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基于PLC的HL-3装置活动孔栏位移控制系统的设计
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作者 许婕 蔡立君 +4 位作者 刘健 卢勇 李云峰 罗山 黄文玉 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第3期324-331,共8页
为了实现HL-3装置活动孔栏位移的自动化控制,基于PLC和步进电机的应用原理,设计了活动孔栏位移自动控制系统。选用两相混合式步进电机,采用S7-1200PLC作为步进电机控制器。通过运动轴组态,并运用PLC-open运动功能块实现了对活动孔栏驱... 为了实现HL-3装置活动孔栏位移的自动化控制,基于PLC和步进电机的应用原理,设计了活动孔栏位移自动控制系统。选用两相混合式步进电机,采用S7-1200PLC作为步进电机控制器。通过运动轴组态,并运用PLC-open运动功能块实现了对活动孔栏驱动步进电机的开环速度控制和位置控制。同时完成了人机界面交互,实现了对HL-3装置活动孔栏位移实时显示、参数设置、自动反馈控制和阈值报警等功能。该系统已成功投入到HL-3装置放电实验运行中。自此系统投入运行以来的结果表明,所设计的控制系统能够满足控制要求,完成了预期目标。 展开更多
关键词 HL-3主机 活动孔栏 PLC 步进电机驱动 控制系统
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CO_(2)电弧加热器电热特性研究
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作者 欧东斌 杨国铭 +3 位作者 朱兴营 文鹏 张智 曾徽 《实验流体力学》 北大核心 2025年第3期71-78,共8页
在300 kW管式电弧加热器上,通过试验测定了CO_(2)介质和空气介质条件下的伏安特性和热效率数据。基于相似参数进行回归分析,得到了可同时应用于CO_(2)介质和空气介质的电热特性关系式,并与国外类似电弧加热器进行了比较。研究结果表明:C... 在300 kW管式电弧加热器上,通过试验测定了CO_(2)介质和空气介质条件下的伏安特性和热效率数据。基于相似参数进行回归分析,得到了可同时应用于CO_(2)介质和空气介质的电热特性关系式,并与国外类似电弧加热器进行了比较。研究结果表明:CO_(2)介质与空气介质条件下的电弧加热器电热特性相似,在输入相同参数(电弧电流、气体质量流量)下,CO_(2)介质条件下的弧室总压比空气介质平均低18%,但电弧电压、焓值和热效率分别高5.9%、6.7%和10.9%;通过统一关系式得到的数据与试验数据一致性较好,伏安特性和热效率回归误差分别为-13%~11.4%和-33.0%~34.7%。 展开更多
关键词 CO_(2) 电弧加热器 伏安特性 热效率 相似理论
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HL-3装置第一壁温度监测系统研制
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作者 许婕 蔡立君 +6 位作者 刘健 卢勇 张龙 刘宽程 黄文玉 刘雨祥 罗山 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第1期58-63,共6页
为了满足HL-3装置第一壁系统的安全运行和实验需求,对第一壁温度监测系统进行了设计和研制,主要包括对第一壁系统监控点位的设计、硬件设计研制和软件开发。采用S7-300PLC作为主控制器,ET200远程模块作为模拟数据输入采集器,实现了第一... 为了满足HL-3装置第一壁系统的安全运行和实验需求,对第一壁温度监测系统进行了设计和研制,主要包括对第一壁系统监控点位的设计、硬件设计研制和软件开发。采用S7-300PLC作为主控制器,ET200远程模块作为模拟数据输入采集器,实现了第一壁关键位置包括第一壁强场侧、弱场侧、下偏滤器、活动孔栏等热负荷集中区域的温度实时监测。同时完成了人机界面交互,实现了对HL-3装置第一壁工程温度的数据实时显示、历史曲线查看和阈值报警等功能。该系统已成功投入到HL-3装置烘烤和放电实验运行中。自2022年以来的运行结果表明,该系统实现了对第一壁温度状态的动态监控,保障了HL-3装置主机安全可靠的运行。 展开更多
