CN104332185B - 未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，由驱动总成、支撑总成和实验件总成组成；驱动总成，外接于下窗口颈管的底部，为支撑总成和实验件总成提供垂直位移，由支撑桌、驱动器、步进电机、联轴器和螺旋升降机组成；支撑总成，位于下窗口颈管内，由挡板、波纹管、法兰、支撑主轴、辅助支撑组成；实验件总成，位于真空室下偏滤器区域，由偏滤器部件及其支撑体、支撑架以及冷却管组成。本发明可以在开展服役性能实验时，准确地将实验件送至标准的偏滤器位置；若实验件损坏时，能将实验件撤离标准的偏滤器位置，远离等离子体，以不影响正常等离子体放电运行；能适应具有不同结构和技术的偏滤器部件开展服役行为先行实验的要求。

Description

未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台
技术领域
本发明涉及核聚变装置设备技术领域，特别涉及一种未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台。
背景技术
核聚变能研究的目标是为人类提供取之不尽的清洁无污染能源。托卡马克磁约束核聚变被认为是聚变能商业化研究最具前途的途径之一。近几十年来，国内外托卡马克磁约束核聚变能研究取得了非常大的进展，正在向稳态高参数运行的全超导托卡马克实验装置或实验堆的研究进发。每次装置运行参数的显著提高，特别是等离子体的品质的提高，都与偏滤器部件和技术的发展密切相关。
目前，世界上最为先进的偏滤器技术为具有穿管型或平板焊接型结构的W/Cu或CFC/Cu偏滤器技术，采用温度为100℃左右的高压水进行冷却。该种偏滤器结构件已经研制成功，并通过了高热负荷台面实验测试，但它在稳态高参数等离子体放电运行条件下的服役性能还有待考验。该种偏滤器结构对于未来聚变堆而言未必完全适用，如为了提高堆的发电效率，希望提高冷却剂的温度，而水冷却剂的运行温度被限制在300℃左右，因此，有人提出在未来聚变堆中采用氦冷偏滤器。简而言之，在通往聚变能商用化之路上，需要不断提高或研发新的偏滤器技术。偏滤器直接暴露于来自等离子体的高通量粒子流和能量流的轰击中，同时由于等离子体破裂、边界局域模（ELMs）发生、垂直位移事件（VDE）等，偏滤器会受到很大的瞬时热载荷和电磁载荷冲击，导致偏滤器部件可能存在表面烧蚀、融化、裂纹产生和结构破坏等损伤，从而影响偏滤器的性能，严重时甚至会影响到装置的运行安全。因此，从提高新研发偏滤器技术的可靠性及聚变装置运行安全的角度，非常有必要在将新的偏滤器技术大规模应用到装置上之前，开展小模块样件在装置上的服役行为实验研究。这点对未来聚变堆偏滤器部件和技术的研发尤其重要。
EAST、KSTAR等国内外全超导托卡马克核聚变实验装置，具备稳态/长脉冲和高参数等离子体物理实验的能力，为开展在与聚变堆相关的稳态高参数等离子体运行条件下的偏滤器部件服役行为的实验研究提供了可能。
未来聚变堆偏滤器部件在托卡马克实验装置上的先行实验研究的一个关键难点是实验平台的设计。实验平台必须能：（1）开展服役性能实验时，准确地将实验件送至标准的偏滤器位置；（2）若实验件损坏时，能将实验件撤离标准的偏滤器位置，远离等离子体，以不影响正常等离子体放电运行。
发明内容
本发明的目的是为解决上述技术问题，提供一种基于托卡马克实验装置的未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，以满足具有不同结构和技术的偏滤器部件在大规模应用到装置上之前开展服役行为先行实验的要求。
本发明采用的技术方案是：
一种未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：包括有驱动总成、支撑总成和实验件总成；所述的驱动总成，外接于下窗口颈管的底部，为支撑总成和实验件总成提供垂直位移，包括有支撑桌（1）、驱动器（2）、步进电机（3）、联轴器（4）和螺旋升降机（5），驱动器（2）与步进电机（3）连接并置于支撑桌（1）上，步进电机（3）的输出轴通过联轴器（4）与螺旋升降机（5）联接；所述的支撑总成，位于下窗口颈管内，自下至上依次包括有挡板（6）、波纹管（7）、法兰（8）、支撑主轴，其中支撑主轴包括有依次连接的支撑主轴一（9）、支撑主轴二（11）、支撑主轴三（12），支撑主轴的两端分别设有辅助支撑；所述的实验件总成，位于真空室下偏滤器区域，由偏滤器部件及其支撑体（16）、支撑架（15）以及冷却管组成。
