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7 篇 学位论文
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10 篇 工学
- 10 篇 核科学与技术
- 1 篇 计算机科学与技术...
- 1 篇 软件工程

主题

10 篇 聚变工程实验堆
1 篇 水冷包层
1 篇 等离子体堆芯
1 篇 软件设计
1 篇 电源控制系统
1 篇 超导磁体系统
1 篇 超声波
1 篇 热负荷
1 篇 真空泄压阀
1 篇 等离子体
1 篇 极向超导磁体
1 篇 等离子体物理
1 篇 安全评估
1 篇 钨铜偏滤器
1 篇 无损检测
1 篇 低温系统
1 篇 杜瓦泄压装置
1 篇 数据库
1 篇 托卡马克
1 篇 核能安全

机构

6 篇 中国科学院大学
2 篇 中国科学技术大学
1 篇 中国科学院等离子...
1 篇 中科院等离子体物...

作者

2 篇 宋云涛
1 篇 曾勤
1 篇 汪震
1 篇 罗志仁
1 篇 吴宜灿
1 篇 冯汉升
1 篇 陆坤
1 篇 李建刚
1 篇 万元熙
1 篇 常胜平
1 篇 汪晖
1 篇 庄明
1 篇 何欣
1 篇 王子鹏
1 篇 成晓曼
1 篇 蒋洁琼
1 篇 武松涛
1 篇 王明煌
1 篇 万宝年
1 篇 倪木一

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10 篇 中文

检索条件"主题词=聚变工程实验堆"

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中国聚变工程实验堆双功能液态铅锂包层初步中子学设计与分析

中国聚变工程实验堆双功能液态铅锂包层初步中子学设计与分析

引用

第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第三届核能软件自主化研讨会

作者：廉超倪木一李敏曾勤蒋洁琼王明煌吴宜灿 FDS团队中国科学技术大学

中国聚变工程实验堆定位为介于国际热核聚变反应堆(ITER)与聚变演示堆(DEMO)之间的综合实验平台,主要用于开展堆芯燃烧等离子体物理、工程技术、材料与部件、氚自持等实验与测试,以解决建造DEMO的关键工程技术问题。包层作为聚变堆最重... 详细信息

中国聚变工程实验堆定位为介于国际热核聚变反应堆(ITER)与聚变演示堆(DEMO)之间的综合实验平台,主要用于开展堆芯燃烧等离子体物理、工程技术、材料与部件、氚自持等实验与测试,以解决建造DEMO的关键工程技术问题。包层作为聚变堆最重要的部件之一,主要有以下功能:(1)能量转换,将聚变能转换成热能;(2)氚增殖,利用聚变反应产生的高能中子与氚增殖材料反应产氚;(3)屏蔽辐射与高温,保护包层外部超导线圈。按照中国聚变工程实验堆总体设计的要求,中科院核能安全技术研究所·FDS团队设计了一种优化的双功能液态铅锂包层方案,采用小模块化设计,便于包层安装与拆卸。利用FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模程序MCAM4.8,建立了十六分之一扇面的三维精确中子学模型,并利用大型集成多功能中子学计算与分析软件系统Visualbus4.2和混合评价核数据库HENDL3.0,对包层的中子屏蔽能力,氚增殖性能,材料活化等开展了计算分析工作。得到不同包层模块对氚增殖的贡献,核热沉积随包层厚度的变化,增殖区厚度对氚增殖率的影响,及不同材料的中子屏蔽性能等结果。通过优化,给出一种在满足中子屏蔽条件下,TBR≥1.20的包层中子学方案。

关键词：聚变工程实验堆液态铅锂包层中子学

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中国聚变工程实验堆CFETR低温系统需求

中国聚变工程实验堆CFETR低温系统需求

引用

第十二届全国低温工程大会

作者：冯汉升庄明宋云涛陆坤中科院等离子体物理研究所合肥 230031

中国聚变工程实验堆(CFETR)主机已经完成工程概念设计,采用全超导托卡马克方案,低温系统是保障实验堆正常运行的必要子系统之一.本文根据实验堆主机的设计模型,总结了低温热负荷的主要分布与当量,超导磁体系统具有12.4kW@4.2K的静态热... 详细信息

中国聚变工程实验堆(CFETR)主机已经完成工程概念设计,采用全超导托卡马克方案,低温系统是保障实验堆正常运行的必要子系统之一.本文根据实验堆主机的设计模型,总结了低温热负荷的主要分布与当量,超导磁体系统具有12.4kW@4.2K的静态热负荷以及最大23kW@4.2K的动态热负荷,是低温系统的热负荷最大用户;低温泵因其快速的再生周期,热负荷也超过10kW@4.5K,各个部件总体热负荷使低温系统当量制冷量达到80kW@4.5K.本文采用三套27kW@4.5K制冷机并联运行方案,提出了低温系统设计的基本功能和磁体失超氦气泄放的冷存储要求.

