ITER用极向场线圈导体短样分流温度测试
《核能和核电原理(磁约束聚变部分)》
托卡马克装置
磁体系统
极向场线圈: 垂直(磁)场 水平(磁)场 快控场线圈
托卡马克装置
磁体系统
校正场线圈 误差（杂散）场来源： 加工和安装误差 引线 不对称构件
托卡马克装置
电源系统
脉冲纵场磁体电源：
电容储能（电能） 电感储能（磁能）
飞轮机组（机械能）
电容储能
电感储能
磁约束聚变研究历史
1985年，苏美首脑建议合作建造国际热核实验堆，即ITER
1989年，德国ASDEX实现H模运转。 1990年，ITER完成概念设计 1991年，欧洲的JET装置用DT反应产生1.7MW聚变功率。 1993年，美国TFTR装置用DT反应产生6.4MW聚变功率，后来又将这一功率提高到 10.7MW。 1997年，JET又创造了DT反应产生16.1MW聚变功率的新记录。
托卡马克装置
真空系统
加料系统
加料系统，指实验装置中工作气体的馈入，在反应堆中指反应物质的馈入。 脉冲送气 最简单的送气，送气部件是压电晶体阀，响应时间为毫秒量级。但中性粒子在 等离子体边缘区就被电离约束，不能对等离子体中心区直接加料。 超声分子束 它使用了一种称为Laval的喷咀。当具有一定压力差的气体从一个小孔喷出时， 在小孔低压侧一定范围内可形成一个超声分子束，其速度可达每秒几百米。 弹丸注入 这是一种能有效进行中心区加料的技术，即向等离子体注入冷冻的氢或氘丸。 气体被冷冻为固态的圆柱体，然后截断成一定长度的弹丸，用压缩气体射入托 卡马克真空室，速度从每秒几百米到几千米。
圆线圈自感
N L 0 N 2 R0 f I
形状因子
托卡马克装置
磁体系统
在一些大的装置中， 环向场线圈往往做成D 形。这也和大装置中的 等离子体截面在垂直方 向拉长相适应。 很强的环向场（一般 大于5 Tesla）可以用超 导线圈提供。超导磁体 是稳态运转的，适于研 究托卡马克的长脉冲运 行和稳态运转。
ITER校正场线圈等效材料属性有限元分析
ｐ ｒ ｍ ｅ ｅ ｓ ｆ ｒｓ ｒ ｃ ｕ ｅ ａ ａ ｙｓｓａ ｈｅ ｍ ａ ｎａ ｙ ｉ ｏｒＣＣ． ａ ａ ｔ ｒ ｏ ｔ ｕ ｔ ｒ ｎ ｌ ｉ ｎｄ ｔ ｒ １ａ ｌ ｓｓ ｆ
Ｋｅ ｒ ：Ｉ ｅ ｎａ ｉ ｎａ ｅ ｍｏ ｃ ｅ ｒ Ｅｘ ｒｍｅ ａ ａ ｔ ｒ；ｃ ｒ ｃ ｉ ｎ ｃ ｌ ；ｃ ｍ— ｙ ｗｏ ｄｓ ｎｔ ｒ ｔｏ ｌ Ｔｈ ｒ ｎｕ ｌａ ｐｅ ｉ ｎｔ ｌＲｅ ｃ ｏ ｏｒ ｅ ｔｏ ｏｉｓ ｏ ｐｏ ｉｅ ｍａ ｅ ｉ ｌ ｑｕ ｖ ｌｎｔｍａ ｅ ｉｌｐ ｏｐ ｒ ｙ；ｆｎ ｔ ｌｍ ｅ ｔ ｏ ｓｔ ｔ ｒａ ；ｅ ｉ ａ ｅ ｔ ｒａ ｒ ｅ ｔ ｉ ｉｅ ｅ ｅ ｎｔｍｅ ｈ ｄ
第 ４ 卷第 ６ ４ 期
２ １年６ ００ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１４ ＮＯ ６ ． ４。 ．
Ａｔ ｍｉ Ｅ ｅ ｇ ｃｅ ｃ ｎ ｃ ｎ ｌ ｇ ｏ ｃ ｎ ｒ ｙ Ｓ ｉｎ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈ ｏ ｏ ｙ
Ｊ ｎ ２ １ ｕ ． ００
ＩＥ Ｔ Ｒ校 正 场线 圈等效 材 料 属 性有 限元分 析
托卡马克工程
2，包层 包层（blanket）是聚变堆中置于真空室内面对等离子
体的屏蔽层，功能是吸收中子、传输能量、氚增殖。 ITER 的包层由冷却剂（氦或水）、氚增殖剂、中子
增殖剂和结构材料组成。氚增殖剂为含锂材料，由下列 反应产生氚：
6Li + n → 4He + T + 4.78MeV 7Li + n → 4He + T + n -2.47MeV 第二个反应虽是吸热的，但又产生一个中子，所以两 种增殖剂混合使用，可以使氚的增殖系数大于1。 为进一步增殖中子，使用铍或铅作中子增殖剂，发生 如下的反应
伏秒数ΔΦ决定于变压器线圈（螺线管和外线圈）的 几何尺寸或者说其电感，以及放电电流。为了增加这 个伏秒数，一般使变压器先向反向磁化到最大电流， 再使电流反向。此时使气体击穿，产生等离子体和感 应等离体电流。这样，在最大电流为一定值条件下， 使伏秒数加倍。
在一次放电中，首先启动环向场，在它达到或接近 平顶时，启动变压器反向磁化，但不使气体击穿。反 向磁化达最大电流后，在正向磁化，使气体击穿，产 生等离子体。