所述的未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：所述的支撑主轴一（9）、支撑主轴二（11）的上端均设有上法兰（20）、定位孔（22），支撑主轴二（11）、支撑主轴三（12）的下端均设有下法兰（21）、定位轴（23），用于保证支撑主轴的同轴度；支撑主轴三（12）的上端面上设有两螺纹孔（26）；挡板（6）与波纹管（7）、法兰（8）、支撑主轴一（9）、真空室（17）、下窗口颈管（19）一起构成真空室17所需真空的真空边界。
所述的未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：所述的辅助支撑包括有位于支撑主轴下端的辅助支撑一（10）和位于支撑主轴上端的辅助支撑二（13）、辅助支撑三（14）；辅助支撑在支撑主轴竖直运动时起导向作用，并承受实验平台在运行过程中所受的各种载荷对支撑主轴作用的弯矩；所述的辅助支撑一（10）、辅助支撑二（13）、辅助支撑三（14）中分别设有铜管（24），在支撑主轴竖直运动时有自润滑作用。
所述实验平台的实验件总成，其特征在于：所述的冷却管包括上冷却管（18）、中冷却管和下冷却管（25）；冷却管中的冷却剂根据偏滤器部件及其支撑体（16）的冷却要求不同而不同。
本发明的有益效果是：
本发明在托卡马克装置实验运行过程中，能够方便快速地调节偏滤器实验件竖直方向的位置，具有以下优点：（1）可以开展服役性能实验时，准确地将实验件送至标准的偏滤器位置；（2）若实验件损坏时，能将实验件撤离标准的偏滤器位置，远离等离子体，以不影响正常等离子体放电运行；（3）能适应具有不同结构和技术的偏滤器部件开展服役行为先行实验的要求。
附图说明
图1是偏滤器部件实验平台的结构示意图。
图2是图1的局部结构示意图。
图3是支撑主轴二的上端部结构示意图。
图4是支撑主轴二的下端部结构示意图。
图5是支撑主轴三上端部结构示意图。
图6是辅助支撑一的结构示意图。
图7是辅助支撑二的结构示意图。
图8是辅助支撑三的结构示意图。
图9是支撑主轴一的结构示意图。
附图中符号说明：1支撑桌 2驱动器 3步进电机 4联轴器 5螺旋升降机 6挡板 7波纹管 8法兰 9支撑主轴1 10辅助支撑1 11支撑主轴2 12支撑主轴3 13辅助支撑2 14辅助支撑3 15支撑架 16偏滤器部件及其支撑体 17真空室 18上冷却管 19下窗口颈管 20上法兰21下法兰 22定位孔 23定位轴 24铜管 25下冷却管 26螺纹孔 27法兰。
具体实施方式
下面结合对附图的实施例的描述，给出未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台的具体实施方式。
如图1-9所示，一种未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，包括有驱动总成、支撑总成和实验件总成；驱动总成，外接于下窗口颈管的底部，为支撑总成和实验件总成提供垂直位移，包括有支撑桌1、驱动器2、步进电机3、联轴器4和螺旋升降机5，驱动器2与步进电机3连接并置于支撑桌1上，步进电机3的输出轴通过联轴器4与螺旋升降机5联接；支撑总成，位于下窗口颈管内，自下至上依次包括有挡板6、波纹管7、法兰8、支撑主轴，其中支撑主轴包括有依次连接的支撑主轴一9、支撑主轴二11、支撑主轴三12，支撑主轴的两端分别设有辅助支撑；所述的实验件总成，位于真空室下偏滤器区域，由偏滤器部件及其支撑体16、支撑架15以及冷却管组成。
支撑主轴一9、支撑主轴二11的上端均设有上法兰20、定位孔22，支撑主轴二11、支撑主轴三12的下端均设有下法兰21、定位轴23，用于保证支撑主轴的同轴度；支撑主轴三12的上端面上设有两螺纹孔26；挡板6与波纹管7与法兰8、支撑主轴一9、真空室17、下窗口颈管19一起构成真空室17内所需真空的边界。
辅助支撑包括有位于支撑主轴下端的辅助支撑一10和位于支撑主轴上端的辅助支撑二13、辅助支撑三14；辅助支撑在支撑主轴竖直运动时起导向作用，并承受实验平台在运行过程中所受的各种载荷对支撑主轴作用的弯矩；所述的辅助支撑一10、辅助支撑二13、辅助支撑三14中分别设有铜管24，在支撑主轴竖直运动时有自润滑作用。
冷却管包括上冷却管18、中冷却管和下冷却管25；冷却管中的冷却剂根据偏滤器部件及其支撑体16的冷却要求不同而不同。
实验平台工作前，其安装过程分成两部分进行，真空室内部安装和真空室外部安装。
