摘要
为早日实现聚变能商业应用，国内众多科学家正在设计研发中国聚变工程实验堆(ChinaFusionEngineeringTestReactor,CFETR)，其改进的设计方案聚变功率达到1GW，偏滤器靶板的稳态热流将高达数十MW/m2，对偏滤器提出了极高的要求。依据新的设计方案，本文对CFETR的先进偏滤器位形进行了放电模拟，获得偏滤器靶板热流分布，并对Monoblock钨靶板进行了温度场分析。另外，由于J-TEXT装置是国内仅有的中型带铁芯托卡马克装置，可以开展放电破裂不稳定性实验研究，拟采用TSC程序对该装置放电破裂进行模拟，并与破裂放电数据进行对比，在此基础上再对扰动场线圈开展电磁结构耦合分析。主要研究工作总结如下： （1）采用TSC程序对CFETR装置先进偏滤器位形等离子体放电方案开展数值模拟，获得的等离子体电流等主要参数与方案设计参数符合较好。通过调整线圈电流得到了下单零偏滤器位形、准雪花偏滤器位形两种先进偏滤器位形，并获得了两种偏滤器位形的伏秒数消耗即下单零和准雪花位形在70s等离子体电流为13.51MA、13.64MA，总伏秒数消耗分别是256.94V·S、255.77V·S。 （2）在两种先进偏滤器位形模拟放电基础上，在TSC程序中添加CFETR偏滤器靶板，调整最外封闭磁面以外的等离子体沿着磁力线打击到偏滤器靶板上。模拟得到了两种偏滤器位形放电下的靶板热流分布，重点分析了放电平顶阶段偏滤器靶板热流分布及峰值大小，并对两种位形的热流分布进行了比较。在ANSYS/FLUENT程序中通过UDF的方式将TSC计算的准雪花偏滤器靶板热流，施加Monoblock串靶板模型上，获得了偏滤器靶板温度场分布，结果表明，在热载荷集中部位，钨块表面最高温度为1911.85℃，铬锆铜管和无氧铜夹层温度最高分别是620.45℃、705.05℃，均已超出材料的稳态最高温度。 （3）使用TSC程序对J-TEXT装置等离子体放电破裂进行模拟，根据实验数据设置放电参数，模拟结果与实验数据吻合较好。在此基础上，将破裂时期放电数据导入ANSYS扰动场线圈三维计算模型中，进行电磁结构耦合分析，结果表明线圈受到的电磁力为60.47N，线圈最大结构应力为2.86MPa，满足线圈许用应力要求。 论文研究结果对CFETR先进偏滤器位形放电物理方案设计以及靶板表面热载荷的评估具有重要参考价值，对J-TEXT装置放电破裂条件下部件结构上的电磁载荷分析具有参考意义。
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