关键词：聚变工程实验堆低温系统热负荷磁体失超氦气泄放

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中国聚变工程实验堆CFETR超导磁体系统设计

中国聚变工程实验堆CFETR超导磁体系统设计

引用

第十二届全国低温工程大会

作者：宋云涛武松涛李建刚万元熙万宝年中国科学院等离子体物理研究所安徽合肥230031

中国聚变工程实验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)是在吸收消化ITER设计基础上,并借鉴了EAST、ITER及等离子体所多年托卡马克聚变装置主机设计经验,开展我国聚变工程实验堆工程概念设计.先进磁约束聚变装置设计的关键技... 详细信息

中国聚变工程实验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)是在吸收消化ITER设计基础上,并借鉴了EAST、ITER及等离子体所多年托卡马克聚变装置主机设计经验,开展我国聚变工程实验堆工程概念设计.先进磁约束聚变装置设计的关键技术,进行聚变堆的集成设计及其关键技术的研发,对于中国完全掌握设计和建造下一代聚变堆的技术有着重要战略意义。CFETR超导磁体系统包括环向场磁体、极向场磁体、中心螺管磁体和校正场磁体。本文对CFETR装置纵场、中心螺管以及极向场超导磁体系统进行了系统概念设计工作，中心场强5.0T，纵场最高场强10.8T，中心螺管最高提供160伏秒，优化设计的极向场超导磁体系统可以同时实现ITER-like,Snowflake和Super-X三种偏滤器位形等离子体运行模式，有效的解决了等离子体多位形控制问题，对于未来聚变堆的工程设计及建造有着重要的意义。

关键词：聚变工程实验堆超导磁体系统结构设计等离子体位形控制

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多功能聚变工程实验堆堆芯方案初步设计与分析

多功能聚变工程实验堆堆芯方案初步设计与分析

引用

作者：汪晖中国科学院大学

学位级别：硕士

聚变能被普遍认为是一种清洁的能源，聚变裂变混合堆也是一个解决未来能源问题的有效途径，但一般认为在利用聚变能之前，需要一个聚变工程实验堆对相关工程问题进行研究测试。中科院核能安全技术研究所·FDS团队提出了多功能聚变... 详细信息

聚变能被普遍认为是一种清洁的能源，聚变裂变混合堆也是一个解决未来能源问题的有效途径，但一般认为在利用聚变能之前，需要一个聚变工程实验堆对相关工程问题进行研究测试。中科院核能安全技术研究所·FDS团队提出了多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)的概念，用于验证聚变和混合示范堆相关技术，同时还可为未来聚变或聚变裂变混合堆中所需的材料和关键技术提供一个良好的实验平台，为相关技术的发展奠定基础。\n 本文首先从物理、工程特点和经济性等方面深入调研分析了三种常见聚变装置常规托卡马克、球形托卡马克、磁镜的特点和优劣，分析认为常规托卡马克具有物理、工程基础成熟，聚变增益（Q值）高的优点;球形托卡马克作为体中子源用于部件测试或混合堆驱动器在不久的未来是可能的，而且与常规托卡马克相比有成本低的优点;磁镜位形简单、比压高的特点使其非常适于作为点中子源，其易于稳态运行的特点也使其作为混合堆堆芯有很大潜力，但仍需解决很多相关问题。\n 然后，针对FDS-MFX的特点和要求，对三种装置用作FDS-MFX的聚变堆芯的适用性和前景做了评估，发现常规托卡马克和球形托卡马克是FDS-MFX未来比较可行的堆芯方案，尽管还有一些关键问题有待解决。\n 最后，利用FDS团队开发的聚变反应堆设计参数优化与经济性分析软件SYSCODE分别对基于常规托卡马克和球形托卡马克的两种聚变堆芯进行了初步设计和分析。对于常规托卡马克，给出了一个基于ITER物理设计基础的堆芯初步设计方案，评估了其可行性，并用托卡马克模拟程序(TSC)进行了等离子体平衡计算和放电模拟，结果表明设计方案初步可行。对于球形托卡马克，分析了各设计参数的影响关系，给出了初步设计，并从工程角度初步分析了中心导体柱的技术可行性。