在B∝1/ R磁场形态中，存在一种纯张力线圈。电 动力在其中引起的应力是纯张力，无垂直方向的切 应力。从受力角度这样的线圈比较合理。它的形状 可用微分方程表示：
ky 1 y3 2
y
其中k为一常数。这一方程无解析解，但可得到一积 分式
y ln xdx C k 2 ln2 x
常数C说明它可上下任 意移动。如果要上下对称 则 C=0 。 常 数 k 决 定 曲 线 的形状。这一线圈接近于 D形。所以在一些大的装 置中，环向场线圈往往做 成这一形状或称D形。当 前所有大型装置的环向磁 体均采用D形的纯张力线 圈。
的气体，表面状况对于等离子体的纯度至关重要。 ➢ 除去真空性能外，还要求真空室材料的电阻高、无
核聚变与等离子体物理第二章资料
不同形式的孔栏
为适应某些实验的要求，调节等离子体电位和电位 分布，有时须安装偏压孔栏或称偏压电极。它应与真 空室绝缘，并能通过大电流（低电阻），最好能调节 与等离子体的距离。
一种简单的排除杂质或聚 变反应产生的α粒子的结构称 为 抽 气 孔 栏 （ pumping limiter）。这个蘑菇形的孔栏 的边缘处于等离子体的删削 层内。一些从外界进入等离 子体的杂质在进入主等离子 体前可能被孔栏散射而进入 抽气管道而被排除。这一孔 栏应用低Z材料制成，避免溅 射造成高Z杂质污染。
托卡马克的环向场线圈和空芯变压器（EAST）
将电动势写为环电压，对时间积分得到：
Vdt t 0
0
t
它的量纲也可以写为Vs。 一个变压器最大的磁通变化也称为伏秒数，也就是 对一定环电压，等离子体可以维持的时间。对一定尺 寸、温度的等离子体，其环电压在一定范围内，所以， 为达到一定的放电时间，变压器须具备一定的伏秒数。 这是一个欧姆变压器最重要的指标。
伏秒数ΔΦ决定于变压器线圈（螺线管和外线圈）的 几何尺寸或者说其电感，以及放电电流。为了增加这 个伏秒数，一般使变压器先向反向磁化到最大电流， 再使电流反向。此时使气体击穿，产生等离子体和感 应等离体电流。这样，在最大电流为一定值条件下， 使伏秒数加倍。 在一次放电中，首先启动环向场，在它达到或接近 平顶时，启动变压器反向磁化，但不使气体击穿。反 向磁化达最大电流后，在正向磁化，使气体击穿，产 生等离子体。
托卡马克装置各部分分解图
一、环向磁体
托卡马克的磁体系统主要由环向场和极向场两部分 组成。 环向场磁体的电流在极向，产生环向磁场约束等离 子体。 极向场磁体的电流在环向，构成欧姆加热变压器以 产生和加热等离子体，并保持等离子体的平衡。 两组磁体在空间是正交关系。在有些装置上还安装 了一些产生局部磁场的磁体，可以称为多极场，
CFETR-II 波纹损失计算201605-郝保龙
2016年版CFETR装置概念设计波纹损失分析郝保龙，吴斌，中性束注入研究室1 CFETR 计划介绍CFETR，是中国聚变工程实验堆（Chinese Fusion Engineering Test Reactor）的缩写，这个目前处在概念设计中的聚变堆，是一个基于消化ITER物理和工程技术基础并与ITER功能互补，迈向DEMO（聚变能源商业示范堆）的托卡马克装置，表1是CFETR装置两轮概念设计情况和ITER装置主要参数比较。
表 4.1 CFETR装置两轮设计情况和ITER装置主要参数比较.参数CFETR-I CFETR-II ITER 等离子体电流I（MA）8/10 7 15p大半径R（m） 5.7 6.7 6.2小半径a（m） 1.6 1.8 2.0 中心纵场强度Bt（T） 4.5/5 6 5.3拉长比κ 1.8 2 1.70/1.85三角形变δ0.4 0.33/0.48betaN 1.6-2.7 1.7 3纵场线圈数16 12 182 CFETR磁体系统和环向波纹场模型CFETR装置的超导磁体设计工作基于ITER相关的技术。
同其他托卡马克装置一样，CFETR装置的磁体系统包括环向场线圈、极向场线圈、欧姆加热线圈和平衡场线圈。
2016年概念设计中等离子体中心处，环向场磁场强度在6 T，环向场磁体系统共有12柄相同的D形线圈，其极向场线圈和纵场线圈位置分布如图2.1。
图 2.1极向场与纵场线圈导体中心线位置示意图.在托卡马克这种磁约束装置的设计中，为满足物理实验的要求，环向场线圈的波纹度在等离子体区域一般要小于0.5%。