关键词 HL-3装置 第一壁 温度监测 PLC系统
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氮化硼陶瓷105GHz/1MW微波透射窗的研究
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作者 王超 黄梅 +1 位作者 陈罡宇 陈程 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第1期34-38,共5页
利用开放腔法测量了105GHz/1MW ECRH系统氮化硼陶瓷微波透射窗的介电参数,研究了其相对介电常数的变化以及加工精度对窗片性能的影响。通过模拟仿真得到功率沉积后窗片温度的分布,确定在1MW功率下对氮化硼陶瓷应用的脉冲宽度。通过低功... 利用开放腔法测量了105GHz/1MW ECRH系统氮化硼陶瓷微波透射窗的介电参数,研究了其相对介电常数的变化以及加工精度对窗片性能的影响。通过模拟仿真得到功率沉积后窗片温度的分布,确定在1MW功率下对氮化硼陶瓷应用的脉冲宽度。通过低功率测试获得了最佳的窗片厚度,为下一步焊接封装做好了准备。 展开更多
关键词 氮化硼 氮化硼陶瓷窗口 相对介电常数
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面向等离子体自钝化钨合金制备与服役性能的研究进展
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作者 朱晓勇 刘家琴 +1 位作者 谭晓月 吴玉程 《机械工程材料》 北大核心 2025年第6期1-11,共11页
钨具有高熔点、高热导率、低溅射率和低氘/氚滞留等优点,被认为是未来核聚变装置中最有前景的面向等离子体候选材料之一。但钨的抗氧化性能较差,一旦发生冷却失效事故并伴随真空室破裂,钨会迅速氧化、升华,导致核聚变装置面临放射性物... 钨具有高熔点、高热导率、低溅射率和低氘/氚滞留等优点,被认为是未来核聚变装置中最有前景的面向等离子体候选材料之一。但钨的抗氧化性能较差,一旦发生冷却失效事故并伴随真空室破裂,钨会迅速氧化、升华,导致核聚变装置面临放射性物质泄漏的风险。从钨材料改进和增强表面防护两个方面来解决抗高温氧化问题,对于从根本上确保核聚变装置的安全运行具有重要意义,为此提出了自钝化钨合金的概念。介绍了钨的高温氧化特征及抗氧化与防护方法,讨论了自钝化钨合金的制备方法,从成分和微观结构方面分析了自钝化钨合金的抗氧化策略,综述了自钝化钨合金的力学、热学和抗辐照等服役性能,并提出了未来的研究方向。 展开更多
关键词 核聚变装置 面向等离子材料 自钝化钨合金 抗氧化性能 服役性能
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改进粒子群算法在CFETR氦冷回路温度控制中的应用
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作者 徐婧寒 王晓宇 +1 位作者 王芬 颜永江 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第2期242-248,共7页
氦冷固态包层热工测试平台容量大、运行参数高,加热器调节试验段入口温度呈现出非线性和强惯性的动态特点,控制难度大。为保证系统安全与加热效率,要求在加热阶段匀速升温,当稳定运行出现外界扰动时,温度能够迅速恢复到设定温度。针对2... 氦冷固态包层热工测试平台容量大、运行参数高,加热器调节试验段入口温度呈现出非线性和强惯性的动态特点,控制难度大。为保证系统安全与加热效率,要求在加热阶段匀速升温,当稳定运行出现外界扰动时,温度能够迅速恢复到设定温度。针对2个阶段不同的控制要求,分别给出了控制方案。在升温阶段采用分段设置PID控制目标值的方法实现试验段入口温度匀速上升;在稳定运行抑制扰动环节,使用了基于改进粒子群算法优化模糊PID控制的方法,该方法利用改进粒子群算法搜索寻优,优化模糊PID控制器性能,达到理想控制效果。仿真结果表明,与传统PID控制相比,该方法自适应强,几乎消除超调量,具有更快的调节时间与更强的抗干扰性。 展开更多
