解PWI过程,揭示PWI机理具有重要意义。
  针对上述问题,本论文在实验先进超导托卡马克装置EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)上,成功建立了远程、原位激光诱导击穿光谱(Remote In Situ Laser-Induced Breakdown Spectroscopy,RISLIBS)第一壁诊断系统,在线研究了EAST上PWI过程中,第一壁燃料滞留,杂质沉积以及壁处理等关键问题。提出采用超短皮秒(ps)和飞秒(fs)脉冲激光诱导击穿光谱(ps-LIBS和fs-LIBS)可进一步大幅改善LIBS壁诊断的深度(表面法线方向)分辨能力并降低激光烧蚀对壁的损伤的研究思路。系统深入研究了ps和fs脉冲激光对高Z钼壁及钨壁的烧蚀特性,确定ps-LIBS诊断高Z壁材料的最佳能量密度范围,主要研究内容如下:
  第二章依据激光诱导等离子体辐射光的偏振特性,提出并发展了偏振分辨激光诱导击穿光谱压制LIBS连续光谱辐射背景,提高信号背景比达8倍以上。针对LIBS壁诊断多元素同时分析的目标,在模拟EAST工作的高真空环境下,研究了EAST偏滤器石墨瓦以及高Z金属钨壁、钼壁的纳秒激光诱导击穿光谱(ns-LIBS)时空动力学演化特性,获得了针对不同壁元素的LIBS实验优化参数,为在EAST上LIBS诊断系统的优化提供依据。以这些研究为基础,在EAST的H窗口成功建立了国际首套远程、原位激光诱导击穿光谱第一壁诊断系统。该系统具有远程遥控操控能力、可工作在EAST主等离子体放电炮中及炮间,具有采集速度快、全谱采样等优点、已成为EAST装置的重要壁诊断手段。
  第三章,针对未来聚变对壁诊断技术需满足近无损(小于ng/pulse),高深度(表面法线方向)分辨率和高灵敏度的目标。发展了皮秒激光诱导击穿光谱(picosecond Laser-Induced Breakdown Spectroscopy,ps-LIBS)方法。在模拟EAST高真空环境下,研究了皮秒激光烧蚀高Z壁材料的物理特性。发现皮秒激光烧蚀高Z壁材料随着激光能量密度增加,呈现三个典型烧蚀区。在第一烧蚀区(归属为光学烧蚀区),随着激光能量密度增加,ps-LIBS元素特征光谱强度的增加比率大,该烧蚀区被推荐为ps-LIBS高Z壁诊断的优选参数区。此外,实验测定了高Z钨壁的ps-LIBS形成阈值能量密度为0.3±0.1J/cm2,在壁损伤(激光烧蚀质量)3ng/pulse,深度分辨率10nm/pulse条件下,获得了钨壁的LIBS信号。上述结果为未来发展ps-LIBS高深度分辨、近无损伤、在线诊断EAST的PWI过程提供重要数据支撑。
  第四章,为进一步提升LIBS壁诊断的深度分辨本领,探索了飞秒激光对高Z壁材料的烧蚀特性。在高真空环境下,首次观察到6fs激光(中心波长790nm)烧蚀高Z钼壁呈现出五个典型烧蚀区。研究分析烧蚀率与激光能量密度关系,烧蚀坑形貌,激光能量穿透深度等特性,提出第一烧蚀区(光学烧蚀区)和第二烧蚀区(热电子烧蚀区)是fs-LIBS壁诊断的优选工作区;第三烧蚀区(类热烧蚀区)热效应明显,在烧蚀坑内部观察到明显的液体再凝固粒子;第四烧蚀区(类相爆炸烧蚀区)热效应更为显著,在烧蚀坑内部区域观察到微米量级的液体再凝固粒子;第五烧蚀区(宏观空爆炸烧蚀区)激光烧蚀率弱相关于入射激光能量密度,烧蚀坑直径2-3倍大于激光照射到靶材的光斑直径,激光烧蚀从一维Z方向深度烧蚀转变为三维XYZ方向宏观空爆炸烧蚀。第三到第五烧蚀区具有较强的壁损伤效应与热效应,不适合LIBS壁诊断应用。在高真空条件下,使用6fs脉冲激光,在完全避免激光烧蚀等离子体屏蔽效应的条件下,实验研究了多脉冲飞秒激光烧蚀钼材料表面反射率(吸收率)的变化特性。发现靶材表面反射率随着脉冲烧蚀次数而改变,进而影响激光烧蚀质量移除及LIBS定量分析,表明靶材反射率改变必须纳入LIBS定量分析校准方案中。
  第五章针对本论文取得的主要成果进行总结,对后续研究工作开展进行了展望。
[博士论文] 史博
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:高参数长脉冲稳态运行是EAST的主要目标。在高参数稳态运行中,等离子体与器壁尤其是偏滤器长时间的强烈相互作用,使得偏滤器面临高温度、高热流的风险,而偏滤器靶板的温度和热流分布受到加热方式、磁场位形及靶板结构等诸多因素影响,这些因素对偏滤器靶板温度、热流影响的研究不仅有助于物理机制的理解,也为装置的安全运行提供一定的保障,为下一步的工程设计提供一定的参考。本文以红外测温为主要手段,提取温度数据进行分析,并通过DFLUX程序和ANSYS对达到偏滤器靶板的热流进行了计算。研究了射频波和中性束注入(NBI)对上、下偏滤器热流、温度分布的影响,磁场位形对热流峰值和热流分布的影响,以及偏滤器结构不同造成的上、下靶板热流的不对称;计算了高功率运行中I型边界局域模(ELMs)给下外、上外靶板带来的高热流;为对比长脉冲运行过程中不同靶板材料的热能传导能力,分析了上、下偏滤器热平衡特征时间。主要研究结果有:
  1.加热方式影响偏滤器热流分布实验研究。在单独低杂波辅助加热的下单零位形放电中,当ELMs的频率小于50Hz时,ELMs在偏滤器下外靶板上产生了较宽的极向热流分布,其半高全宽是相近条件下低杂波和NBI共同加热时的两倍多。经过大量分析还发现,下单零位形放电中,低杂波功率如果超过1.2MW,在开始工作时常在偏滤器下外靶板产生非常宽的热流分布,而低杂波注入时如果NBI已经在工作,则不会出现,说明NBI会影响低杂波引起的热流分布。当NBI功率较大时,会在偏滤器上外靶板上造成局部的能量沉积。低杂波加热下ELMs时的极向热流分布与ELM-free相比,不但热流值有较大增加,其半高全宽也有较大增长。偏滤器靶板的极向温度/热流分布还与边界局域模频率相关:当ELMs的频率小于50Hz时,以射频波加热为主的偏滤器极向热流/温度分布比NBI为主加热的分布宽;当ELMs的频率在150Hz左右时,则以射频波加热为主的极向热流/温度分布比NBI为主加热的分布窄。对低杂波加热下的H模放电中下外靶板温度/热流分布分析发现环向的不对称性。环向上,在低温区域,随着峰值温度/热流的升高,温度/热流径向分布曲线半高全宽减小得很快;但在高温区域,温度/热流曲线半高全宽并没有随着峰值温度迅速减小,而是变化不太大,高温区的温度是整体升高的,没有在极小的范围内形成极高热流。