真空室内部安装：将下冷却管25从支撑主轴一9内部穿过；将支撑主轴一9和支撑主轴二11经中窗口抬入真空室17，使支撑主轴二11下部的下法兰21上的定位轴23插入支撑主轴一9上部的上法兰20的定位孔22中并用螺栓连接上、下法兰20、21，同时，抬入两根中冷却管，焊接支撑主轴二11两侧的中冷却管和下冷却管25；将支撑主轴三12和上冷却管18经中窗口抬入真空室17，使支撑主轴三12下部的下法兰21上的定位轴23插入支撑主轴二11上部的上法兰20的定位孔22中并用螺栓连接上、下法兰20、21，同时，焊接上冷却管（18）和中冷却管；将支撑架15下部与支撑主轴三12上部用螺栓经螺纹孔26连接，并用螺栓连接支撑架15上部与偏滤器部件支撑体16下部，同时，焊接上冷却管18和偏滤器部件及其支撑体16的下部；经真空室17中窗口抬入辅助支撑二13，其上部焊接在真空室17上，下部用螺栓固定，此时，支撑主轴三12正好位于辅助支撑二13的铜管24中，辅助支撑二13中平面与下窗口颈管19中平面重合；将辅助支撑三14的两端焊接在真空室17上，中间用螺栓固定，此时，支撑主轴三12也正好位于辅助支撑三14的铜管24中，辅助支撑三14与辅助支撑二13为垂直布置。
真空室内部安装完毕后，使支撑主轴、冷却管、偏滤器部件及其支撑体16以及支撑架15等整个悬挂在辅助支撑三14上。
真空室外部安装：用联轴器4分别连接螺旋升降机5和步进电机3的输出轴，然后，将螺旋升降机5、步进电机3和驱动器2用螺栓固定于支撑桌1上；使支撑主轴一9穿过法兰8的中间孔，并用螺栓把法兰8固定在EAST下窗口的下部；螺栓连接波纹管7上部法兰与法兰8；焊接支撑主轴一9和挡板6，同时焊接挡板6和波纹管7的下部；焊接支撑主轴一9和法兰27；抬起支撑主轴一9下法兰，移动支撑桌1使螺旋升降机5主轴上的法兰正好位于支撑主轴一9下法兰的下部，放下支撑主轴一9，螺栓连接支撑主轴一9下部法兰27和螺旋升降机5上部法兰。
其工作过程是：将驱动器2连接电源，步进电机3输出轴旋转进而通过联轴器4带动螺旋升降机5主轴升降，借助法兰的作用，螺旋升降机5主轴升降又带动支撑主轴9、11和12竖直运动，这样，实现了偏滤器部件及其支撑体16的直线往复运动。
尽管上面对本发明说明性的具体实施方式进行了描述，以便于本技术领域的技术人员理解本发明，但应该清楚，本发明不限于具体实施方式的范围，对本技术领域的普通技术人员来讲，只要各种变化在所附的权利要求限定和确定的本发明的精神和范围内，这些变化是显而易见的，一切利用本发明构思的发明创造均在保护之列。

Claims (4)

1.一种未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：包括有驱动总成、支撑总成和实验件总成；所述的驱动总成，外接于下窗口颈管的底部，为支撑总成和实验件总成提供垂直位移，包括有支撑桌（1）、驱动器（2）、步进电机（3）、联轴器（4）和螺旋升降机（5），驱动器（2）与步进电机（3）连接并置于支撑桌（1）上，步进电机（3）的输出轴通过联轴器（4）与螺旋升降机（5）联接；所述的支撑总成，位于下窗口颈管内，自下至上依次包括有挡板（6）、波纹管（7）、法兰（8）、支撑主轴，其中支撑主轴包括有依次连接的支撑主轴一（9）、支撑主轴二（11）、支撑主轴三（12），支撑主轴的两端分别设有辅助支撑；所述的实验件总成，位于真空室下偏滤器区域，由偏滤器部件及其支撑体（16）、支撑架（15）以及冷却管组成。
2.根据权利要求1所述的未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：所述的支撑主轴一（9）、支撑主轴二（11）的上端均设有上法兰（20）和定位孔（22），支撑主轴二（11）、支撑主轴三（12）的下端均设有下法兰（21）和定位轴（23），支撑主轴三（12）的上端面上设有两螺纹孔（26）。
3.根据权利要求1所述的未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：所述的辅助支撑包括有位于支撑主轴下端的辅助支撑一（10）和位于支撑主轴上端的辅助支撑二（13）和辅助支撑三（14）；所述的辅助支撑一（10）、辅助支撑二（13）、辅助支撑三（14）中分别设有铜管（24），在支撑主轴竖直运动时有自润滑作用。
4.根据权利要求1所述未来聚变堆偏滤器部件服役性能的先行实验平台，其特征在于：所述的冷却管包括上冷却管（18）、中冷却管和下冷却管（25）；冷却管中的冷却剂根据偏滤器部件及其支撑体（16）的冷却要求不同而不同。