关键词：聚变工程实验堆混合堆等离子体堆芯等离子体物理核能安全

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CFETR水冷包层热工设计与热工安全研究

CFETR水冷包层热工设计与热工安全研究

引用

作者：成晓曼中国科学院大学

学位级别：博士

中国聚变工程实验堆CFETR是国际热核聚变实验堆ITER和未来聚变DEMO之间的桥梁，主要目标是实现第一阶段200MW到第二阶段1.5GW的聚变功率，稳态或长脉冲运行达到0.3-0.5的运行因子并实现氚自持。水冷包层是CFETR的候选包层概念之一，承... 详细信息

中国聚变工程实验堆CFETR是国际热核聚变实验堆ITER和未来聚变DEMO之间的桥梁，主要目标是实现第一阶段200MW到第二阶段1.5GW的聚变功率，稳态或长脉冲运行达到0.3-0.5的运行因子并实现氚自持。水冷包层是CFETR的候选包层概念之一，承担着实现氚自持的重任，同时还需排出热量并转化能量，为聚变堆内部件提供屏蔽。从热工水力学的角度，包层在稳态运行时，应高效排出氚增殖反应产生的核热以及高温等离子体的辐射热流，使各部分材料温度在允许范围内，同时出口冷却剂温度尽可能高，以实现较高的能量转化效率，演示发电;在事故情况下，包层需有效排出衰变热，防止相关部件和结构超温超压，保证安全防御屏障的完整性，包容放射性，确保人员和环境安全。因此，水冷包层热工设计与热工安全研究至关重要。本论文从包层模块到包层扇段再到包层主传热系统，从不同级别和层面上逐步进行了热工设计和安全研究。\n 对过热蒸汽水冷包层模块，在结构设计基础上，根据包层热工设计目标设计了冷却剂流动方案，自主开发了热工计算程序。应用该程序计算了过热蒸汽水冷包层在不同功率水平下的各热工参数，通过计算结果分析，优化了包层结构，验证了过热蒸汽水冷包层概念的稳态热工可行性。\n 对压力水冷包层模块，开展了初步热工安全分析，运用系统分析程序RELAP5建立包层模块节点化模型，以稳态计算结果为初始化条件，模拟了等离子体脉冲运行和三种典型事故（真空室内失水事故、包层内失水事故和真空室外失水事故）情况，计算结果表明各热工参数如温度和压力等均满足安全限值，初步验证了压力水冷包层的安全性。\n 基于CFETR水冷包层扇段划分，设计了典型包层扇段供水管道系统。运用RELAP5建立扇段各包层模块及供水管道模型，并充分考虑各包层模块与管道差异，根据计算结果，提出扇段划分和管线设计的改进方案，以使温度和流量分配更均匀，同时系统压降更合理，并对未来CFETR包层扇段设计提出建议。\n 在模块和扇段分析基础上，设计了水冷包层主传热系统。该系统分为两个独立且相同的回路，运用RELAP5建立了一个回路的节点化模型。在稳态基础上，通过分析系统在高热流瞬态、失流事故、真空室内失水事故、包层内失水事故和真空室外失水事故下的系统瞬态响应评估了水冷包层主传热系统的热工安全性，结果发现在失水事故情况下防御屏障的安全仅能维持有限的时间，并提出了对应的缓解措施。\n 本论文为CFETR水冷包层模块、扇段、主传热系统优化设计和分析，以及相关安全设施和缓解措施的设计提供了基础和参考;有利于理解CFETR在包层及相关系统设计上与现有聚变堆ITER的区别，以及在热工设计与热工安全方面面临的挑战，具有重要的意义。

关键词：聚变工程实验堆水冷包层热工设计安全评估

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CFETR极向超导磁体导体稳定性分析与研究

CFETR极向超导磁体导体稳定性分析与研究

引用

作者：何欣中国科学技术大学

学位级别：硕士

中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主研究设计的新型超导托卡马克装置，旨在充分弥补ITER和DEMO之间的科学技术差距，开展聚变堆关键技术的测试，对未来实现商用聚变堆的设计和建造有重要意义。CFETR极向场磁体是堆内磁体系统的核心部... 详细信息