关键词 加热器温度控制 PID 改进粒子群算法 模糊控制
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浅述基于IAEA SSG-30导则的核电蒸汽发生器分级研究
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作者 崔怀明 杨柯 +3 位作者 袁宏 何戈宁 刘道平 邵雪娇 《核安全》 2025年第5期32-38,共7页
国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,简称IAEA)发布的《Safety Classification of Structures,Systems and Components in Nuclear Power Plants》(No.SSG-30)从安全功能分类和设计预防措施两个维度出发,结合失效后果... 国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,简称IAEA)发布的《Safety Classification of Structures,Systems and Components in Nuclear Power Plants》(No.SSG-30)从安全功能分类和设计预防措施两个维度出发,结合失效后果严重程度、物项类型等因素,为核电厂构筑物、系统和部件(SSCs)的安全分级提供了具有可操作性的方法论框架。本文基于SSG-30,对核电饱和式蒸汽发生器主要零部件的安全分级进行了研究,对其承压边界、内部构件及密封组件等关键部件进行了安全分级探讨,并根据防振条组件和套筒支承板的安全分级开展了力学评估分析。经分析,基于SSG-30的核电蒸汽发生器分级可为核电设备分级和力学评估提供参考,对于核电机组的安全运行水平具有重要的意义。 展开更多
关键词 SSG-30 蒸汽发生器 分级
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EXL-50U环向场磁体电源系统仿真模型及验证
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作者 王泽民 郝亮亮 +5 位作者 赵舒娅 罗文武 周培海 党殿杰 刘韶轩 黄昆伟 《核技术》 北大核心 2025年第9期117-126,共10页
新奥科技发展有限公司升级建设的新一代常温紧凑型球形环聚变研究装置玄龙-50U参数与放电水平得到大幅度提升,其中环向场磁体线圈最大放电电流高达150 kA。为保证高参数放电实验下系统的安全稳定,有必要对环向场电源系统进行整体建模与... 新奥科技发展有限公司升级建设的新一代常温紧凑型球形环聚变研究装置玄龙-50U参数与放电水平得到大幅度提升,其中环向场磁体线圈最大放电电流高达150 kA。为保证高参数放电实验下系统的安全稳定,有必要对环向场电源系统进行整体建模与仿真研究。采用参数解耦方法对六相脉冲发电机和移相变压器进行等效建模,同时建立了相位滞后的相控整流模型与线圈发热的时变负载模型,构建了完整环向场电源系统仿真模型。多种放电水平下的仿真验证结果表明:所构建的仿真模型可准确模拟现场电气特征变化,仿真误差不超过9.58%,波形相似度不低于98.76%,满足现场分析精度需求,同时证明了系统可按照最大设计参数稳定运行,验证了电源系统初始设计参数的正确性。本模型可为后续未知高参数实验的系统保护方案设置和控制策略验证提供仿真模拟平台和数据支撑。 展开更多
关键词 玄龙-50U装置 环向场 磁体电源 仿真研究
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高热负荷下托卡马克装置包层第一壁不同连接的结构分析与评估
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作者 周远航 刘素梅 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第2期205-211,共7页