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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106767973B (zh) * 2017-01-09 2020-07-10 华中科技大学 一种用于聚变堆tbm测试模块安装的真空室接口结构
CN109256224B (zh) * 2018-10-30 2022-04-22 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于聚变堆的等离子体与材料相互作用测试平台
CN112304586B (zh) * 2020-10-19 2023-03-14 中国科学院合肥物质科学研究院 一种east偏滤器阻力特性测试及吹扫效率试验系统及方法

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59220670A (ja) * 1983-05-30 1984-12-12 株式会社日立製作所 核融合炉ダイバ−タ
JPH07140275A (ja) * 1993-11-19 1995-06-02 Toshiba Corp 核融合装置の補修方法およびその装置
JP3248044B2 (ja) * 1994-07-22 2002-01-21 株式会社日立製作所 核融合炉用プラズマ緊急停止装置
JP3357766B2 (ja) * 1995-07-24 2002-12-16 日本原子力研究所 核融合炉の遠隔保全装置
JPH0990071A (ja) * 1995-09-21 1997-04-04 Japan Atom Energy Res Inst 核融合装置の安全装置
EP1063871A1 (en) * 1999-06-24 2000-12-27 European Community Divertorfiltering element for a tokamak nuclear fusion reactor, divertor employing the filtering element and tokamak nuclear fusion reactor employing the divertor
CN100485819C (zh) * 2006-05-18 2009-05-06 中国科学院等离子体物理研究所 超导托卡马克核聚变装置真空室的窗口颈管结构
CN101013610A (zh) * 2007-01-29 2007-08-08 中国科学院等离子体物理研究所 稳态托卡马克偏滤器冷却热沉
CN101510451B (zh) * 2009-03-30 2011-11-30 中国科学院等离子体物理研究所 托卡马克真空室内诊断器件的可移动保护机构
CN201549241U (zh) * 2009-09-10 2010-08-11 中国科学院等离子体物理研究所 超导托卡马克装置偏滤器部件的联接结构
US20110170649A1 (en) * 2010-01-11 2011-07-14 Kotschenreuther Michael T Magnetic confinement device with aluminum or aluminum-alloy magnets
CN102563296B (zh) * 2011-12-30 2014-05-07 中国科学院等离子体物理研究所 一种低温、真空、强电磁环境下的可滑动支撑
CN103440883B (zh) * 2013-08-20 2015-12-23 中国科学院合肥物质科学研究院 用于核聚变环境下具有六自由度调节功能的部件转运装置
CN103824602B (zh) * 2014-02-08 2016-08-17 中国科学院等离子体物理研究所 一种用于核聚变装置的可拆卸轨道连接机构
CN203760089U (zh) * 2014-02-08 2014-08-06 中国科学院等离子体物理研究所 一种具有适应不同等离子体位型灵活性的偏滤器集成结构
CN103818689B (zh) * 2014-02-11 2016-04-06 中国科学院等离子体物理研究所 一种用于核聚变装置包层转运的机构

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