中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主研究设计的新型超导托卡马克装置，旨在充分弥补ITER和DEMO之间的科学技术差距，开展聚变堆关键技术的测试，对未来实现商用聚变堆的设计和建造有重要意义。CFETR极向场磁体是堆内磁体系统的核心部件，对控制等离子体位置形状起重要作用。为确保极向场系统稳定运行，并为极向场导体优化提供依据，本文对极向场超导磁体导体稳定性相关问题进行了较为详细的分析与研究。\n 本文首先应用ANSYS分别对CFETR三种偏滤器平衡位形下的磁体系统进行了二维及三维电磁分析，并对极向场线圈进行重点研究，得到了三种平衡位形下CFETR超导磁体系统整体以及各极向场线圈磁场和电磁力的分布情况及大小。在三维电磁分析的基础上对极向场磁体进行了电磁结构耦合分析，得到了各极向场线圈及相关部件的应力及形变量分布。上述所得结果均满足设计要求并为后续导体稳定性分析提供了必需的加载数据。然后重点应用数值模拟计算程序GANDALF对CFETR极向场磁体铠装超导导体进行了稳定性分析，给出了各导体在典型机械和电磁扰动下其稳定性裕度、最小失超能量、温度裕度的计算结果，并研究导体的稳定性裕度、分流温度随工作电流和磁场强度变化的规律及导体的失超特性。\n 此外，CFETR的磁体系统处于随时间变化的磁场中，超导体产生的交流损耗为影响导体稳定性的重要因素，本文对极向场导体在不同外磁场变化率下的交流损耗进行了计算，研究了导体各级绞缆扭距变化对其交流损耗的影响，最后对考虑交流损耗影响时导体的稳定性问题进行了分析和研究。分析结果表明CFETR极向场磁体导体目前的设计能够充分满足安全裕度的要求。

关键词：聚变工程实验堆极向超导磁体导体稳定性托卡马克

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CFETR杜瓦泄压装置概念设计与分析研究

CFETR杜瓦泄压装置概念设计与分析研究

引用

作者：汪震中国科学院大学

学位级别：硕士

CFETR（中国聚变工程实验堆）是我国自主设计的托卡马克核聚变装置，物理和工程参数介于ITER和DEMO之间，这对我国未来实现商业核聚变堆具有重要意义。作为CFETR聚变堆装置的关键系统之一，杜瓦包封了整个托卡马克主机，为超导磁体系统... 详细信息

CFETR（中国聚变工程实验堆）是我国自主设计的托卡马克核聚变装置，物理和工程参数介于ITER和DEMO之间，这对我国未来实现商业核聚变堆具有重要意义。作为CFETR聚变堆装置的关键系统之一，杜瓦包封了整个托卡马克主机，为超导磁体系统和冷屏系统提供一个真空隔热环境，隔离来自外界的热负荷。除此之外，杜瓦系统必须承受外部压力载荷、各种工况下来自杜瓦自身和托卡马克主机所有部件的自重及电磁载荷，同时还为内部部件与外部系统提供连接和维护通道。本文提出了两种杜瓦结构设计方案，并对杜瓦系统载荷工况进行了分析，同时利用有限元方法进行杜瓦结构分析，验证了设计方案的合理性。\n 内部冷却剂泄漏事故是聚变堆安全设计的重要内容，会造成真空室或杜瓦内部压力急剧上升，影响主机运行，损坏内部部件。超压保护系统是杜瓦系统的重要组成部分，为真空室和杜瓦提供超压保护，当其内部压力达到设定压力时，超压系统动作、向外排放介质。泄压装置是超压保护系统中的核心部件，包括爆破片和泄压阀，两者并联工作。泄压阀可以及时向外泄放介质、降低容器内部压力，并可重复利用、避免爆破片频繁更换。\n 首先，基于超压保护系统的设计要求，自主设计了一种新的真空泄压阀，主要由主阀体和压力感受器组成。主阀体结构与电磁阀类似，阀门的密封力由压缩弹簧提供，直流电磁铁组件提供阀瓣的提升力;压力感受器是真空泄压阀的控制机构，核心部件为弹性波纹管，控制电磁线圈的通断电。真空泄压阀接通外部直流电源，一旦入口压力达到设定值，电磁线圈通电、阀门打开，进而实现通过入口压力控制阀门的开闭。\n 然后，在真空泄压阀的概念设计基础上，分析了弹性波纹管的工作特性，建立了阀瓣上升过程中的运动方程，为后期的实验提供参考数据，同时利用经验公式和有限元分析两种方法计算阀瓣在上升过程中所受的电磁力，计算结果表明电磁铁组件满足阀瓣的提升要求。\n 最后，利用CFD方法对真空泄压阀内部流道进行流场分析，获得了泄流介质（水蒸气）的流动状态和基本物理量的分布情况，推断出水蒸气处于亚音速流动。同时，对阀门泄放能力受背压的影响进行研究，得出真空泄压阀的最优设计背压为30kPa，此时的阀门泄流量为0.2kg/s。真空泄压阀CFD分析结果为后期的优化设计和实验提供参考数据。

