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RSS2022年 第9卷 第2期
2022, 9(2): 1-18.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.001
摘要:
目的 托卡马克是公认最接近实现未来聚变堆聚变发电的可行方案，然而在实现聚变发电的路上还存在许多物理和工程技术问题。误差场作为托卡马克不可避免的偏离轴承对称的扰动磁场，即便幅值只有纵场大小的十万分之一，也会诱发锁模，引起等离子体储能大幅降低，进一步降低聚变堆核聚变反应率，甚至引起等离子体破裂，损坏装置第一壁，威胁着聚变堆的安全性和经济性。因此，三十多年来一直是托卡马克重点关注的物理问题之一。 方法 回顾了误差场锁模研究历史，梳理了托卡马克误差场四十多年的研究成果，从实验、理论和模拟的角度比较全面地阐述了误差场研究进展。 结果 在阐明误差场研究进展的基础上，指出了目前国际上误差场研究中重点关注且尚未解决的前沿问题。 结论 希望借此推动我国相关研究继续瞄准国际前沿问题取得新的突破，为磁约束核聚变物理知识体系的建立不断贡献出中国力量。
2022, 9(2): 19-25.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.002
摘要:
目的 为了实现受控核聚变，研究解决人类未来能源问题，国际热核聚变反应堆（ITER）计划建设核聚变反应超导托卡马克装置。 方法 简要说明了ITER计划的意义与发展，同时对其电源系统的组成与功能以及主要线圈的变流器电源结构与技术参数进行了针对性介绍。 结果 最后，提出了中国在ITER磁体电源方面的优化设计，以及完成的相关磁体电源采购包任务。 结论 中国通过参与ITER计划科研项目，为国际聚变工程技术发展做出了重要贡献。
2022, 9(2): 26-32.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.003
摘要:
目的 为了保证设备的安全稳定运行，受国际热核实验堆（ITER）组织监管的电力电子设备必须通过相关的磁场抗扰度测试。 方法 以ITER要求为基准，定义了所需测试系统的参数要求，选择方形螺线管线圈和方形三线圈作为研究对象，通过数值计算方法计算出最优性能的结构参数，并使用有限元的方法验证计算的正确性。 结果 对比两种线圈型式，选择功耗较小的螺线管作为最终的结构。然后以此参数为基准，分析了直流暂态的功率拓扑，计算了相关参数，确定了最终电源所需要的性能数据。 结论 研究为ITER高功率磁场抗扰度测试系统的感应线圈及其电源的设计提供了详细的计算过程和设计参考。
2022, 9(2): 33-38.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.004
摘要:
目的 中国聚变工程实验堆（CFETR）失超保护系统转移并消耗失超状态下超导磁体中储存的巨大能量，使其免受损坏。为了满足CFETR失超保护系统的设计需求，文章进行了系统总体设计。 方法 介绍了失超保护系统的基本原理和动作逻辑，分别描述了纵场线圈（TF）失超保护单元以及极向场/中心螺管线圈（PF/CS）失超保护单元的系统设计参数。 结果 对当前所设计的两种不同方案进行分析，主要介绍了失超保护开关的拓扑结构、开关动作逻辑以及其他部件的设计需求。 结论 对于系统总体设计方案，由于成本低、占地少、技术相对成熟且可行性高，电流人工过零关断的机械式直流开关作为首选方案。考虑到良好的发展前景，机械开关和固态开关相结合的混合直流开关作为备选方案。
2022, 9(2): 39-44.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.005
摘要:
