多工況下ITER中心螺管饋線系統(tǒng)的優(yōu)化設(shè)計與動力分析.pdf

1、國際熱核聚變實驗堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)的目標，是通過多國合作，研制一個可以自持燃燒的托卡馬克可控核聚變實驗裝置，用來驗證熱核聚變反應堆的技術(shù)科學性、工程可行性和運行可靠性，為和平、安全利用聚變能進行科學探索和研究。中心螺管磁體線圈的饋線系統(tǒng)，是負責完成向中心螺管磁體線圈傳輸電流、提供冷卻介質(zhì)和進行運行診斷控制等任務(wù)，是超導電纜、冷卻管和診斷線纜進出裝

2、置的通道。該饋線系統(tǒng)的設(shè)計、制造的質(zhì)量，對于中心螺管磁體、乃至整個ITER裝置能否正常運行，起著十分重要的作用。 本課題是來源于國家重點基礎(chǔ)研究發(fā)展規(guī)劃973項目“國際科技合作重點項目計劃”課題，和973項目“ITER超導饋線系統(tǒng)的設(shè)計與預研”課題。課題研究的重點，針對ITER裝置關(guān)鍵部件--中心螺管磁體饋線系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)進行了系統(tǒng)、深入的分析研究，建立了一套多工況(靜力、電磁、振動等工況)下饋線系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的優(yōu)化設(shè)計方法。通過優(yōu)化設(shè)計

3、、有限元數(shù)值仿真分析、結(jié)構(gòu)動態(tài)力學分析和實驗，優(yōu)化該饋線系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)參數(shù)，驗證所設(shè)計結(jié)構(gòu)的可靠性，為ITER裝置的工程設(shè)計、制造和建設(shè)提供合理和準確的結(jié)構(gòu)參數(shù)和依據(jù)。 本課題論文的研究內(nèi)容和創(chuàng)新點如下： 首先,對CS饋線系統(tǒng)中的S彎盒、CTB盒的矩形板加強筋的間距、設(shè)置加強筋后的組合截面慣性距進行了設(shè)計，并計算與校核了該組合截面的彎曲應力和薄膜應力。在基于工程和物理性能的要求下，對CS饋線系統(tǒng)中的S彎盒、CTB盒、In-d

4、uct直線段管、超導母線S形彎曲的結(jié)構(gòu)等進行了數(shù)學建模、結(jié)構(gòu)設(shè)計、強度分析和結(jié)構(gòu)參數(shù)優(yōu)化，得到結(jié)構(gòu)滿足強度條件下的最佳結(jié)構(gòu)形式和結(jié)構(gòu)參數(shù)。 其次,在In-duct直線段管優(yōu)化分析的基礎(chǔ)上，推導出在小撓度求解條件下薄殼線性穩(wěn)定的基本方程。然后，依據(jù)能量準則的有限元穩(wěn)定性判據(jù)、屈曲點臨界載荷特征值的計算原理，對直線段管進行屈曲數(shù)值分析比較，得出模型的不同壁厚與臨界屈曲載荷的關(guān)系曲線，并分析出最佳結(jié)構(gòu)形式不同工況下的各階屈曲模態(tài)變形圖

5、和相對應的臨界載荷，得出了設(shè)置支撐以后的工況對于結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性能有很大提高的結(jié)論，并驗證了該結(jié)構(gòu)在正常工況和故障狀態(tài)下均不會發(fā)生失穩(wěn)現(xiàn)象。 再次，基于結(jié)構(gòu)振動特征值分析理論、振型分解理論、地震反應譜理論，文章先后對饋線系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)進行了模態(tài)分析、地震譜響應分析、地震時程分析，獲得地震激勵下結(jié)構(gòu)響應的極值情況，和結(jié)構(gòu)各點的位移、加速度和應力等的響應隨時間變化的時程曲線。通過地震譜響應分析和地震時程分析兩種結(jié)果數(shù)值的比較和分析，驗證了在地

6、震激勵下CS饋線系統(tǒng)各個結(jié)構(gòu)的安全性能。 最后，根據(jù)相似比理論、《建筑抗震設(shè)計規(guī)范》和《核電廠抗震設(shè)計規(guī)范》，本著滿足實驗相似模型與電纜原型結(jié)構(gòu)之間的幾何、物理、邊界條件、動力平衡、運動初始條件相似等的要求原則，并考慮地震模擬振動臺承載能力、安裝尺寸限制等方面的條件，本課題討論了實驗模型的設(shè)計、實驗方案和實驗目標的確定，對超導電纜相似模型進行不同強度的地震動模擬激勵實驗，獲得結(jié)構(gòu)的動力特性參數(shù)，和結(jié)構(gòu)的加速度、位移和應變響應情況