在2016年这轮CFETR的概念设计中，装置波纹度在r∈ 4.9,8.5与z∈−4,4的区域范围内，波纹度δr,z可以由下式近似给出（最大误差不超过0.12%）图2.2为r∈ 4.9,8.5与z∈−4,4的区域范围内的波纹度等高线图，图2.3为中平面上波纹度随径向位置的变化关系图。
中科院合肥等离子体物理研究所专题实习报告
专题实习报告中科院合肥等离子体物理研究所学校：哈尔滨工程大学班级：20100002学号：**********一实习目的此次前往合肥等离子体物理研究所的实习是我们专业实习校外实习的重要组成部分之一，是前三学期理论专业课的一次检验以及理论与实践的结合。
特别是对于以后有意从事核聚变工程以及对相关技术感兴趣的同学而言是一次很好地实地考察的机会。
此外在当前国内核工程专业整体就业不景气的环境下，这次实习对于大三升大四、站在升学就业路口的我们意义重大。
二实习地点--中科院合肥等离子体物理研究所中国科学院等离子体物理研究所（简称“等离子体所”，英文缩写为ASIPP）筹建于20世纪七十年代初，正式成立于1978年9月，其前身为“合肥受控热核反应研究实验站”。
主要从事高温等离子体物理、磁约束核聚变工程技术及相关高技术研究和开发，以解决人类未来战略新能源——受控热核聚变能为目标。
等离子体所是我国热核聚变研究的重要基地：先后建成并运行了三代托卡马克核聚变实验装置——常规磁体托卡马克HT-6B、HT-6M，我国第一个圆截面超导托卡马克HT-7，世界上第一个非圆截面全超导托卡马克EAST。
随着EAST辅助加热系统建设和装置升级改造，EAST将在国际聚变界上起到更加重要的作用，为ITER和我国下一代聚变堆奠定必要的科学技术基础。
等离子体所属于中科院合肥物质研究院大家庭中的一员，位于合肥市西郊风景秀丽的蜀山湖畔的董铺岛（又称科学岛）上，岛上三面环水，绿树成荫，环境优美，是科研学习的好地方。
三实习过程1,前期准备为了保证我们在所期间能够学有所得，在充分重视实习专业背景与兴趣基础上，学院带队老师与等离子体所综合办人事部进行了精心的准备与安排。
这次我们一共30人到等离子所实习一共分为了4个小组。
我所在的第一小组被分到了装置总体设计研究室，也就是一室。
我们在去等离子所之前也已经做了一些准备，对该研究室的机构设置与研究方向有了大致的了解。
编制说明-磁约束核聚变装置极向场超导磁体绝缘测试技术要求 第1部分： 总体要求
本标准是根据国际热核聚变实验反应堆（ITER）极向场6号（PF6）线圈采购包技术文件要求，结合国内技术背景进行制定。具体包括：
a)参照ITER磁体超导电性及电气设计规范（参考文献1）和极向场线圈及支撑设计描述文档（参考文献2）的总体要求，及极向场线圈2-6号制造技术规范（参考文献3）的具体要求， 确定测试技术总体要求的基本框架。
5．标准中如果涉及专利，应有明确的知识产权说明
本标准不涉及专利问题。
6．采用国际标准或国外先进标准的，说明采标程度，以及国内外同类标准水平的对比情况
暂无相关国际或国家标准供比对或参照。
7．重大分歧意见的处理经过和依据
无。
8．作为推荐性标准或者强制性标准的建议及其理由
建议作为安徽省推荐性地方标准。
9．贯彻标准的要求和措施建议（包括组织措施、技术措施、过渡办法、实施日期等）
本标准旨在制定磁约束核聚变装置极向场超导磁体绝缘测试技术要求，确保聚变装置分析与优化结果的精确度和可靠性，为核聚变装置制定聚变装置极向场超导磁体绝缘测试技术要求的相关地方标准对聚变装置工程设计及聚变研究的发展非常必要，对解决未来能源问题意义重大。
编写组成员主要来自中科院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所，具体分工如下：
a)吴欢：负责项目的计划安排、编制、 统稿；
b)谢延玉、 商明明、 王春雨、 胡兵、 俞小伍、 文伟：负责编制。
c)文军、 吴维越、 沈光：负责技术指导。
d)卫靖、 陆坤、 宋云涛：负责总体技术指导。
（3）组织研讨：2020年3-4月，起草小组多次内部召开标准研讨会，讨论修改标准内容，确定了标准的整体框架，行程标准初稿，并广泛征求意见；2020年5月11日，组织召开标准研讨会，对标准名称、范围、内容和指标进行了界定，提出相应的修改意见。
ITER极向场馈线系统冷屏初步设计