  2.磁场位形影响偏滤器热流分布实验研究。磁场位形影响靶板热流,主要原因是B×▽B的方向。对低杂波辅助加热双零位形放电中偏滤器上外、下外靶板温度分布进行了分析,发现上外靶板温度高于下外靶板,且上外靶板温度分布较宽,下外靶板温度分布较窄,这是磁场位形导致的,但也包括靶板结构和辅助加热的部分影响。对ICRH加热下的下单零、上单零和双零位形放电中偏滤器靶板热流分布分析得到,在上、下靶板材料、结构相同的情况下,外靶板热流大于内靶板,尤其是双零位形下上外靶板峰值热流达到了上内靶板峰值热流的约4倍,上外靶板峰值热流是下外靶板峰值热流的6倍。
  3.偏滤器结构影响热流、温度的研究。通过TSC对双零位形下破裂时偏滤器靶板的热流进行了数值模拟,结果显示,破裂时偏滤器上外靶板的热流值最高,达到了7.94MW/m2,是上内靶板热流的1.6倍,是下外靶板的1.33倍,说明了EAST偏滤器结构不同造成的不对称性。对上、下偏滤器热平衡特征时间进行了对比,分析了超过60s的下单零位形放电,发现石墨偏滤器靶板温度的增长虽然越来越缓慢,但在整个放电中都是在不断地升高,直到辅助加热停止工作;对上单零长脉冲放电过程中ITER-like钨铜偏滤器靶板温度时间演化分析可得,在辅助加热开始约8~13s后靶板温度基本达到准稳态,与石墨偏滤器相比,钨铜偏滤器具有良好的导热性能。
  4.高功率运行中上、下靶板高脉冲热流研究。在辅助加热功率约4MW的下单零位形放电中,不管是单独射频波还是射频波和NBI共同加热,ELMs都在偏滤器下外靶板上产生了约4MW/m2的瞬时热流。同样是辅助加热功率约4MW的情况,上单零位形放电中ELMs在偏滤器上外靶板产生了约十几MW/m2的脉冲热流,比下外靶板峰值热流大很多,这是由多种原因造成的,包括B×▽B的方向和靶板结构等。
[硕士论文] 黄学龙
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢是国际热核聚变堆实验包层模块ITER-TBM的首选结构材料,其在ITER-TBM寿期内受到的中子辐照累积剂量不超过3dpa,服役温度为300~500℃。核材料服役期间,中子辐照损伤的长期累积,会在材料内部产生点缺陷团、空洞、位错环、偏析等微观辐照缺陷,宏观上则表现为辐照硬化、辐照脆化等系列效应,这不仅仅与辐照剂量相关,还受到温度以及与辐照剂量等协同作用的影响。为确保RAFM钢在ITER中服役的安全可靠性,需要开展服役温度下ITER剂量的中子辐照实验,通过辐照前后材料微观结构表征和宏观性能测试,结合辐照损伤理论,综合评估材料的服役性能。
  本文以FDS凤麟核能团队主持研发的具有我国自主知识产权的聚变堆结构材料RAFM钢-中国抗中子辐照钢(CLAM钢)为研究对象,开展了近ITER剂量中子辐照问题研究。一方面开展300℃/1.61dpa和480℃/1.73dpa中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能的测试分析,研究CLAM钢的中子辐照硬化和脆化行为;另一方面分别开展与中子辐照实验相对应的300℃/2264h和480℃/2424h等温等时时效实验,通过测试和表征时效前后CLAM钢力学性能变化及微观结构演变,探究CLAM中子辐照损伤中热效应的影响。主要结论如下:
  (1)CLAM钢300℃/1.61dpa中子辐照实验结果显示,辐照后韧脆转变温度DBTT升高了56℃,辐照脆化效应比较明显,同时出现了一定程度的辐照硬化,室温测试时,其屈服强度和抗拉强度相比辐照前分别增加56MPa和29MPa,增大了10.37%和4.37%。
  (2)CLAM钢480℃/1.73dpa中子辐照实验结果显示,辐照后韧脆转变温度DBTT升高了10℃,辐照脆化效应相对较小,但辐照硬化效应相对明显,室温测试时其屈服强度和抗拉强度相比辐照前分别增加了164MPa和137MPa,增大了36.50%和22.30%。
  (3)CLAM钢的中子辐照性能与国际同类低活化钢对比结果显示,相近辐照条件下CLAM钢的抗中子辐照硬化与脆化性能与Eurofer97和F82H相当,甚至更加优异。
  (4)CLAM钢300℃/480℃等时时效实验结果显示,热时效在材料中子辐照硬化和脆化中的作用不显著。等时时效后300℃测试时,其屈服强度和抗拉强度相比时效前均有所降低,说明高温服役时热效应反而会削弱中子辐照过程中的综合硬化效应。300℃时,热效应在CLAM钢中子辐照脆化中的影响占比约为3.57%,480℃时,热效应在CLAM钢中子辐照脆化中的影响占比为20.00%,但DBTT均只升高了2℃,热时效对CLAM钢中子辐照脆化的影响较弱。因此,在本辐照实验条件下,剂量效应以及剂量与温度的协同作用是导致CLAM钢中子辐照硬化与脆化的主要因素。
  (5)CLAM钢时效初期原奥氏体晶粒粗化速率较快,300℃等时时效时,晶粒尺寸增至8.92μm,相比时效前增加了14.07%,继续时效至5000h,晶粒长大至9.39μm,增长了20.07%;480℃等时时效时,晶粒尺寸增至9.62μm,增长了23.02%,继续时效至5000h,晶粒尺寸与等时时效情况下相当。晶粒粗化使得材料内部大角度晶界比例降低。
  (6)CLAM钢时效过程中马氏体板条宽度增加,初始的较为平直马氏体板条会变得弯曲甚至退化成亚晶,材料内部小角度晶界比例增加;第二相数密度和尺寸在时效过程中逐渐增加。480℃时效5000h时,马氏体板条宽度及M23C6相颗粒尺寸增长最大,相比时效前,分别增长了32.66%和23.02%。
  本论文的研究成果一方面评估了近ITER剂量辐照条件下CLAM钢的服役性能,揭示了中子辐照损伤中热效应的影响规律,另一方面丰富了抗辐照材料实验数据库,并为结构材料未来的发展、改进和优化提供数据参考。
[博士论文] 林木楠