基于简化的第一壁(FW)模型,采用有限元方法在相同的边界条件和热载荷下得到了第一壁两种连接方案的温度分布,在温度场分析结果的基础上开展第一壁连接结构的弹性分析和弹塑性分析,评估了第一壁两种结构的力学性能。通过分析可知:第一壁... 基于简化的第一壁(FW)模型,采用有限元方法在相同的边界条件和热载荷下得到了第一壁两种连接方案的温度分布,在温度场分析结果的基础上开展第一壁连接结构的弹性分析和弹塑性分析,评估了第一壁两种结构的力学性能。通过分析可知:第一壁采用焊接连接形式方案时,具有较好的换热效果,在相同热载荷作用下,铠甲温度相对较小。但结构分析结果表明,钨铠甲结构应力较大且第一壁流道结构设计裕量较小;第一壁采用螺栓连接形式方案时具有方便铠甲维修的优点,但换热能力相对较差,螺栓设计裕量较小,可能会出现裂纹甚至断裂。因此,在确定第一壁方案时,可根据装置的运行条件和维护要求,选择适合的第一壁连接方案。 展开更多
关键词 托卡马克 第一壁 铠甲 结构评估
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氢同位素在锆合金中的扩散研究进展
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作者 王龙 洪志浩 +4 位作者 王有志 刘子恺 张晓茜 张天广 张龙 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第1期29-40,I0002,共13页
氚,是核电站常见的放射性产物,因原子半径小极易扩散渗透且易被生物体吸收,放射性危害大。压水堆中裂变产生的氚主要经由燃料包壳进入一回路,是氚重要的释放来源。2011年日本福岛事故发生后,氢同位素在锆合金包壳中的扩散研究引发极大... 氚,是核电站常见的放射性产物,因原子半径小极易扩散渗透且易被生物体吸收,放射性危害大。压水堆中裂变产生的氚主要经由燃料包壳进入一回路,是氚重要的释放来源。2011年日本福岛事故发生后,氢同位素在锆合金包壳中的扩散研究引发极大关注。本文概述了近60年氢同位素在锆合金中扩散系数的测量方法,如质谱法、电化学法等,并介绍了主要测试方法的研究进展。研究结果表明,合金元素成分变化、表面氧化物、氢化物形成是影响氢同位素在锆合金中扩散的关键因素。分别探讨了在这些影响因素下氢同位素在锆合金中扩散系数的实验和计算方法。此外,还对未来氢同位素在锆合金中扩散研究的方向进行了讨论,可为先进燃料包壳、耐事故涂层的氚扩散系数测量以及氚渗透风险评价提供参考。 展开更多
关键词 锆合金 氢化锆 氢同位素 扩散
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聚变堆包层球床有效热导率实验研究及数值模拟
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作者 吴琪刚 雷明准 +2 位作者 刘钊 张文浩 徐坤 《核安全》 2025年第2期52-58,共7页
固态增殖包层是聚变堆中以颗粒球床结构实现中子倍增和氚增殖的一种设计,是实现氚自持的重要部件之一。包层球床有效热导率的测量是研究包层释氚温度的重要前提。本文通过实验与数值模拟相结合的方法,开展了包层球床有效热导率的测量及... 固态增殖包层是聚变堆中以颗粒球床结构实现中子倍增和氚增殖的一种设计,是实现氚自持的重要部件之一。包层球床有效热导率的测量是研究包层释氚温度的重要前提。本文通过实验与数值模拟相结合的方法,开展了包层球床有效热导率的测量及预测。在常温下采用Hot-Disk热常数分析仪器测量了方形粒径1 mm的Li_(2)TiO_(3)颗粒球床的热导率,随后结合实验结果标定Li_(2)TiO_(3)颗粒球床在PFC (Particle Flow Code)中的数值模拟参数,同时结合标定的Li_(2)TiO_(3)颗粒接触热阻,预测了不同应变下Li_(2)TiO_(3)颗粒球床在常温下的热导率。研究结果表明,常温条件下的球床热导率偏低,随着球床应变增大,球床的有效导热率逐渐增大。本文可为后续包层球床传热提供参数及指导。 展开更多
关键词 聚变堆 包层球床 热导率 离散元 接触热阻
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可控核聚变技术的生成:能源约束、能源伦理与能源革命
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作者 杨华 《中国矿业大学学报(社会科学版)》 2025年第1期112-127,共16页