（ ．Ｍ ｅａｉ ｎｉｅｒ ｇ ｅａｔｅｔ ４ｆｉ ｎ ｅｓｙ Ｈ ｆ ３０ ２ Ｃ ｉａ １ ｅｈｎｃ Ｅ ｇｎｅ ｎ ｐｒ ｎ，Ｉ ｅ Ｕ ｉ ｒｔ ， ｅ ｉ ０ ２ ， ｈ ； Ｍ ｉ Ｄ ｍ ｅ ｖ ｉ ｅ２ ｎ ２ ｎｔｕ ｆ ｌ ｍ ｈｓ ｓ Ｃｆ ｅｅＡ ａｅ ｙｏ ｃ ｎｅ ， ｆｉ ３ ０ １ Ｃ ｉａ ．Ｉｓｔｔ ｏ ａ ａＰ ｙｉ ， ｔ ｓ ｃｄ ｍ ｆ ｉ ｃｓ Ｈｅ ０ ３ ， ｈｎ ） ｉｅ Ｐｓ ｃ ｉ ｎ Ｓｅ ｅ２
ＩＥ Ｔ Ｒ的目 标是建造一个可 自持燃烧的托卡马克聚变实验堆 ， 以验证热核聚变反应 堆的工程可行性 ， 并对实际应用核聚变能时所需的要素进行试验… 。作为磁体系统
关键部件的极向场馈线系统如图 １ 所示 ， 包括 ６个独立磁体馈线 ， 每个馈线 内部均 包括超导电流传输线、 液氦传输线等 ４ Ｋ低温部件。为了维持低温部件的正常工作 ，
（． １ 台肥学院机械 系， 合肥 ２ ０２ ； ． ３ ０２ ２ 中国科学 院等离子体物理研究所 ， 合肥 ２ ０ ３ ） ３ ０ １
摘要 ： Ｅ Ｉ Ｒ极向场馈线系统采用冷屏 以降低 ４ Ｔ Ｋ温区低温部件 的热 负荷。该文对 极向场馈线冷屏 的初 步设 计进
行介绍 ， 并计算了冷屏 的热负荷。 关键词 ： 馈线 ； 冷屏 ； 热负荷
需要设计冷屏以减少室温部件对馈线内部低温部件的热辐射 ， 以降低 ４ Ｋ温 区的热 负荷并减小整个系统的漏热 ， 从而降低整个系统的低温运行费用。
２ 极 向场馈 线冷屏设计
． ． ． ．
由于馈线内部的高真空条件 （ 真空度小于 １ Ｍ ａ 以及馈线采用一些 特殊 的 ０ Ｐ） 热传递方式。根据不同温区物体之间的辐射传 热近似公式 …可知 ， ． ． ＿ ２ 辐射热与温度
ITER屏蔽模块的温度场和流场分析
研 究 与 设 计
・
Ｉ Ｅ 屏 蔽 模 块 的 温 度 场 和 流 场 分 析 Ｔ Ｒ
程
（ 电子 科 技 大学
超 ， 列 明 姚．
物理 电 子 学 院 ， 四川 成 都 ６ ０ ５ ） １ ０ ４
Ｔｈ ｍ ｐｅ ａ ｕ ｅ ａ ｏ Ｆｉ ｌ ａ ｙ ｉ ｆ Ｉ ｅ Ｔｅ ｒ ｔ ｒ ｎｄ Ｆｌ ｗ ｅ ｄ Ａｎ ｌ ｓｓ ｏ ＴＥＲ ｈ 能实现 的科 学可行 性 和工程 可行 性ｌ 。屏蔽 包 层 ＿ １ ］ 是 ＩＥ Ｔ Ｒ的重 要组 成 部 件 ， 由第 一 壁 和 屏 蔽模 块 两
ｌ 模 型 和 边界 条 件
４ 模 块 的设计 由俄 罗 斯 的研 究 人 员完 成 ： 型 模 在 Ｃ ＡＤ软件 Ｃ ＡＴＩ 中建立 （ １ 。为 了达 到尽 可 Ａ 图 ） 能 准确 的模拟 分析 结 果 ， 文 完 整 地 把模 型 导 人 到 本 ＡＮＳ ＹＳ中 ， 没有 进行 简化 。 图 ２所示 的模 型 中 ， 左半 部分 为 ４ 模块 的管 道 构造 ， 右半 部分 为加 了厚度 为 ７ｍｍ 的盖板结 构 。
部分组 成 ， 主要起 屏 蔽 聚 变 中 子 和等 离 子 体 的 辐 射
热负荷 的作 用 。 屏 蔽模块 （ ｌｃ ｄ ｌ） 到 了屏 蔽聚 变 反应 Ｂ ｏｋ Ｍｏ ｕｅ起 的强烈 辐射 的作 用 ， 在 极 向被 分 为 １ 它 ８块 ， 内壁 从
底 部 开 始 到 外 壁 底 部 ， 次 被 记 为 １ — １ 屏 蔽 依 ８ 块； 在环 向又分 为 内壁 １ ８块 ， 外壁 ３ ６块 ， 由各 成 员
根 据模 型 的对 称 性 ， 只需 计 算 半 个 模 型 即可 。
图 ３为水 流 的模 型 ， 流从 背 面 的中心孑 中流 人 ， 水 Ｌ 通 过 复杂 的管 道 ， 后从 前 面的 中心孔 流 出。 最 这种 管 道设计 具 有 以下 几 个特 点 ： 采 用 Ｖ 字 ① 型的倾斜 径 向管 ， 具有 较好 的冷 却效 果 ； 采用 小而 ②
ITER计划国际大科学工程工作进展
ITER计划国际大科学工程工作进展何开辉，罗德隆，王敏，陶强，于芳，庞博（中国国际核聚变能源计划中心，北京100037）■摘要：ITER计划是我国参加的最大的大科学工程国际合作项目。
本文通过ITER组织最新管理结构、工程制造，并以一个核心制造任务（PF6）和一个核心安装任务（TAC1）描述了ITER计划国际上的总体进展;并以中方采购包制造任务进展、国内核聚变专项研发进展和我国磁约束核聚变双多边国际合作情况描述了我国磁约束核聚变能研发最新进展。