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:核聚变能源是解决未来人类能源危机的终极途径,磁约束和惯性约束是传统的两大主流聚变途径,目前已经取得很大的进展,但是二者离商用可控核聚变还有很长的路要走,特别是托卡马克装置面临着工程浩大、建造周期长以及建造维护费用高昂等特点。面对这一系类的问题,国内外不少高校、科研院所以及聚变公司正在积极探索经济小型的聚变路径,场反位形(Field-Reversed Configuration,FRC)以其独特的优势可作为商用经济小型聚变堆的一个有力候选者。中国工程物理研究院流体物理研究所于2013年搭建了“荧光-Ⅰ”装置,用于研究场反位形预加热磁化等离子体靶形成和约束,该装置的FRC采用θ箍缩的形成方式,取得的等离子体密度为1016cm-3,等离子体温度200eV,分离区半径4cm和寿命3μs。我们设计的KMAX-FRC装置是在保留了KMAX(Keda Mirror with Axisymmetricity)串列磁境的特色的基础上研制而成,FRC形成源区位于KMAX装置中心真空室两边的锥形室内,源区采用θ箍缩的方式形成初始FRC等离子体,两端形成的FRC等离子体团将被空间径向磁场和FRC环向电流产生的洛伦之力喷射出去,碰撞融合成一个FRC。在目前的操作中,KMAX-FRC装置取得的等离子体温度、密度以及寿命分别为:60-100eV、~3×1018m-3和~300μs。我们发展的KMAX-FRC弥补了国内碰撞融合FRC的空白,同时也希望为未来FRC的商用聚变堆的发展积累丰富的经验,促进我国聚变事业的发展。
  本论文的主要工作是在中国科学技术大学研制我国首个碰撞融合场反位形实验装置—KMAX-FRC。在本论文的第一章我们分析了世界能源结构以及发展聚变能源的迫切需求,从而引出了场反位形的概念,讨论了国际上场反位形的发展现状以及形成技术。从第二章至第七章,我们进行了KMAX-FRC装置研制的详细介绍,包括天线系统、脉冲能系统、脉冲触发系统、脉冲注气系统等。KMAX-FRC装置的特色之一是内置线圈系统,每一套天线系统采用16环单匝紫铜作为天线,线圈长度为1025mm,直径分别为350、350、400、450mm,该天线绕制在阶梯状石英玻璃管上,天线锥形半角约为2.8°。脉冲能系统采用8组高压脉冲同步放电的设计模式,并且每一组脉冲由四个高压大电流开关控制进行时序放电,时间精度需要达到微秒量级,总能量115kJ。脉冲触发系统是是保障KMAX-FRC时序放电的关键,在KMAX-FRC装置上,我们采用3台时间可设置的纳秒延时器作为高压脉冲触发器的时序控制源,通过32道光电转换系统控制32套高压脉冲触发器的触发,进而控制FRC的时序放电。为了增加气体分布的均匀性,我们搭建了4套脉冲注气系统,分别为垂直注入和斜向后注入,具体见第七章。
  KMAX-FRC装置设计并搭建完成后,我们开展了初步的实验,确定FRC的形成,主要包括静电探针密度温度测量实验、磁探针FRC内部剖面测量实验、快速相机等离子体成像实验、排挤磁通测量以及等离子体喷射速度测量实验等。在FRC剖面测量中,我们搭建了一套不仅可伸缩还可以旋转的磁探针系统,可以完成FRC的径向剖面扫描,此外搭建了APD光强诊断系统,开展FRC传输实验。
[博士论文] 许爱华
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:CFETR CS模型线圈的工程目标是采用CFETR装置原型CS线圈的导体结构,设计满足最高磁场为12T,磁场最大变化率为1.5T/s,并能符合CFETR超导线圈运行的模型线圈。CS模型线圈采用混合磁体结构,其磁体系统包括2个位于高场区的Nb3Sn线圈和3个位于低场区的NbTi线圈。磁体系统通过预紧系统套装在一起,所有单个线圈之间串联连接。CS模型线圈的物理参数和科学目标与CFETR装置CS线圈保持一致,CS模型线圈将运行在大电流以及高磁场下,线圈不仅需要满足物理运行要求,也应具有较高的力学强度。线圈力学分析及强度评估是线圈设计的重要研究项目之一,为线圈的结构设计合理性提供评判依据。CFETR CS模型线圈采用4.5K的液氦冷却,液氦通过氦进出口注入线圈绕组内部。氦进出口是线圈上应力最大的区域之一,其焊缝为Ⅰ类焊缝,可借鉴的制造经验不多,其结构设计以及制造工艺研究极具挑战性及现实工程意义。
  为了验证CS模型线圈设计的合理性与工程可实现性,本文针对现有的线圈结构,采用2D以及3D有限元模型对其进行了在预紧力、热应力以及电磁力等作用下的电磁分析、力学分析以及强度评估。在线圈关键部件氦进出口的研制过程中,分别对氦进出口的结构设计、力学评估、焊接工艺、铠甲上坡口加工工艺以及x射线检测工艺等进行了相关的理论分析与实验研究。
  根据线圈的工程目标以及初步电磁分析,基于ANSYS对线圈进行了2D轴对称模型的电磁分析,校核了电磁设计参数;基于2D轴对称模型的力学分析,对线圈铠甲、绝缘以及G10部件在电磁载荷作用下进行了力学评估,其均满足结构强度要求。
  基于广义胡克定律,采用ANSYS软件建立了计算线圈绕组等效材料属性的有限元模型,求解了绕组等效材料的杨氏模量、泊松比、剪切模量以及热膨胀系数,该计算结果能够与ITER CS线圈的等效属性吻合。根据线圈的结构设计与试验运行要求,通过3D整体有限元模型分析了线圈预紧机构在安装态、低温态以及正常运行态下的应力应变,并利用应力线性化的原理,对线圈预紧部件进行应力评估,其结果均能满足强度要求。同时,根据整体模型计算确定了线圈单根预紧杆的预紧载荷。
  针对线圈的绝缘系统、高场区跨层导体、线圈终端引线及其支撑等局部结构,建立了3D的有限元局部分析模型,分析了各部件的在线圈不同运行状态下的应力应变,并基于应力线性化原理对各部件进行力学评估,其结果均能满足强度要求。
  根据CS模型线圈氦进出口的设计要求,完成了其结构设计。基于结构设计,采用有限元分析方法,完成了氦进出口力学评估以及尺寸优化,验证了其结构设计的合理性。经过大量的研究实验,确定了氦进出口的焊接技术,并详细阐述其焊接工艺评定过程。测试了焊缝试验低温下的力学性能。还发展了铠甲上氦孔加工技术,并研制了相关的制造设备。最后还发展了氦进出口焊缝的x射线检测工艺。目前,相关的工艺研究已成功应用于CFETRCS模型线圈氦进出口mock-up件的制造。
[博士论文] 袁啸林
核能科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:真空与加料系统是全超导托卡马克装置重要的组成部分,一方面为可控热核聚变反应提供高真空环境,另一方面通过多种加料手段为可控热核聚变反应提供燃料气体和其他实验所需气体。在CFETR(China Fsuion Engineering Test Reactor)中,真空与加料控制系统将会面临复杂的现场工况,因此借鉴ITERCODAC(COntrol Data Access and Communication)的仪器与控制(Instrument&Control,I&C)系统设计体系,用于CFETR的真空与加料控制系统设计,不仅是对CFETR真空与加料控制系统设计的探索,为未来CFETR的建设积累工程设计经验,提供有意义的参考;同时将该系统架构部署于EAST真空与加料控制系统中,对提升EAST真空与加料控制系统的效能和规范程度,保障EAST真空与加料控制系统稳定可靠运行,并且与中央控制系统的无缝集成具有重要意义。