目的 中国聚变工程实验堆（CFETR）旨在论证稳态燃烧等离子体的工程可行性。站内110 kV高压供配电系统通过电缆等设备为超导磁体电源和无功补偿系统供电，因此高压电缆的稳定工作对实验的开展至关重要。 方法 电缆正常运行需要考虑金属护层感应电势和环流，在对金属护层接地方式充分调研计算后，确定站内110 kV高压XLPE电缆交叉互联接地。利用ANSYS Maxwell软件对三相电缆进行建模，仿真护层感应电压；最后将仿真结果代入Simplorer所构建的等效电路。 结果 其仿真结果显示护层感应电势和环流满足国家标准要求。 结论 为110 kV电缆护层设计的交叉互联接地方案安全可靠，能够确保电缆长期稳定工作。
2022, 9(2): 45-52.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.006
摘要:
目的 基于中国聚变工程实验堆（CFETR）功率输出特性，在聚变堆最大热功率1.25 GW条件下，提出一种CFETR聚变发电厂概念设计方案。 方法 针对CFETR聚变堆周期性长脉冲输出特性与常规岛设备连续稳定输入需求之间的矛盾，采用储能技术方案以“削峰填谷”的方式实现CFETR聚变发电安全稳定运行。讨论了CFETR聚变水冷与氦冷两种不同包层方案下的储能以及一回路与二回路之间耦合与解耦运行模式的组合方案，并通过方案比较，给出CFETR聚变堆不同包层对应的最佳储能运行组合建议。 结果 结果表明：水冷包层、氦冷包层聚变堆分别对应的最佳组合方案是导热油+解耦储热方案与熔盐+耦合储热方案。 结论 从常规岛侧而言，相对于水冷包层方案，采用氦冷包层方案的CFETR聚变发电厂技术经济性更好。研究提出的CFETR聚变发电厂概念设计方案对后续聚变发电技术研究以及工程设计，具有较高的参考价值。
2022, 9(2): 53-62.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.007
摘要:
目的 中国聚变工程实验堆（CFETR）具有功率周期性输出特性，无法直接满足常规发电设备的稳定连续输入需求，CFETR聚变发电厂需要在核岛和常规岛之间配置针对性的工艺系统。 方法 通过调研光热发电工程应用以及聚变发电相关研究，基于CFETR聚变堆初步预期性能，从储能与补能对比、储能技术类型、储热介质、储热系统方案等方面进行分析讨论。 结果 对于采用水冷包层、氦冷包层的聚变堆，分别推荐配置以氢化三联苯型导热油、Solar salt熔融盐为储热介质的间接式双罐显热储热系统，以保证发电侧系统的稳定连续运行。 结论 上述储能技术方案具备规模化商业应用条件，可为CFETR聚变发电厂的整体设计提供支撑。
2022, 9(2): 63-69.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.008
摘要:
目的 在中国聚变工程试验堆(CFETR)的概念设计过程中，厂区总平面布置意义重大，通过对厂区总平面布置面临的储能系统和布置进行比较，初步探索聚变发电厂厂区总平面的布置方案。 方法 根据聚变发电厂工艺流程、储能技术路线及储热介质的分析、研究，通过组合储能方式和布置形成了四种方案，进行了技术经济对比。 结果 熔融盐储能经济优势突出，但高温腐蚀问题对核电站安全运行影响较大，导热油方案则刚好相反。提出的储能区与核岛、常规岛的三角形布置或串联布置方案均符合总平面布置要求，并且能很好地满足全厂热力系统及储能系统热力运行流向。 结论 储能技术路线及储能区的布置是影响聚变发电厂布置的关键因素，提出的布置方案均能很好地适应新增加的储能系统热力运行，为后续聚变发电厂总平面布置提供参考。
2022, 9(2): 70-76.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.009
摘要:
目的 为了有效地抑制托卡马克电源系统中非特征次谐波对电网的扰动，研究了托卡马克电源系统低频谐波产生的机理。 方法 通过引入一种改进型的开关函数模型，并选取国际热核聚变实验反应堆(ITER)聚变装置为例，结合其相应的参数建立了其对应的交直流等效电路模型，并通过计算和仿真得到对应的输出2次谐波情况。 结果 通过计算得到输出量与输入量的比值稳定因子值几乎趋向于零。 结论 通过这一计算与仿真结果，可以确定整流变压器直流偏磁不会引起系统的谐波不稳定。
2022, 9(2): 77-81.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.010