关键词：ITER；国际大科学工程；进展中图分类号：TL64文献标志码：A文章编号：1674-1617（2020）06-0736-05The Latest Progress of ITER International Mega-Science ProjectHE Kai-hui,LUO De-long,WANG Min,TAO Qiang,YU Fang,PANG Bo(China International Nuclear Fusion Energy Program Execution Center,Beijing100037,China)I Abstract:The ITER project is the largest mega-scientific international cooperation project that China has participated in.In this paper,the international progress of ITER project is described through ITER's latest management structure,Engineering manufacturing,and in particular with one core manufacturing mission(PF6)and one core assembly/installation mission(TAC-1).The latest development of R&D on China's magnetic-confinement fusion(MCF)energy is also described in terms of the progress of China's ITER procurement package manufacturing task,the progress of domestic special R&D program and China's bilateral and multilateral inter-naionalcooperationon MCF.Key words:ITER；international mega-scientific project；progressCLC number：TL64Article character：A Article ID:1674-1617(2020)06-0736-051ITER计划总体进展国际热核聚变实验堆（ITER）计划是规模仅次于国际空间站的大科学工程国际合作计划，中国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯、美国七方三十多个国家共同参与ITER装置的建造和下一步实验运行，其目标是验证和平利用核聚变能的科学和工程技术可行性，为下一步核聚变能源商业化应用探索道路鉴于其原理的相似性，受控核聚变能又被称为“人造太阳”，是全球核聚变人一代代接力奔跑，致力于照亮人类未来的理想终极能源。
CICC超导纵场和极向场线圈绕制工作总结
管理措施到位, 保证了连续稳定地生产, 成为EAST工程 的一个亮点和样板。
中国科学院等离子体物理研究所
EAST（HT-7U）
三、工作总结
• 特种磁体绕线机的设计达到了国际先进水平，其批 量生产线圈的能力当属世界第一,…。(摘自李所长 在换届考核民主测评会上的述职报告 )共完成种 50+3个线圈的绕制(包括宝鸡生产的导体) • 用于新型的铠装超导缆导体特种绕线机在国内还是 空白。完全满足了EAST的CICC超导磁体对予弯成型、 连续绕制、二维异型截面和绕制大尺寸跨度纵场、 极向场线圈的技术要求。且在攻克精密传动、同步 控制、结构设计和阻尼抗震等方面有多项技术创新， 实现了整个绕制过程的自动化控制；已成功地应用 EAST装置的预研和建设中，并获得国家专利2项。
中国科学院等离子体物理研究所
EAST（HT-7U）
悬臂式
龙门式
中国科学院等离子体物理研究所
EAST（HT-7U）
3、超导线圈绕制特种工艺研究 前期工作: • 2/3TFDC试验线圈:全面检验CICC超 导体特种绕线机的性能，率先开展 复杂的D形CICC型超导线圈的研制。 线圈是采用SS316研制的CICC导体绕 制的D形双饼线圈，采用外进外出的 饼式连续绕法。 • CSMC线圈的研制(2000年完成),并在 超导电工中心进行了试验。
由外到内绕制，对应不同的匝 数时曲率Rn的计算 .曲率Rn＝R－18（n-1） R－初始状态值 n－匝数 18－导体＋匝间绝缘 .预弯点的变化量x
调用绕制子程序
结束全部匝数?