  本文首先分析了ITER CODAC架构体系,通过对该体系的网络通讯架构设计,控制系统层次划分,通道访问机制,仪器接口方式,人机交互设计,数据归档和回溯,通道报警机制,输入输出控制器(Input Output Controller,IOC)以及CFETR真空抽气系统与加料系统组成的分析,设计了CFETR真空与加料控制系统与中央控制系统和外部支撑系统的网络接口以及接口的管理方式,并从工程设计的角度对控制系统的接地方式以及控制器选型进行了探索和研究。
  其次围绕CFETR的真空与加料控制系统的软硬件系统架构设计和关键技术问题进行研究,分别从控制系统核心设计方法,系统硬件架构和系统软件架构三个方面剖析设计思路,实现CFETR真空与加料控制系统原型的设计。在核心设计方法中通过对控制器内部与CODAC接口,软件的标准化设计以及系统授时系统三个层次的分析,设计了真空与加料控制系统原型。在控制系统硬件架构设计中,首先对真空与加料系统的硬件组态和设备选型进行设计,其次针对大规模集散控制系统的需求,真空抽气和加料的控制系统分别采用相互独立的光纤环型网络拓扑,构成双光纤环网结构,将底层环网与顶层的EPICS架构相结合,构建了真空与加料控制系统的硬件控制层次结构,最后借鉴ITER CODAC的规范对控制系统的机柜内部状态监控进行设计。在系统软件架构中,针对真空设备智能化的趋势设计了多协议的数据交互平台和分子泵数据通讯群组,提高了控制系统智能化水平和设备的监控能力。
  本文最后讨论将CFETR真空与加料控制系统设计原型在EAST装置上进行先行验证试验,根据EAST现场的实际工况,真空与加料控制系统采用分布式架构对各个现场分控系统进行部署,并实现对控制柜内关键数据的实时监测。在EAST真空与加料控制系统中实地部署双光纤环型网络,实现各个分系统的数据通讯链路连接和稳定的数据传输。分析EAST抽气系统和各加料控制系统的实际控制需求以及现场设备的接口方式,采用ITER CODAC仪器与控制系统架构体系,设计和实现了各分系统的控制功能,并在EAST上验证了各个分控制系统的功能,完成了控制系统DC(Device Controller)层,IOC层和OPI(Operator Interface)层的三层架构的设计与验证。综上所述,通过在EAST装置实验验证基于ITERCODAC架构的CFETR真空与加料控制系统原型,证明了该控制架构在CFETR应用的可行性以及系统运行的可靠性。
[硕士论文] 韩良文
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:现阶段,磁约束聚变实验装置以氘(D)等离子体脉冲放电为主,这一过程的产物主要是氦-3(3He)和中子(n),以及微量的副产物氚。由于氚的总量极少,且衰变产生的β射线穿透能力弱,对环境及人员的危害低。因而,聚变实验装置停机期间辐射防护的重点是材料中子活化产生的次级电离辐射。
  通常采用计算机模拟的方法来评估中子活化产生的电离辐射剂量水平。然而,对复杂的装置结构和等离子体脉冲放电过程的简化,导致模拟结果与实际情况存在较大差异。为掌握EAST聚变实验装置等离子体脉冲放电期间材料的实际活化情况,本文开展了装置常用金属材料的中子活化实验研究。利用等离子体脉冲放电期间产生的中子辐射场对布置在装置周围的金属样品进行辐照。辐照后的金属样品采用高纯锗(HPGe)探测器进行γ能谱测量,并结合总峰面积法、Wasson峰面积法和曲线拟合法对所测能谱进行分析。为准确计算放射性核素的电离辐射剂量率,采用蒙特卡罗程序(MCNP)对探测器的峰效率及总效率进行模拟刻度,并通过自主编写的程序计算了γ能谱测量过程中存在的级联γ射线的符合效应修正因子。
  γ能谱的分析表明,Wasson峰面积法具有较高的计算精度。此外,放射性核素剂量率的计算结果表明56Mn是EAST装置停机后较短时间内(<50h)电离辐射剂量的主要贡献者,而60Co、58Co、59Fe、51Cr、54Mn、76As以及99Mo等核素,在EAST装置停机较长时间后(>50h)成为停机剂量的主要贡献者。
[硕士论文] 徐峰
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:为了确保未来聚变装置上的偏滤器部件具有足够的使用寿命以及控制杂质源,未来的聚变装置需要工作在偏滤器脱靶或半脱靶运行模式。近年来,低杂波诱导的电流丝通过改变边界磁拓扑结构,导致到达偏滤器靶板粒子流和热流出现分裂,这对于缓解主打击点区域的热流沉积与靶板刻蚀具有重要作用,有利于长脉冲放电运行。对低杂波诱导的粒子流与热流分裂的深入理解是实现稳定控制长脉冲偏滤器脱靶的前提条件。偏滤器脱靶后,高等离子体密度区域逐渐远离靶板表面,镶嵌在偏滤器靶板内部的探针无法提供等离子体温度密度等有效信息。有效获取脱靶等离子体参数分布及其时间演化对于理解脱靶过程的物理机制,修正现有理论模型具有重要意义。等离子体发射光谱谱线的斯塔克展宽与频移分析是诊断等离子体的一个重要技术手段,特别是在测量等离子体电子密度方面。
  本论文对EAST钨偏滤器脱靶等离子体的发射光谱进行了分析,在扣除仪器展宽和多普勒展宽后得到氘巴尔末线(Dε)的斯塔克展宽,利用准静态模型计算得到了偏滤器空间中脱靶等离子体的电子密度分布和演化特征。发现低杂波加热条件下偏滤器脱靶等离子体中出现两条分离的密度带。随着主等离子体密度的继续上升,两条密度带的密度出现不同演化趋势,靠近主打击点附近的出现先上升后下降的特征,而远离主打击点的第二条密度带在观察的范围内比主打击附近的密度高约2倍,且持续上升。斯塔克展宽计算得到的两条密度带与靶板表面探针计算得到两条密度带进行了对比,前者相对应地比后者高约1个量级左右,此外,探针计算的电子密度随主等离子体密度上升都持续下降,这可能反映了脱靶等离子体正在离开靶板表面向主等离子体移动的趋势。
  论文还通过将实验测得Dε谱线与文献中利用微观场模型方法得到的线型数据库进行拟合对比,得到了脱靶等离子体斯塔克展宽电子密度,与准静态模型计算的电子密度相比,在讨论的密度范围内(5×1019-3×1020m-3)最大差别为17.4%,在较低的密度下这种差别进一步缩小。