由于传统能源使用的困境和气候变化的威胁,人类社会加大了寻求有效解决能源危机的努力。但是,光伏、风电等新能源和新一代核裂变能源由于各自的技术及资源风险,有着极大的不确定性,难以成为能源转型的核心角色。可控核聚变技术经过了几... 由于传统能源使用的困境和气候变化的威胁,人类社会加大了寻求有效解决能源危机的努力。但是,光伏、风电等新能源和新一代核裂变能源由于各自的技术及资源风险,有着极大的不确定性,难以成为能源转型的核心角色。可控核聚变技术经过了几十年的发展,虽然目前仍面临诸多困难,但业已取得若干阶段性成功,已经看到实现技术突破的曙光。可控核聚变技术能量密度高,资源广泛易得,拥有安全性、永续性和环境友好性等诸多潜在益处,是破解人类发展能源瓶颈的颠覆性技术。不过,科学技术是一把双刃剑,可控核聚变技术在力图解决能源供给问题的同时,也可能带来一系列新问题,比如引发新一轮能源技术竞赛、产生新的能源霸权等。由于能源在人类生存与发展中的基础性地位,从能源伦理的角度对可控核聚变技术产生的影响与风险进行前瞻性研判和哲学反思是至关重要的。可控核聚变的成功将动摇“能源的稀缺性原则”,挑战现有能源现实主义,部分消解能源生态末日论的核心观点,将对传统能源哲学产生革命性影响。 展开更多
关键词 可控核聚变 聚变能源 能源哲学 能源伦理 技术创新
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托卡马克聚变装置的关键突破与展望
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作者 武松涛 《科技导报》 北大核心 2025年第12期121-137,共17页
综述了国际托卡马克型核聚变装置的发展、现状及未来展望。阐述了聚变能相对其他能源所具有的安全性高、燃料储量丰富、能量密度高、不会产生二氧化碳等温室气体、环境友好等优势;回顾了托卡马克的发展历程,从20世纪50年代托卡马克概念... 综述了国际托卡马克型核聚变装置的发展、现状及未来展望。阐述了聚变能相对其他能源所具有的安全性高、燃料储量丰富、能量密度高、不会产生二氧化碳等温室气体、环境友好等优势;回顾了托卡马克的发展历程,从20世纪50年代托卡马克概念的提出到如今国际热核聚变实验堆的建造,重点介绍在国际上产生过重要影响成果及取得了重要关键技术突破的著名托卡马克装置,如那些验证了可控核聚变的科学可行性,获得了最高聚变能增益,创造了等离子体三乘积世界纪录,获得最高等离子体温度,发现了重要物理现象、机理与机制、发现或提出了新的或先进的运行模式的托卡马克装置;分析了托卡马克聚变堆尚待解决的诸如燃料循环、氚自持、材料等关键科学与技术挑战;最后展望了聚变堆托卡马克的未来发展方向及聚变能商业化前景。旨在为核聚变研究领域提供参考。 展开更多
关键词 托卡马克 核聚变 聚变能 聚变堆 等离子体 超导
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地球最大核聚变装置的电磁系统完工
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《科技导报》 北大核心 2025年第10期7-8,共2页
2025年4月30日,国际热核聚变实验堆(ITER)组织在其官方网站正式宣布,历经数十年的攻关,这座汇集全球30余国科研力量打造的“人造太阳”取得关键突破:全球规模最大、性能最强的脉冲超导电磁体系统建造完成。ITER装置本质上是一个托卡马... 2025年4月30日,国际热核聚变实验堆(ITER)组织在其官方网站正式宣布,历经数十年的攻关,这座汇集全球30余国科研力量打造的“人造太阳”取得关键突破:全球规模最大、性能最强的脉冲超导电磁体系统建造完成。ITER装置本质上是一个托卡马克型聚变反应装置,目标是在地球上模拟太阳内部的核聚变反应,即将氢的同位素(氘和氚)聚合生成氦原子核,从而释放巨大能量。 展开更多
关键词 托卡马克 ITER 脉冲超导电磁体系统
原文传递
电磁波为核聚变等离子体“充电”
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《科技导报》 北大核心 2025年第13期7-7,共1页