Y
结束
N
中国科学院等离子体物理研究所
温升试验原理
温升试验原理今天来聊聊温升试验原理的。
其实呢，这个温升试验原理在生活当中还是有很多体现的。
就好比我们烧水，水在炉灶上加热的时候，水温就会不断升高，这其实就有点像温升试验中的基础现象。
只不过，在工业或者科学研究中的温升试验要复杂得多。
我接触这个温升试验啊，最开始是从家里的电器说起。
你看，我们电器用久了就会发热，像我们常用的手机，玩大型游戏或者充电时间长了就会感觉发烫。
这就是因为电器内部有电通过，电流带有能量，一部分能量就转化成了热量。
这就是焦耳定律啦，在一个纯电阻电路里，电流通过导体会产生热量，热量（Q）等于电流（I）的平方乘以电阻（R）乘以时间（t），公式就是Q = I²Rt。
可以把电流想象成一群忙碌的小搬运工，电阻就是路上的石头障碍。
小搬运工们（电流）在碰到石头（电阻）的时候，就要付出更多劳动力，于是就释放了能量（产生热量）。
这时候你能摸得到的手机变得发烫，就是这个热量的体现。
有意思的是，这还只是个基础现象。
在大型设备或者复杂电路的温升试验里，不但要考虑到这些基本的热量产生，还要考虑热量散发的途径。
就像人在炎热的环境里会出汗散热一样，设备通过一些设计比如散热片、风扇等来把产生的热量散发出去，防止温度过高。
比如说电脑的CPU风扇，如果没有风扇给CPU降温，在持续运算过程中，它的温度可能就会升的超级高，从而影响电脑的性能，严重的时候甚至可能损坏CPU。
说到这里，你可能会问那是不是只要有电流就一定温度会无限上升呢？当然不是啦。
任何设备或者材料都有它能够承受的最高温度，在这个温度范围内设备才能正常工作，超过这个温度就可能出现各种各样的问题，比如说性能下降、寿命缩短或者直接坏掉。
所以，通过温升试验可以来测试产品或者设备能正常工作的温度范围。
在学习这个原理的过程当中，我一开始也很困惑，为啥不同的设备发热的情况会这么不一样呢？后来经过深入研究才明白，设备的构造、选用的材料、工作的环境等因素都大有影响。
ITER包层系统的电磁场分析
ITER包层系统的电磁场分析[ 康伟山 ][核工业西南物理研究院，610041][ 摘要 ] 本文采用有限元方法计算在事故条件下，ITER包层系统及周围主要部件的电磁场力和力矩。
通过ANSYS APDL模拟垂直位移事件过程中形状和电流大小随时间变化的等离子体，并加载外界磁场，计算得到包括包层在内的所有导体内部的感应电流分布。
通过计算，得到各个位置的包层模块的力和力矩，可用于评估事故下包层的安全性。
[ 关键词]ITER 包层电磁场 ANSYSElectromagnetic Analysis of ITER Blanket System[ KANG Weishan ][Southwestern Institute of Physics, 610064][ Abstract ] Electromagnetic force and torque of ITER blanket system and their surrounding conducting component under accident event were assessed with finite element method. ANSYS APDLwas used to simulate the shape and magnitude of plasmas current dynamically, and externalmagnetic field was imposed, then the eddy current distribution inside the conductor wasobtained from the calculation. The force and torque for every blanket module was obtainedto assess the safety of blanket system.[ Keyword ] ITER, Blanket, Electromagnetic Analysis, ANSYS1前言国际热核聚变实验堆（ITER）计划是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一，旨在验证和平利用核聚变能的科学与技术可行性。
ITER有关基础研究项目(ppt 30)
球形（小环径比）托卡马克等离子体电流启动 及基本特性的研究
ITER有关基础研究项目
球形（小环径比）托卡马克等离子体电流启动及基本特性的研究 在现有的研究基础上，对等离子体电流启动进行最实用化的
选择，为下一代的球形托卡马克装置提供一种简便可行的等离子 体电流启动方法。
开展边界涨落及MHD不稳定性等研究；研究波与等离子体 的相互作用；探讨在球形托卡马克高比压、强捕获、高镜比和大 介电常数等特殊条件下的等离子体特性。
保留弱CS的想法基于：在现有等离子体电流启动方法的基础上，用弱CS以远 低于全功能CS的伏秒数将等离子体电流上升到额定值。在聚变堆中降低了负 荷的CS运行条件应优于纵场中心导体（仅启动使用）。
建议：保留一个与建堆目的兼容，寿命与纵场中心导体接近的弱 中心螺管，从根本上提高等离子体电流启动的质量。不管最终解 决问题的技术方案如何，希望这一建议能够有益于加快球形托卡 马克发展的进程。