关键词：聚变工程实验堆杜瓦泄压装置安全设计超压保护系统真空泄压阀

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CFETR TF线圈集成设计系统的搭建与研究

CFETR TF线圈集成设计系统的搭建与研究

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作者：罗志仁中国科学院大学

学位级别：硕士

中国聚变工程实验堆CFETR目前处于概念设计阶段，目标是能够演示聚变能的产生，以及实现燃料循环自持。CFETR设计涉及复杂堆系统结构，而且涉及物理、工程等广泛学科领域，彼此之间相互影响，并构成非常复杂的约束关系。因此，CFETR设... 详细信息

中国聚变工程实验堆CFETR目前处于概念设计阶段，目标是能够演示聚变能的产生，以及实现燃料循环自持。CFETR设计涉及复杂堆系统结构，而且涉及物理、工程等广泛学科领域，彼此之间相互影响，并构成非常复杂的约束关系。因此，CFETR设计需要一套系统设计软件来进行优化。CFETR设计软件的集成虽具有极大潜力，但也面临着许多技术难关，例如在工程软件的集成中，需要将关联度低兼容性差的各个工程软件集成在一起，建立参数化模型，搭建设计流程并实现设计系统的自动运行和优化。由此，本课题应运而生，以探索工程软件集成的可操作性、最终实现设计系统的自动运行和优化为目的，针对CFETR装置的TF线圈模块展开试验性集成设计系统的搭建。　　在TF模块的集成设计系统搭建过程中，将之分为物理计算子模块（FORTRAN子模块）、三维模型子模块（CATIA子模块）和工程分析子模块（ANSYS子模块）。主要内容为确定TF线圈的D形曲线，建立参数化三维模型和精简参数，完成有限元分析。完成各个子模块的设计内容后再将它们组装集成起来形成完整的设计系统。　　经过自动优化的测试后，成功实现了TF模块的集成设计系统。证明了工程软件集成的可行性，并为后续其他装置部件模块的流程搭建提供了重要指导意义。

关键词：聚变工程实验堆 TF线圈集成设计系统软件设计功能模块

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EAST极向场数据采集系统优化及数据库的设计与实现

EAST极向场数据采集系统优化及数据库的设计与实现

引用

作者：王子鹏中国科学院大学

学位级别：硕士

EAST极向场电源控制系统是一个基于QNX实时操作系统和多层子网架构的分布式实时控制系统，它的可靠稳定的运行对于EAST装置运行的性能与安全、物理实验的成败与效率，具有至关重要的作用。极向场电源控制系统在放电实验过程中会产生大... 详细信息

EAST极向场电源控制系统是一个基于QNX实时操作系统和多层子网架构的分布式实时控制系统，它的可靠稳定的运行对于EAST装置运行的性能与安全、物理实验的成败与效率，具有至关重要的作用。极向场电源控制系统在放电实验过程中会产生大量的控制信号和数据信息，由多个数据采集计算机采集。针对目前的采集系统和数据库系统，如何同步多个采集计算机的触发时刻和采样频率，同时将采集到的数据快速准确的存储下来并且方便查看和管理，为实验人员提供分析电源状态的数据依据，是本论文的主要研究内容。　　本论文在综合了国内外几个典型聚变装置的数据系统发展情况的基础上，结合EAST极向场电源采集系统系统的特点，提出了适合极向场电源内部信号数据的采集优化和数据存储管理系统的总体设计。　　数据采集系统的优化是通过外部的硬件触发和时钟系统来实现的。这个系统的硬件部分主要由单片机、网络芯片、网络接口和各自的外围电路以及供电电路组成。通过对单片机、网络芯片的初始化，UIP网络协议的移植以及输出触发信号和时钟信号程序的编写，本文实现了通过外部触发和时钟来统一多台采集计算机同步触发和采集的功能。数据存储管理系统是以MDSplus为核心建立的，包括模型树、脉冲树的建立，数据的传输和以MDSplus的文件格式存入实验数据库。数据的访问提供了两种方式，包括JScope本地查看和通过MDSip协议远程访问。　　最后，数据采集系统的优化和数据管理系统的设计在实验中得到了验证，为对EAST行准确的运行分析和故障诊断提供了保障。