由中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所承担的聚变堆主机关键系统综合研究设施“夸父”(CRAFT)项目取得重要进展。低杂波电流驱动系统是CRAFT项目的重要组成部分,用于驱动和维持托卡马克装置里的环向等离子体电流。2025年6... 由中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所承担的聚变堆主机关键系统综合研究设施“夸父”(CRAFT)项目取得重要进展。低杂波电流驱动系统是CRAFT项目的重要组成部分,用于驱动和维持托卡马克装置里的环向等离子体电流。2025年6月18日,该系统通过专家组测试与验收,全部实现国产化,性能达到国际领先水平。 展开更多
关键词 核聚变 电磁波 低杂波电流驱动系统
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热压烧结Cu-ZrO_(2)合金的组织调控与性能研究
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作者 刘玉浩 陈旭洲 +7 位作者 王子杰 王建豹 王英敏 邓翔 羌建兵 封范 练友运 刘翔 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第3期249-256,共8页
氧化物弥散增强铜合金(ODS-Cu)是未来核聚变装置偏滤器部件的候选热沉材料。采用电弧熔炼和真空雾化法制备的Cu64Zr36非晶粉末与Cu2O和Cu粉一起作为原料混合球磨,球磨粉体在980℃和70 MPa压强下烧结获得相对密度95.5%的Cu-ZrO_(2)合金... 氧化物弥散增强铜合金(ODS-Cu)是未来核聚变装置偏滤器部件的候选热沉材料。采用电弧熔炼和真空雾化法制备的Cu64Zr36非晶粉末与Cu2O和Cu粉一起作为原料混合球磨,球磨粉体在980℃和70 MPa压强下烧结获得相对密度95.5%的Cu-ZrO_(2)合金烧结坯。结合轧制和退火处理调控了合金的组织均匀性,轧制变形量为86%,热处理工艺为475℃退火1 h。退火态合金的室温电导率为87%IACS,室温屈服强度和抗拉强度分别为213 MPa和282 MPa,断后延伸率为20.2%;450℃屈服强度和抗拉强度为分别为125 MPa和159 MPa,断后延伸率为23.2%。提出了含非晶的粉体烧结氧化物的原位形成机制,分析了影响合金组织均匀性与高温稳定性的重要因素。 展开更多
关键词 热压烧结 非晶粉末 氧化物弥散强化铜合金 拉伸性能 电导率
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高能量速率锻造的纯W的组织与性能研究
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作者 石业政 王英敏 +9 位作者 羌建兵 魏明玉 赵婉彤 王子杰 赵晨曦 任颂家 练友运 封范 王建豹 刘翔 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第2期176-182,共7页
纯钨(W)的低温脆性限制了其加工和使用。报道一种高能量速率锻造(HERF)的纯W,该材料兼具低温拉伸塑性与高强度。通过高能球磨制备纯W粉末,采用热压烧结制备烧结块体,随后在1550℃下对烧结坯进行HERF加工,制造了两批样品,其塑性变形量分... 纯钨(W)的低温脆性限制了其加工和使用。报道一种高能量速率锻造(HERF)的纯W,该材料兼具低温拉伸塑性与高强度。通过高能球磨制备纯W粉末,采用热压烧结制备烧结块体,随后在1550℃下对烧结坯进行HERF加工,制造了两批样品,其塑性变形量分别为57%和84%。分析测试了HERF-W的微观组织、密度、硬度、力学性能和热冲击性能。经HERF处理后,烧结W致密度由96%升至接近全致密(>99%),样品晶粒呈薄饼状,沿锻造方向形成强的(111)织构。烧结W和HERF-W样品硬度分别为314 HV和480 HV。HERF-W在150°C时出现11%~14%的拉伸塑变;200℃时抗拉强度>1 GPa,拉伸塑变>12.5%,显著优于工业纯W和部分弥散强化W合金。利用60 k W电子束材料测试平台(EMS-60)在室温下对烧结W和HERF-W进行了瞬态热冲击性能的实验评估,高热负荷加载参数为加速电压120 k V,扫描面积4 mm×4 mm,脉冲宽度1 ms和100次脉冲循环。烧结W的裂纹阈值为220 MW·m^(-2),而HERF-W(84%)裂纹阈值达到330 MW·m^(-2)。 展开更多