SUNIST
创新点
考虑了ST去除中心螺管的电流启动发展现状及出发点，
提出保留寿命与纵场中心导体类似的弱中心螺管。
尽管这不会是最优的等离子体电流启动方案，也不见得
是ST最终被采取的电流启动方案，但会有效提高启动 的等离子体电流质量，会缩短提供实用的ST电流 启动方案的进程，对于加速推动ST途径的聚变能 应用研究起到积极作用。
目录
立项依据及拟解决的科学问题 主要研究内容、人才培养方案、预期目标
总体研究方案和创新点 研究队伍总体情况、推荐课题负责人和主要骨干
与本项目相关的研究工作基础和研究条件
SUNIST
立项依据
球形托卡马克-ST
球形托卡马克位形 与常规托卡马克：
安全因子比较
超导磁体技术在核聚变领域的应用
超导磁体技术在核聚变领域的应用超导磁体技术在现代工业中得到了广泛的应用。
其中，核聚变领域是一个非常典型的应用场景。
在核聚变实验中，高品质的磁场可以保证等离子体长时间保持稳定。
超导磁体技术可以提供强大的磁场，同时通过其超导特性，降低了能量损耗，其在核聚变领域的应用前景十分广阔。
超导磁体的基本结构分为超导线圈和液氦冷却系统两个部分。
超导线圈戴着高强度的电流，可以在一定程度上产生强大的磁场。
然而在超导状态下，它需要保持极低的温度，才能够保证不出现电阻。
液氦冷却系统能够将线圈维持在超导状态下，不断进行密闭循环制冷，使超导线圈处于低温状态。
因此，超导磁体技术也被称为“冷能源技术”。
在核聚变研究中，超导磁体技术可以操纵等离子体的粒子运动，使其保持稳定性，在长时间的聚变实验中得到广泛的应用。
例如，国际热核聚变实验反应堆（ITER）就使用了超导磁体技术。
这个利用聚变能源的研究设施，由国际热核聚变实验计划组织(ISP)建设。
ITER是一个重要的国际合作项目，旨在实现长时间的核聚变反应。
其设计将产生一个最大的磁场，也是任何聚变实验中都没有达到过的磁场。
ITER的输出功率预计将达到500MW，磁场强度则达到13T。
超导磁体技术在ITER中的应用包括四个主要领域：1、超导线圈发生器：这种设备通过电压钳制的方式生成大量的交变磁场，从而提供给超导线圈所需要的电能，使其保持超导状态。
ITER中有259组发生器，可以为800个超导线圈提供电能。
2、电机扭矩传输装置：这种装置通过磁极震荡实现扭矩传输，使得超导线圈始终处于稳定状态。
3、极间连接器：极间连接器连接了超导线圈和冷却系统，防止温度过高引起的能量损耗。
ITER中有近1300个极间连接器。
4、磁场监测和控制：为了保证实验过程中磁场的稳定性，ITER使用了大量的磁场监测设备，并通过反馈和控制进行磁场的精确调整。
因此，ITER的成功，不能没有超导磁体技术的先进应用。
此外，超导磁体技术在其他核聚变研究领域中也得到广泛应用。
极向场电源操作系统实时性能测试
极向场电源操作系统实时性能测试杨恒;秦品健;黄连生;马林园【摘要】极向场电源控制对操作系统实时性要求不断提高,有必要对其操作系统进行实时性能测试;极向场电源控制使用的是QNXRTOS,采用软件编程和硬件辅助协同的方法进行测试,给出了线程切换时间和中断延迟时间的具体测试流程并对测试结果进行分析;测试结果表明QNX RTOS满足极向场电源控制系统实时性要求;并且该测试方法具有一般性,可以用来对QNX系统其他实时性能进行测试.【期刊名称】《计算机测量与控制》【年(卷),期】2010(018)012【总页数】3页(P2730-2732)【关键词】极向场电源;QNX;线程切换;中断【作者】杨恒;秦品健;黄连生;马林园【作者单位】中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥,230031;中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥,230031;中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥,230031;中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥,230031【正文语种】中文【中图分类】TP873.70 引言极向场电源系统是EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak)托卡马克装置的核心子系统之一。
它为等离子体的产生、约束、维持、加热、以及等离子体电流、位置、形状、分布和破裂的控制, 提供必要的工程基础和控制手段。
对于装置运行的性能与安全, 物理实验的成败与效率, 有着至关重要的作用[1] 。
用于该电源系统的QNX RTOS (Real Time Operating System)为及时准确地监测电源控制系统的运行状态做出了重要贡献。
1 极向场电源控制系统1.1 QNX 系统QNX 是加拿大QSS L 公司开发的分布式、嵌入式、可扩展规模的实时操作系统。
基于可抢占的微内核和优先级调度方式使得QNX 实时操作系统能够提供快速和高度可预测的响应时间, 甚至在系统重负载的情况下, 每一次高优先级的线程都能够在限期时间内得到响应[2] 。