  本论文研究结果显示,利用斯塔克展宽计算偏滤器脱靶等离子体的密度分布和演化可以为研究EAST偏滤器脱靶过程提供了一种有效诊断方法,准静态模型可以适用一般的脱靶等离子体密度范围,当密度较高时(>3×1020m-3),则可以使用微观场模型获得更为准确的结果。
[博士论文] 郝保龙
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:中性束注入是磁约束核聚变装置主要的辅助加热手段,其引入的高能粒子可有效提高等体温度,且有高能成分的等体比近背景成分等体更容易达到聚变点火条件。磁约束装置的特殊位形及等体不稳定性可能引起的显著高能粒子损失一直是聚变等体领域的研究重点。本文立足于EAST物理实验分析,对EAST中性束注入下第一轨道损失,纵场波纹扰动引起的波纹损失,中性束注入下快离子对不稳定性的激发和抑制影响以及带来的损失问题进行了探讨,对EAST物理实验提供详细的理论计算支撑,并对tokamak装置中高能离子物理有更深入的理解。
  本文根据EAST中性束注入物理实验参数计算了全模型下的中性束离化沉积,得到了NBI快离子初始分布以及对应的第一轨道损失,对同向束和反向束共四个可独立运行的离子源束线进行了分析,结果显示反向束注入下的第一轨道损失远比同向束大,较垂直离子源对应的第一轨道损失比较较切向的大,原因是由于实验中的快离子初始沉积位置主要在低场侧,而同向快离子从此初始位置开始的轨道漂移方向朝初始磁面内侧,反向束朝磁面外侧漂移;捕获粒子的轨道宽度远比通行粒子大。本文根据物理实验参数分析排除了波纹磁阱俘获可能带来的损失,并对碰撞影响波纹随机扩散损失通道进行了分析,得到碰撞波纹扩散损失是EAST中性束注入下快离子主要的波纹损失机制。利用一定慢化成分的快离子分布和EAST纵场波纹数据,计算了四个离子源束线单独注入下的波纹损失,得到了损失快离子份额和位置,同向束损失份额较反向束小,损失位置局域在外中平面附近。降低第一轨道损失和波纹损失的有效方法是在避免大尺度MHD不稳定性的前提下提高等体电流以及优化等体密度剖面,其基本决定了快离子沉积分布。
  在众多的等体不稳定性中,本文着重对与NBI加热实验密切的内扭曲模不稳定性进行研究,分别在微扰和线性近似下讨论了NBI快离子对sawtooth和fishbone影响的一般特性和近似解。为精确求解色散关系,本文在理想MHD理论框架下数值计算得到了和诊断一致的内扭曲模结构以及磁流体势能,通过对中性束快离子动理学贡献项的分析计算,得到随着快离子betahot演化下的色散关系解。利用EAST实验参数计算得出,48605炮fishbone激发体积平均β阈值在3*10^-4,对应芯部快离子比压值在6.8*10^-3,指明了在这种平衡位形下fishbone和sawtooth稳定区。为在现有中性束工程布局下探索更多可能的等体运行稳定区,本文在同一运行条件下考虑了相同束参数条件的反向柬加同向束加热方案,通过求解色散关系得到体积平均快离子比压稳定区达4*10^-4,稳定区较单独同向注入下稍宽。通过内扭曲模和中性束注入下快离子相互影响的能量原理分析,EAST-NBI的现有工程布局下,快离子对sawtooth有强烈的致稳效果,实验中也发现sawtoo th period在NBI加热实验中增大的现象,由于巨型sawtooth对等体约束和杂质聚芯的危害较大,本文研究建议EAST物理实验中反向和同向NBI同步调制运行,注入脉宽小于能量约束时间,即增加了NBI工作时间,也防止sawtooth幅度过大,该工作为实验运行提供了参考指导。
  为计算fishbone扰动引起的快离子损失,本文分别利用TRANSP/NUBEAM中fishbone损失简化模型以及导心程序ORBIT在内扭曲模扰动下跟踪快离子的方法,由实验诊断测量的扰动幅度和频率定标得到了快离子损失份额、位置和能量等信息,fishbone引起的快离子损失在极向和环向有局域性,在n=1,m=1扰动幅度在5.4*10^-3下损失份额约10%,fishbone引起的损失份额同不稳定性期间中子产额降低估算出的快离子损失份额接近。损失快离子的能量在20-45keV,理论计算下fishbone period在0.95ms,相关计算同诊断结果一致,为相关物理分析和实验运行提供坚实基础和参考。
  此外,CFETR概念设计得到顺利开展,为在聚变堆中更自洽的计算快离子损失,本文分析了离轴中性束注入和DT聚变alpha粒子的快离子分布函数,并根据装置工程设计参数计算了两种快离子的纵场波纹损失以及碰撞率的影响,结果显示DT聚变alpha粒子损失份额比中性束快离子大,主要原因是速度空间分布的不同。计算结果验证了本文关于无碰撞波纹随机扩散是聚变实验堆alpha粒子主要波纹损失通道的理论分析。利用理想MHD程序对内扭曲模稳定性以及快离子损失进行了初步计算,该工作为后续概念设计尤其是评估聚变堆MHD不稳定性下高能粒子约束提供坚实基础。
[博士论文] 吴向阳
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:为了满足中国CFETR(中国聚变工程实验堆)项目中CICC导体的测试需求,在科技部ITER计划专项的支持下,中国科学院强磁场科学中心依托40T稳态强磁场装置中的11T外超导磁体系统,正在研制一套大型CICC导体综合性能测试装置。该导体测试装置一方面可以满足未来聚变堆等大型超导磁体所需的CICC导体样品的测试需求,另一方面也可以通过该装置的研制大力促进我国在CICC导体低温性能测试方面的实验研究水平。
  本文围绕CICC导体测试装置的设计与性能分析展开课题研究工作,对导体测试装置中的电路理论、机械结构与研制工艺、电磁与力学性能、低温与实验等方面进行了相关内容的研究与分析。根据研究结果,在调研国内外相关文献的基础上,成功研制出CICC导体测试装置的各个组成部件,并在导体测试装置组装完成后进行了初步实验性能测试。
  首先,本文对CICC导体测试装置的系统组成进行了总体介绍,对其关键部件超导变压器的电路方程进行理论分析,对影响超导变压器电磁特性的相关参数进行优化设计,从而获得满足测试装置需求的电磁特性参数。