摘要:
目的 为了实现托卡马克在放电过程中对等离子体位形的实时重建，在对相机标定算法分析的基础上，提出一种基于全连接神经网络的可见光边缘重建算法。 方法 该算法的作用是建立像素坐标系和托卡马克坐标系的对应关系进而实现等离子体可见光边缘重建。 结果 在该算法的基础上引入小样本学习，来对全连接神经网络重建算法做进一步改进。 结论 实验结果表明该算法可以精确地对等离子体可见光边缘进行重建，同时也满足系统对实时性的要求。
2022, 9(2): 82-89.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.011
摘要:
目的 为了考核电力与电子设备的抗磁场干扰能力，需要进行相应的磁场抗扰度测试，其中高均匀性稳态磁场发生装置是稳态测试装置的核心部件。 方法 以常规Helmholtz和Maxwell方形线圈为研究对象，通过数值计算进行参数优化，解析得出能够产生高性能磁场的线圈结构，并使用有限元法建立模型进行计算，验证了结果的正确性。 结果 通过数值分析得出线圈参数的一般通用计算公式，并对比两种线圈型式，选择尺寸和功耗较小的优化型Maxwell方形线圈作为最终结构。 结论 为高均匀性稳态磁场发生装置提供了详细的计算过程和设计参考，可以给电气行业的相应设备设计提供理论依据。
2022, 9(2): 90-94.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.012
摘要:
目的 核聚变发电是未来核能利用的一种方式。为了研究其常规岛土建设计最优方案，需要结合过往常规火电，以及其他核电常规岛的设计技术进行探讨。 方法 通过从主厂房结构体系、汽机房屋盖结构、汽轮发电机基座选型以及主厂房防火设计四个方面开展方案对比分析。 结果 提出了核聚变发电厂常规岛相应的土建设计方案和设计建议。 结论 成果可以为类似工程项目提供参考。
2022, 9(2): 95-100.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.013
摘要:
目的 作为应对全厂断电事故（SBO）所做的重要设计改进项，二次侧非能动余热排出系统（ASP）基于蒸汽发生器（SG） 的二次侧闭式自然循环，在全部补水丧失的情况下，可以有效导出堆芯余热。 方法 基于全范围模拟机Full Scope Simulator(简称FSS)，在模拟机平台引入SBO+SBO柴油机失效+ASG气动泵失效事故工况，通过仿真模拟的方式，验证ASP系统对机组一、二回路的影响。 结果 仿真结果表明：ASP系统投运后，堆芯余热被有效导出，运行4 h后，SG内水位可恢复至8.6 m，SG内压力降至1.2 MPa（a），堆芯出口温度降至约为209 ℃，堆芯饱和温度裕度大于20 ℃，堆芯不存在融毁风险，事故处于可控状态。 结论 ASP系统满足设计工况需求，可实现堆芯余热的长期有效导出。
2022, 9(2): 101-106.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.014
摘要:
目的 棒位和棒控系统RGL（Rod Position Indication and Rod Control System）是核电机组重要的控制系统之一，其性能好坏直接关系到核电机组的可用性。当该系统出现双夹持故障时会将整个控制棒组闭锁，在机组进行瞬态试验、升降负荷或甩负荷期间控制棒组不能及时动作，可能导致反应堆停堆。 方法 结合某CPR1000核电机组出现的RGL系统双夹持故障经验反馈案例，从设计原理的角度对双夹持故障出现的原因进行了分析研究。 结果 分析结果指出控制器软件中的时刻控制器误判MG机架状态，从而输出错误信号导致了双夹持故障触发。 结论 软件缺陷是造成RGL系统双夹持故障的重要因素。
2022, 9(2): 107-112.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.015
摘要:
目的 核电站安全重要压力变送器需通过设备鉴定，确定其在事故条件下可执行安全功能，而目前的相关标准并未对该类设备鉴定的逻辑与机理进行说明，合理性不够充分。 方法 基于对国内外安全重要电气设备鉴定体系的理解，结合华龙一号安全重要压力变送器实际鉴定过程，详细研究了安全重要压力变送器的鉴定理论。 结果 对影响其安全性能的重要运行环境因素进行了分析，识别了其显著老化机理，基于加速老化数学模型对加速老化试验进行了阐述，推荐了华龙一号安全重要压力变送器典型的加速老化顺序和鉴定流程。 结论 该鉴定流程可作为国内后续安全重要压力变送器的鉴定实施参考。
2022, 9(2): 113-119.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.016
摘要:
目的 随着我国核电产业“走出去”战略的推进，对核电装备自主供货的要求也越来越高，特别是在当下中美贸易摩擦的背景下，更加要求核心装备的国产化。 方法 以我国出口核电站核心设备——反应堆冷却剂泵国产化的顺利实现为例，就高端装备的国产化路线和方法做一些探讨。 结果 反应堆冷却剂泵（核主泵）是技术难度最高和最复杂的压水堆核电站核岛主设备，其作为两用物项同时也是出口管制设备。我国在出口核电项目上，依托国内迅猛发展的大型装备制造业能力，顺利实现了核主泵的国产化。 结论 核主泵的国产化打破了发达国家对核主泵供货的垄断地位，夯实了我国作为核电装备制造业强国的地位，也为未来其他高端核心装备的国产化提供了可供借鉴的经验。
2022, 9(2): 120-124.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.017
摘要:
目的 为研究压水堆核电站为周边工业区提供工业用蒸汽的技术可行性。 方法 以某1 000 MW压水堆核电厂主蒸汽为热源，为周边提供工业蒸汽需求量300 t/h，蒸汽压力为1.8 MPa，蒸汽温度为250 ℃为例，论证了利用压水堆核电站二回路蒸汽加热工业用水产生满足工业需求的蒸汽转换系统的技术可行性。从热力学第一定律和第二定律理论出发，设计了该系统的工艺流程，计算了系统中关键换热设备的热力参数。 结果 得出热源疏水温度的合理值为65 ℃，如疏水温度低于60 ℃，在二级预热器中将出现热源温度低于工业水温度的情况，将违背热力学第二定律。 结论 研究成果可为压水堆核电站工业供汽提供技术参考。
2022, 9(2): 125-130.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.018
摘要:
目的 设备可靠性数据在核电厂PSA、RCM、维修规则、可靠性保障大纲、风险指引管理等领域的重要价值，提出了开发AP1000设备可靠性数据库的必要性。 方法 对AP1000核电厂特定数据库开发过程中的一些重要问题，如独立失效的分析流程，设备和设备类的选取，可靠性参数估计方法，共因失效的分析方法和流程，核电厂特定数据以及通用数据收集和分析以及可靠性数据的应用等方面进行了探讨。 结果 提出了开发AP1000电站特定的设备可靠性数据库的技术路线。 结论 AP1000核电厂设备可靠性数据库的建立和应用，可以积累宝贵的核电厂特定运行、维修、失效、试验等数据，为核电厂运行PSA提供可靠性参数，为运行维修优化、安全管理等多个领域提供重要参考。
2022, 9(2): 131-136.
DOI: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2022.02.019
摘要:
目的 为解决核电厂核安全3级循环水过滤系统（CFI）喷嘴冲刷磨蚀及腐蚀问题，采用超高分子量聚乙烯(UHMWPE)开发了一种耐腐蚀、耐磨的喷嘴。 方法 通过对重要加工工艺参数测试，固化了喷嘴制造加工工艺，为验证所开发的喷嘴耐磨性及水力性能，进行材料本体耐磨试验，并模拟核电厂运行条件开展基于研发产品的冲刷和水力试验。 结果 试验结果表明：UHMWPE喷嘴的耐磨性能优异，高于传统材料；可以适应核电厂高速冲刷的需求，水力性能亦可满足核电厂的要求。 结论 UHMWPE喷嘴投入运行一年半，经持续运行，喷嘴未发现冲刷变形和腐蚀现象，运行效果优异。因此，采用超高分子量聚乙烯材料制备核电厂CFI系统喷嘴是可行的，可替代原有的进口尼龙喷嘴。