新疆喀什地区2024高三冲刺(高考物理)统编版考试(提分卷)完整试卷
新疆喀什地区2024高三冲刺（高考物理）统编版考试(提分卷)完整试卷一、单项选择题（本题包含8小题，每小题4分，共32分。
在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）(共8题)第(1)题图甲为一列简谐横波在t=0.10s时刻的波形图，Q是平衡位置为x=4m处的质点，图乙为质点Q的振动图像，则（ ）A．该波沿x轴正方向的传播，传播速度为40m/sB．该波沿x轴负方向的传播，传播速度为40m/sC．该波沿x轴正方向的传播，传播速度为20m/sD．该波沿x轴负方向的传播，传播速度为20m/s第(2)题白光通过双缝后产生的干涉条纹是彩色的，其原因是不同色光的（ ）A．速度不同B．强度不同C．振幅不同D．频率不同第(3)题下列哪些现象或者效应能说明光具有粒子性（ ）A．偏振现象B．干涉现象C．康普顿效应D．衍射现象第(4)题如图，粗糙的水平地面上有一斜劈，斜劈上一物块正在沿斜面以速度v0匀速下滑，斜劈保持静止，则地面对斜劈的摩擦力（）A．等于零B．不为零，方向向右C．不为零，方向向左D．不为零，v0较大时方向向左，v0较小时方向向右第(5)题在科学研究中，科学家常将未知现象同已知现象进行比较，找出其共同点，进一步推测未知现象的特性和规律．法国物理学家库仑在研究异种电荷的吸引力问题时，曾将扭秤的振动周期与电荷间距离的关系类比单摆的振动周期与摆球到地心距离的关系．已知单摆摆长为l，引力常量为G，地球质量为M，摆球到地心的距离为r，则单摆振动周期T与距离r的关系式为（ ）A．B．C．D．第(6)题柔性可穿戴设备导电复合材料电阻率的测量需要使用一种非接触式传感器．如图（a）所示，传感器探头线圈置于被测材料上方，给线圈通正弦交变电流如图（b）所示，电路中箭头为电流正方向。
在时间内关于涡旋电流的大小和方向（俯视），下列说法正确的是（）A．不断增大，逆时针B．不断增大，顺时针C．不断减小，逆时针D．不断减小，顺时针“人造小太阳”托卡马克装置使用强磁场约束高温等离子体，使其中的带电粒子被尽可能限制在装置内部，而不与装置器壁碰撞，已知等离子体中带电粒子的平均动能与等离子体的温度T成正比，为约束更高温度的等离子体，则需要更强的磁场，以使带电粒子在磁场中的运动半径不变，由此可判断所需的磁感应强度B正比于（ ）A．B．C．D．第(8)题某型号的电动自行车如图所示，车前照明灯随车把转动，在平直道路上行驶时，其光束跟平直的道路平行，当该车转弯时，车的前、后轮会在地面上留下不同的曲线轨迹。
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刘 勃， 玉 武
（ 国科 学 院 等离 子 体 物 理 研 究 所 ， 中 安徽 合 肥 ２０３） ３ ０ １
摘要 ： Ｅ 用极向场（Ｆ 线 圈 ＣＣ Ｉ Ｒ Ｔ Ｐ） Ｉ Ｃ导 体 短 样 是 用 西 部 超 导 材 料 科 技 有 限 公 司提 供 的 Ｎｂ ｉ 导 股 线 Ｔ超 绕 制 完 成 ， 股 线 在 不 同温 度 下 的 临 界 电 流 测 试 性 能 稳 定 ， 合 绕 制 导 体 的 要 求 。 对 Ｐ 该 符 Ｆ导 体 短 样 在 Ｓ ＴＡＮ实 验 室 进 行 了测 试 ， 电 磁循 环 通 电前 后 ， 流 温 度 无 较 大 改 变 ， 体 性 能 稳 定 。在 考 虑 了导 ＵＬ 经 分 导 体 自场 作 用 的 情 况 下 ， 体 在 ５Ｔ、０ｋ 运 行 环 境 下 的分 流 温 度 为 ６ ３ 满 足 Ｉ Ｅ 规定 的要 求 。 导 ５ Ａ ．３Ｋ， Ｔ Ｒ 关 键 词 ： 流 温 度 ；Ｔ Ｒ； ｂ ｉ极 向场 导 体 ；ＵＬ ＡＮ； 分 ＩＥ Ｎ Ｔ ； Ｓ Ｔ 自场
中 图分 类 号 ： ６ １ ２ ＴＬ ３ ． 文 献 标 志码 ： Ａ 文章 编 号 ：０ ０ ６ ３ （ ０ １ １ － ５ １Ｏ １ ０—９ １ ２ １ ）２１ １一５
Ｃｕ ｒ ｎｔＳ ａ ｉ ｇ Ｔｅ ｐ ｒ ｔ ｒ ｓ ｆＳ ｒ ｎ ｃ ｏ ａ ｐｌ ｒ ｅ ｈ ｒ ｎ ｍ ｅ ａ ｕ ｅ Ｔｅ ｔｏ ｈｏ ｔＣｏ ｄｕ ｔ ｒ Ｓ ｍ ｅ
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Ｉ Ｒ磁 体 系统 由 １ ＴＥ ８个 纵 场 线 圈 、 ６个 中
收 稿 日期 ：０００ —０ 修 回 日期 ：Ｏ ０１－５ ２ １—９２ ； ２ ｉ —２１ 基 金 项 目 ： 家 重点 基 础 研 究 发 展 计 划 资 助 项 目（５ ９ ３ ５ ２ 国 ０５７０３）
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第４ 卷第 １ 期 ５ ２
２ １ 年 １ 月 ０１ ２
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科
学
技
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Ｉ Ｅ 用 极 向场 线 圈 导 体 短 样 Ｔ Ｒ 分 流 温 度 测 试