  其次,针对导体测试装置中背景磁体的磁场分布,设计了四种不同结构的低电感导体样品。根据超导变压器的电磁参数及测试装置的配套附属系统,对导体测试装置的整体结构参数进行设计与优化。超导变压器绕组采用同轴+双骨架+共底面的结构,测试低温杜瓦采用上下偏心的圆筒连接形式。
  再次,根据导体测试装置的结构设计参数,采用理论分析与有限元分析相结合的方法对导体测试装置的电磁、机械与力学性能进行了综合分析,分析结果有利于其它相关部件的结构设计优化。综合采用电磁-机械耦合与场-路耦合等多物理场有限元分析方法对导体测试装置运行过程中的电磁性能与力学性能进行了准确的评估与预测。并采用细丝法+辛普森积分法对超导变压器绕组安装误差下的电磁力与互感参数进行了准确分析计算。
  然后,针对导体测试装置中的电流引线、超导接头与导体样品加热器等部件的复杂低温热力学过程,介绍了相关部件的热力学分析理论与方法。借助于有限元仿真分析软件,对超导接头和导体样品加热器的热力学过程进行了热流固耦合分析和稳态热传导分析,并根据分析结果对相关部件进行优化设计。
  最后,对CICC导体测试装置进行了一系列的低温性能测试实验,利用霍尔传感器与Rogowski线圈两种不同工作原理的电流测量方法,对超导变压器次级无源回路中的感应电流进行了准确检测。实验结果表明,初级绕组电感为3.72H,次级绕组电感为8.0×10-6H左右,次级回路感应电流放大系数为310-320之间,接头电阻在2nΩ左右,次级回路衰减时间常数为4000,导体测试装置的各项关键性能参数满足设计要求,最高实现了68.4kA的大电流。性能测试实验中真空系统、低温系统、失超保护系统和数据采集系统等工作稳定。
[博士论文] 陈彬
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:未来磁约束核聚变装置要在高约束运行模式(H模)下维持高参数稳态运行,存在能量大量流出最外层闭合磁面,流向偏滤器靶板,造成靶板材料腐蚀和破坏的问题。最近,基于国际主要磁约束核聚变装置的实验研究发现,刮削层宽度对等离子体电流几乎呈线性反比关系。根据此定标率ITER的刮削层宽度将小于1mm。如果这样外推的结果可靠,未来反应堆的偏滤器热负载问题将会变得更加严峻。因此,揭示等离子体边界湍流输运规律,特别是从理论上研究刮削层宽度的主要物理机制,建立合理的物理模型检验实验定标率外推的可靠性,进而对未来聚变装置的刮削层宽度进行预测,是目前磁约束核聚变研究的热点之一,也是本文需要重点研究的内容以及解决的问题。
  基于以上研究目标,本文拟采用边界等离子体湍流数值模拟程序BOUT++的电磁湍流模型,研究高约束运行模式下的台基区及刮削层湍流输运特性,在等离子体自洽的湍流行为模拟基础上实现边界热输运的整体描述。总的来讲,本文的研究主要分为以下几个层次:首先,采用新开发的BOUT++输运模块自治的计算径向电场Er;进而基于六场双流体湍流模块,结合两种不同的电场模型,揭示C-Mod上的Dα增强性(Enhanced Dα,EDA)H模湍流输运特性;最终解明准相干模和刮削层宽度背后的主要物理机制。
  本文通过湍流流体模型来描述边界等离子体的输运特征,得到了与实验数据基本一致的数值模拟结果,增进了对托卡马克边界湍流和热输运的理解:1)通过对C-ModEDA H模放电的模拟研究,发现了准相干模是由电阻-气球模和漂移阿尔芬波不稳定性驱动,而且和宽谱湍流共同存在。这种模式是在台基区压强梯度最大处附近产生,具有明显的丝状体结构以及电阻-气球模的极向模结构特征,同时位于径向电场极小值的位置并在靠近最外层闭合磁面附近摆动。此外,研究还发现磁颤动效应增强跨越最外层闭合磁面的电子温度扰动。总体来讲,模拟得到的模的扰动涨落水平、频率-极向波数谱也与实验数据一致;2)基于对准相干模和宽谱湍流的成功模拟,重现了红外相机(IR camera)测量的偏滤器靶板沉积热流,验证了刮削层宽度对等离子体电流的线性反比实验定标率。另外,通过热流宽度对不同物理假设的敏感性研究以及理论分析,确定了径向电场Er是影响热流宽度的最关键参数之一;3)为了进一步理解决定刮削层宽度的基本物理机制,本文通过BOUT++输运模块自洽的计算横跨最外层闭合磁面的径向电场,结合电场扫描发现,减小的径向电场导致刮削层中增强的湍流径向输运和更大的热流宽度。研究从湍流输运的角度提供了热流宽度对等离体电流的反比依赖关系。本项目预期的研究成果对现有实验装置的边界实验现象的理解具有重要意义,并能够为未来聚变堆设计提供合理的边界热输运数据。
[博士论文] 王帅
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:聚变示范堆EU DEMO是欧洲各国在ITER基础上提出的一种用于理论验证和工程探索的核聚变装置,用来评估聚变堆的经济可行性和技术可行性,也是核聚变正式商业运行前的最后一步。在聚变示范堆中,包层是维持聚变堆氚自持的重要部件,同时还承担着聚变示范堆能量提取和转换、屏蔽辐射等重要功能。因此,包层合理的设计方案和材料选择对于聚变示范堆的安全性和经济性非常重要。
  目前EU DEMO有4种潜在的包层方案,即氦冷球床包层(HCPB)、氦冷锂铅包层(HCLL)、水冷锂铅包层(WCLL)和双冷锂铅包层(DCLL)。除WCLL冷却剂是水外,其他3种包层的冷却剂都包含氦气。氦气密度较小,需要消耗的风机功率较高,因此会降低DEMO的热电转换效率。自从上世纪50年代二氧化碳已经作为镁诺克斯反应堆和先进气冷堆的冷却剂,成功应用于核裂变反应堆超过60年时间。二氧化碳的密度是氦气的11倍,需要的风机功率会明显少于氦气,从而提高DEMO热电转换效率和净发电功率。同时高密度的二氧化碳还可以减少存储罐的体积,且二氧化碳价格低廉极易获取,从而减少成本。
  因此本文首先考察了包层以氦气和二氧化碳分别作为冷却剂时对聚变示范堆发电效率的对比分析。首先,给出了聚变示范堆综合整体系统BoP的设计方案,包括主热传输系统PHTS、储热换热系统IHTS和能量转换系统PCS三大子系统。然后,分别以氦气和二氧化碳作为PHTS主热传输系统冷却剂对聚变示范堆的发电效率进行比较分析。在相同的条件下,由于二氧化碳消耗掉的风机功率较低,从而使净发电功率大于氦气。最后,对主热传输系统PHTS不同冷却剂出口温度以及能量转换系统PCS不同水蒸气压力对系统效率的影响进行了影响分析研究。提高CCPB包层的出口温度可以提高DEMO的发电效率,但是同时提高入口温度和出口温度不能提高发电效率;当CCPB包层的出口温度为600℃时,适当提高PCS中汽轮机入口处的蒸汽压力,有助于提高DEMO发电效率;当CCPB包层中压降提高1.5倍时,二氧化碳的效率仍然会高于氦气。