关键词：聚变工程实验堆极向场电源控制系统数据采集系统数据库

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EAST钨铜偏滤器部件超声无损检测研究

EAST钨铜偏滤器部件超声无损检测研究

引用

作者：常胜平中国科学院大学

学位级别：硕士

近年来，随着EAST辅助加热手段的增加和总功率的不断提高，等离子体参数显著提高，加载到第一壁的热负荷也迅速上升，尤其是偏滤器部件面临更加严峻的考验。2010年，中国科学院等离子体物理研究所启动了W/Cu偏滤器工程，至2014年8月，E... 详细信息

近年来，随着EAST辅助加热手段的增加和总功率的不断提高，等离子体参数显著提高，加载到第一壁的热负荷也迅速上升，尤其是偏滤器部件面临更加严峻的考验。2010年，中国科学院等离子体物理研究所启动了W/Cu偏滤器工程，至2014年8月，EAST上偏滤器部件全部更换成主动水冷的W/Cu面向等离子体部件，热负荷打击点附近更是采用了热移除能力达10MW/m2的ITER穿管型W/Cu部件设计方案，这是世界上首次为ITER W/Cu偏滤器关键工程技术进行实证，也为聚变界研究长脉冲放电条件下等离子体与W相互作用(PWI)奠定了基础。本论文针对EAST W/Cu偏滤器部件研制和生产过程中的质量控制，主要研究了穿管型、平板型W/Cu扩散焊部件及其组装时电子束焊缝的超声检测技术。　　针对穿管型W/Cu部件的无损检测，主要开展了CuCrZr管材折叠缺陷和W/Cu部件两个连接界面焊接质量的超声检测研究。CuCrZr管材的折叠缺陷平行于表面，ITER组织指定的涡流检测方法难以检出此缺陷，为此开展了超声底波衰减检测试验，检测结果与金相分析及CIVA仿真结果相一致，此工作极大的提高了穿管型W/Cu部件的生产合格率。穿管型W/Cu部件的质量控制难点是对小管径弯曲部件内W/Cu和Cu/CuCrZr两个界面的焊接质量的无损检测。在EASTW/Cu偏滤器的研制过程中开发了“旋转+步进”的管内水浸超声检测方法，通过软管驱动探头在管内多次拉拔实现了对两层界面焊接质量的有效检测。在此基础上，通过对穿管型W/Cu部件进行高热负荷试验，进而制定了可靠的超声检测接受标准。　　平板型W/Cu部件是采用热等静压(HIP)的方式将W/Cu片与CuCrZr板材进行扩散连接。CuCrZr板材来料检分两步:首先采用接触式超声检测，以标定灵敏度下6次回波为判据，排除材料内部疏孔;进而，再进行100％水浸超声扫查，排除粗晶引起的“草状”杂波。平板部件W/Cu和Cu/CuCrZr界面检测分别是根据W/Cu界面Φ2mm缺陷和Cu/CuCrZr界面Φ2mm缺陷进行标定检测，为界面的焊接质量提供了保障。另外，针对平板型W/Cu模块内Cu/CuCrZr界面存在弱连接的问题，进行了弱连接界面的线性超声频域信号处理和非线性超声初步分析。　　对于EAST W/Cu偏滤器部件在试验过程中冷却流道电子束焊缝发生泄漏的情况，针对性的进行了电子束管-板焊缝和板-板焊缝超声检测研究。目前，管-板焊缝超声检测系统已建立，在此基础上完成了焊缝熔深＜1.5mm焊缝和泄露焊缝的修复。　　本文针对W/Cu偏滤器部件的质量控制问题，研究开发了多种超声检测技术，在部件研制的过程中建立了合理有效的无损检测体系。同时，根据ITER规范和工程实际，制定了具体可行的检测标准，依此完成部件100％检测，保证了EASTW/Cu偏滤器工程的顺利推进。

关键词：聚变工程实验堆钨铜偏滤器超声波无损检测

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