关键词 纯W 热压烧结 高能量速率锻造 拉伸性能 抗热冲击性能
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行业资讯
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《传感器世界》 2025年第1期47-47,共1页
国际最大超导磁体动态测试设施建成.2024年12月29日,中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所建设运行的国家重大科技基础设施“聚变堆主机关键系统”子系统“聚变工程堆中心螺管系统”完成首轮测试实验,最大测试电流达到稳态48... 国际最大超导磁体动态测试设施建成.2024年12月29日,中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所建设运行的国家重大科技基础设施“聚变堆主机关键系统”子系统“聚变工程堆中心螺管系统”完成首轮测试实验,最大测试电流达到稳态48 kA,超过47 kA的设计值。实验结果表明,该设施达到总储能406.7 MJ,可用测试磁体内径1500 mm,最高场强12 T,接头电阻0.1 nΩ,全面达到设计指标,成为目前国际尺寸最大、实验条件最完善的大型超导磁体动态性能测试系统。 展开更多
关键词 中国科学院 动态性能测试 测试电流 行业资讯 超导磁体 接头电阻 动态测试 聚变堆
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钨瓦尺寸对W/CuCrZr界面高热负荷行为的影响
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作者 崔诗雨 黄攀 +5 位作者 陈艳宇 韦郑兴 张启航 李前 谌继明 王平怀 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第3期295-300,共6页
以Cu作为中间层,采用浇铸+热等静压的连接工艺制备了具有3种钨瓦尺寸的ITER W/CuCrZr第一壁小模块,对模块进行了15000次4.7 MW·m^(-2)的高热负荷疲劳性能测试,研究了钨瓦尺寸对连接界面高热负荷性能的影响。结果表明,3种钨瓦连接... 以Cu作为中间层,采用浇铸+热等静压的连接工艺制备了具有3种钨瓦尺寸的ITER W/CuCrZr第一壁小模块,对模块进行了15000次4.7 MW·m^(-2)的高热负荷疲劳性能测试,研究了钨瓦尺寸对连接界面高热负荷性能的影响。结果表明,3种钨瓦连接界面都出现了疲劳裂纹,裂纹主要位于靠近界面的钨中;钨瓦尺寸越大,疲劳裂纹萌生和扩展速度越快,但裂纹萌生到一定尺度就趋于稳定;3种尺寸钨瓦均未出现熔化和脱落失效;高热负荷会导致Cu中间层晶粒细化和硬度增加。 展开更多
关键词 第一壁 CUCRZR合金 高热负荷 界面裂纹
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浅谈托卡马克核聚变装置事故分析方法与监管要求
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作者 刘巧凤 潘昕怿 +3 位作者 李春 陈妍 郭超 兰兵 《核安全》 2025年第2期79-87,共9页
事故分析是聚变装置面临的一项关键问题,是核安全监管部门关注的一项重要内容。本文分析总结了美国、欧盟等托卡马克聚变装置TFTR、JET、ITER等事故分析的实践,以及美国能源部和核管理委员会对于聚变装置事故分析的监管要求,提出了我国... 事故分析是聚变装置面临的一项关键问题,是核安全监管部门关注的一项重要内容。本文分析总结了美国、欧盟等托卡马克聚变装置TFTR、JET、ITER等事故分析的实践,以及美国能源部和核管理委员会对于聚变装置事故分析的监管要求,提出了我国核聚变装置的事故分析方法和监管要求的建议。 展开更多
关键词 聚变 事故分析 监管 TFTR JET ITER
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