  在堆发电效率分析的基础上,进一步提出了新的EU DEMO包层概念---二氧化碳冷却球床包层(CCPB)。CCPB包层设计采用的参数与HCPB参数基本一致,冷却剂入口温度和出口温度分别是300℃和500℃,压力为8MPa。包层中结构材料为RAFM钢(EUROFER97),氚增殖材料为Li4SiO4,中子倍增材料为Be12Ti。面向等离子体的第一壁保护材料为钨。
  第一壁(FW)是增殖包层中直接面对等离子体的部件,需要承受来自等离子体的热流、高能粒子流等载荷。本文首先对CCPB固态包层第一壁热工水力性能进行分析与评估。由于EU DEMO中,第6号内包层第一壁承受最大的粒子热流密度,第15号外包层第一壁承受最大的辐射热流密度,因此本文对第6号内包层、第15号外包层以及典型包层(赤道面第12号)的第一壁分别进行了独立的热工水力分析,考虑实际包层第一壁冷却剂流道的粗糙度,给出了不同位置、不同壁面粗糙度热工水力分析结果。并对第6号和第15号包层第一壁开展了热流密度敏感性分析,当第6号包层第一壁承受的总热流密度增大到1.6MW/m2时,其第一壁压降为3bar,低于压降限值3.7bar。对于第15号包层,即使总热流密度增大到1.2MW/m2,第一壁需要的质量流量为0.48kg/s,产生的压降为3.4bar,仍低于压降限值3.7bar。
  在分析第一壁的基础上,本文对CCPB赤道面典型包层增殖区进行了热工水力分析,并对增殖区进行了优化,优化主要考虑了增殖区中Pin的数量和尺寸,以及添加石墨圆柱棒,从而降低增殖区的温度,增殖区包层最终采用12个Pin设计,Pin的尺寸增大到86mm,最终使增殖区内的增殖材料和结构材料温度基本上低于其限值。第一壁最高温度512.5℃出现在第一壁弯段处,而Pin-cladding直接受到增殖区中冷却剂影响,最高温度为513.1℃,二者均低于材料温度限值550℃。由于添加了直径为70mm的石墨棒,Be12Ti球床最高温度降低到895.9℃,低于材料温度限值920℃。而Li4SiO4球床最高温度为917.6℃,低于限值900℃,同时,Li4SiO4球床的核热密度随着径向距离逐渐减小,Li4SiO4球床温度会随着降低。最后本文对包层的后背板系统进行了热分析,给出了联箱区域的温度云图。
  本文所开展的研究为聚变堆热电转换效率分析以及包层设计优化提供重要参考。
[硕士论文] 谭胜均
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:中国是能源消耗的大国,以化石燃料为主的能源结构已经不能满足日益增长的能源需求,因此必须发展新的能源。聚变能是人类解决能源问题最有希望的途径之一,磁约束核聚变则是实现可控核聚变的重要手段。人们认为托卡马克是发展磁约束聚变最有潜力的装置。各个国家在发展自己的托卡马克装置的同时也相互合作,比如国际热核实验堆ITER计划。
  聚变燃料在托卡马克中以等离子体的状态运行。托卡马克在运行中受到等离子体运行极限(如电流极限、密度极限和比压极限),MHD不稳定性等因素的影响,会导致等离子体发生破裂。破裂发生时产生的热沉积、电磁应力以及逃逸电子会对托卡马克装置造成一定的破坏,影响装置的寿命。等离子体破裂是目前托卡马克装置运行中不可避免的事件。因此需要发展破裂预测研究,提前采取措施减小破裂带来的危害。
  EAST是世界上第一个全超导托卡马克装置,它对ITER未来的运行有着十分重要的参考意义。本文从EAST托卡马克2016年的放电实验中,选取了其中119炮破裂放电数据,分析诱发破裂的原因,发现约60%的破裂是由垂直不稳定性直接引起的,其破裂后将会产生更大的晕电流,从而产生更大的电磁应力损坏装置。本文仔细研究了由于垂直不稳定性引起的破裂(下面简称为VID)(72炮)的原因,以便解释其基本演化过程。进一步建立了分别基于单变量(垂直位移)和两维变量(垂直位移、垂直位移增长率)的预测模型用于VID预测。离线测试表明,基于二维变量的预测模型可以对平稳放电,在破裂发生前20ms给出破裂预警信号,预测成功率达93%。
  这些预测模型将在EAST上进一步进行实时测试,为EAST运行提供一定的指导,也对ITER未来的运行具有一定的参考意义。
[硕士论文] 张亮亮
精密仪器及机械 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:超导托卡马克“EAST”的科学目标是发展并建立稳态、高性能先进等离子体运行模式基本物理科学的实验研究。在近几年的放电实验中,现有的EAST4.6GHz低杂波天线石墨限制器,由于耐热负载能力无法抵御来自天线的高热负荷,多次出现石墨瓦烧蚀和断裂,严重影响实验参数的进一步提升。本文通过对低杂波天线几何结构和能量注入的实际物理需求分析,结合目前EAST装置的运行条件,对一种新型EAST4.6GHz低杂波天线钨限制器开展设计与研究。
  首先,对钨限制器的设计目标及设计准则进行描述,并介绍了4.6GHz低杂波天线的基本结构及其运行要求。根据其能量耗散规律,计算出了限制器表面热负载大小及分布。结合EAST物理及工程要求,确定了钨限制器的结构材料、设计步骤和分析方法。
  其次,根据上述设计准则开展了钨限制器的整体结构和冷却系统设计。通过对比分析,确定了钨串结构的传热冷却方案,并对其详细尺寸参数进行设计。后部支撑为一体式框架结构,与钨铜串采用销钉方式连接。冷却系统通过支管和端头水盒构成两个冷却子回路,水盒体采用不锈钢基材的爆炸焊复合材料制作,并根据结构工艺性对其进行尺寸优化。
  采用有限元方法对钨限制器进行传热分析和电磁力-结构分析,验证钨限制器设计的合理性、安全性及可靠性。传热分析根据计算的低杂波天线功率耗散的分布规律,提取了钨限制器的单边水冷保护钨铜组件进行了建模、稳态流体热力学分析和热应力分析。此外,对钨限制器电磁力的来源、分布和大小进行了理论研究和分析计算,并对其进行了力学仿真模拟。有限元分析结果显示限制器的耐热负载能力和结构强度均可满足使用要求。
  最后,对钨限制器关键部件的制造工艺和装配流程开展了研究工作。论述了钨限制器在质量检测、生产制造和安装调试过程中遇到的问题以及解决的方法,指出了限制器生产和装配过程中的一些质量保证关键点,为未来限制器的优化升级提供参考和借鉴。
[博士论文] 汪悦航
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:位形控制是托卡马克等离子体控制的重要组成部分,近年来,各种先进等离子体位形在各大托卡马克装置上逐渐得到了应用,如ITER-like位形、雪花位形、super-X位形等。各种先进位形在改善等离子体约束,提高等离子体参数的同时,也对位形控制提出了更高的要求:一方面要求位形控制的精度更为准确,另一方面,由于先进位形通常带来了更高的垂直位移增长率,因此也对垂直位移控制的动态响应提出了更高的要求。为了满足先进位形对位形控制能力的需求,本论文从系统响应模型,系统辨识,垂直位移控制优化及多输入多输出控制等几个方面对EAST上的位形控制能力进行了优化。
  为了优化EAST上的位形控制系统,必须要有一个足够准确的系统响应模型,同时该响应模型还必须可以进行适当的简化以适应控制器设计的需要。本文采用了在等离子体控制领域得到广泛应用的RZIP等离子体响应模型,并基于RZIP模型,得到了等离子体垂直位移控制响应模型及位形控制响应模型,对得到的高阶模型进行了化简,并利用实验数据,对响应模型进行了校验。在使用物理方法建立响应模型的同时,本文还采用了系统识别的方法对系统建立响应模型。系统辨识可以利用实验数据,针对特定系统建立面向控制的响应模型。本文利用系统辨识中的ARMAX模型,通过相应的辨识实验,针对垂直位移控制及位形控制建立了系统辨识模型,并且与RZIP模型进行了校验,结果证明系统辨识模型具有较好的准确性。在此基础上,本文利用系统辨识模型对垂直位移控制参数进行了优化。
  为了更好地控制高增长率的等离子体位形,以及解决之前EAST实验中遇到的垂直位移控制问题,本文设计了时间最优控制器及速度反馈控制器。时间最优控制器是利用最优控制原理,将控制时间作为最优化量,从而起到最优化动态响应的目的。在限定控制分量最大值的系统中,可以证明其时间最优控制的控制分量是在两个边界值之间来回切换,这会导致在平衡位置附近的噪声影响会被放大,因此在时间最优控制器设计中结合了PID控制器,以保证其可以更好地适应系统噪声。速度反馈控制器是针对EAST快慢Z控制分离所带来的垂直位移控制耦合所提出的优化方案,速度反馈控制器不再反馈垂直位移的位置,而是反馈位移速度,再加上反馈快控电流作为稳定项,实现对快速垂直位移的控制。在垂直位移控制中,系统的噪声会对整个控制回路带来很大的影响,本文基于实验数据分析了EAST当前可以用于垂直位移控制的各个信号噪声水平,并基于实验噪声水平,利用TOKSYS工具包模拟了不同位形条件下时间最优控制器及速度反馈控制器的控制性能,验证了两种控制器可以用于不同位形条件下的等离子体控制。
  在一次放电中,为了保持等离子体处于目标位形,除了控制其垂直位移外,还需对其它位形参数加以控制以保持其形状。在EAST所采用的ISOFLUX控制算法中,位形控制是通过12组独立的PF线圈控制等离子体边界上若干控制点的磁通与X点磁通的差值来实现形状位置的准确控制。早先的位形控制采取的是单输入单输出(Single-Input Single-Output)策略,即选择离控制点较近的PF线圈控制对应的控制点,每个控制点也只受12组PF线圈控制。这种控制简明直观,但由于各个控制量之间存在较强的耦合,因此需要大量的实验以及丰富的经验才能使得系统达到理想的状态。本文基于等离子体响应模型,进行了静态解耦,设计了多输入多输出(Multi-Input Multi-Output)控制器,并利用奇异值分解等方法对解耦矩阵进行优化,使得其不会超出电源系统的最大供电能力。本文借助TOKSYS,TSC等工具对解耦矩阵的解耦效果进行了模拟验证,并在实验中利用MIMO控制算法成功实现了完整放电及准确控制。
[博士论文] 杨宇晴
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:未来聚变反应堆需要通过离轴的电流驱动维持和调控电流剖面的分布。一种高次谐波快波,也叫螺旋波(Helicon Wave),具有与低杂波相近的高驱动效率和无高密度限制的优势,成为未来聚变反应堆一种极具潜力的离轴电流驱动手段。中国聚变工程实验堆(CFETR)将螺旋波离轴电流驱动作为近期的一个重点研究课题。本论文将依托CFETR的工程和物理设计参数,针对螺旋波电流驱动和螺旋波天线设计开展了系统的研究。
  本论文首先系统地推导了冷等离子体条件下的色散关系,对波的基本特性,包括波的偏振、截止和共振等进行了深入的分析。基于这些基本的波动理论基础,结合目前EAST装置上开展的射频波加热和电流驱动实验,阐述了低杂波电流驱动在托卡马克中的高密度限制以及研究螺旋波电流驱动的必要性。
  论文重点分析了螺旋波的传播和吸收基本原理以及波的可近性条件。对螺旋波电流驱动数值计算的物理模型进行了介绍,包括射线的传播轨迹和驱动电流计算的基本原理和方法等。利用数值模拟程序,结合CFETR运行参数和平衡文件,进行了相应的螺旋波电流驱动的数值模拟研究,计算了射频波的频率、平行折射率、射线的极向发射位置和等离子体参数(电子温度和电子密度)对驱动的电流分布和驱动效率的影响。模拟计算的主要结果如下:1)从赤道面出发的射线,波源频率大于1GHz可以实现有效的离轴电流驱动;2)射线从极向位置45°(极向位置(角)定义,以低场侧中平面为0°角,高场侧一端的中平面为180°角,逆时针旋转360°为一圈),或者高场侧一端的中平面附近发出驱动效率较高;3)天线平行折射率在2-3.4范围内,对驱动电流的剖面及驱动效率影响很小;4)随着中心电子密度的增加,驱动的电流峰值减小,驱动电流剖面位置基本不变,但驱动效率有所下降;5)随着中心电子温度的升高,驱动的电流峰值增加,但电流剖面变窄,且向等离子体外侧偏移。
  螺旋波天线设计也是本文的重点研究内容之一。基于行波天线的基本理论,利用三维电磁仿真软件--CST建立了CFETR螺旋波行波天线的物理模型,开展了天线辐射特性、表面电流及电磁场分布等天线基本特性分析,优化了其结构参数,包括天线电流条带的长度、宽度、条带之间的间隔以及条带数等。为了更好地评估天线的耦合性能,利用comsol电磁仿真软件,建立了加载在天线端口的冷等离子体物理模型,利用有限元、全波解计算麦克斯韦方程,计算天线。等离子体低场侧极向电场图并给出耦合性能分析。相关的结果为CFETR天线工程设计提供了理论基础和依据。
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