ITER第一壁铍-铜界面缺陷的热应力及弹塑性结构分析

doi:10.16568/j.0254-6086.201802012

核聚变与等离子体物理 ›› 2018, Vol. 2 ›› Issue (2): 199-204.DOI: 10.16568/j.0254-6086.201802012

ITER第一壁铍-铜界面缺陷的热应力及弹塑性结构分析

冷桢1，谌继明1，王坤2，康伟山1，黄攀1

(1. 核工业西南物理研究院，成都 610041；2. 中国国际核聚变能源计划执行中心，北京 100862)

收稿日期:2016-04-15 修回日期:2018-04-03 出版日期:2018-06-15 发布日期:2018-06-15
作者简介:冷桢(1989-)，男，四川成都人，硕士研究生，从事热工水力学研究。
基金资助:
国家磁约束核聚变能发展研究专项(2014GB126300)

Thermal stress and elastic-plastic structural analysis of the ITER first wall beryllium-copper interface defects

LENG Zhen1, CHENG Ji-ming1, WANG Kun2, KANG Wei-shan1, HUANG Pan1

(1. Southwestern Institute of Physics, Chengdu 610041; 2. China International Nuclear Fusion Energy Program Execution Center, Beijing 100862)

Received:2016-04-15 Revised:2018-04-03 Online:2018-06-15 Published:2018-06-15

摘要/Abstract

摘要：

为保障第一壁板铍/铜连接的性能满足ITER运行要求，需通过高热负荷疲劳试验评估缺陷的影响，确定可接受的缺陷尺寸、形状、位置等。针对该试验用增强热负荷(EHF)第一壁小模块，通过温度场及弹塑性结构分析，研究试验工况下铍/铜界面预制人工缺陷对模块性能的影响。分析结果表明，缺陷位置和尺寸都会对缺陷附近的弹塑性应变产生直接影响，从而影响模块的热疲劳性能；缺陷越大，影响范围越大；边缘型缺陷的影响远大于中心位置缺陷。

关键词: ITER第一壁, 界面缺陷, 热应力, 弹塑性结构分析, 高热负荷试验

Abstract:

In order to guarantee the performance of the first wall beryllium copper connection under the ITER operation, the high heat flux test (HHFT) should be taken to evaluate the effects of defects, and then determine the acceptable defect size. Aiming at such test, using enhanced heat load (EHF) first wall small module, the temperature field and elastic-plastic structural analysis have been taken to study the effects of Be/CuCrZr interface defects under the high heat flux test condition. Analysis results show that the location and the size of Be/CuCrZr interface defects have a direct impact on local elastic-plastic strain, which affects thermal fatigue performance of the module; the bigger the defects, the greater the influence; marginal type defects is greater than the influence of the center type defects.

Key words: ITER first wall, Interface defects, Thermal stress, Elastic-plastic structural analysis, High heat flux test

中图分类号:

TL62⁺6

冷桢1，谌继明1，王坤2，康伟山1，黄攀1. ITER第一壁铍-铜界面缺陷的热应力及弹塑性结构分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2018, 2(2): 199-204.

LENG Zhen, CHEN Ji-ming, WANG Kun, KANG Wei-shan, HUANG Pan. Thermal stress and elastic-plastic structural analysis of the ITER first wall beryllium-copper interface defects[J]. NUCLEAR FUSION AND PLASMA PHYSICS, 2018, 2(2): 199-204.

[1]	陈畅, 蒋科成, 王万景, 刘松林. 水冷陶瓷包层第一壁制造偏差对传热与热应力的影响分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(3): 314-321.
[2]	蒙建朋, 贾瑞宝, 蔡强, 邱丽媛, 颉延风 . HL-2M 装置烘烤系统管路应力的仿真分析与优化[J]. 核聚变与等离子体物理, 2021, 41(s1): 388-391.
[3]	周毅，谌继明*，王平怀，但敏，金凡亚. 脉冲磁控溅射MoS2-Ti涂层常温及高温真空摩擦磨损性能[J]. 核聚变与等离子体物理, 2020, 40(2): 135-141.
[4]	沈俊田1, 2，袁应龙2，姚列明1，张旺1, 2，陈雅静1, 2，周明涛1, 2，文豪1, 2，吴静*1. HL-2M装置雪花减偏滤器热疲劳分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2019, 39(4): 324-330.
[5]	常小博1，宋云涛2，彭学兵2，卯鑫2. 聚变堆熔盐冷却偏滤器靶板结构设计与分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2018, 2(3): 329-333.
[6]	冷桢，康伟山，谌继明. ITER屏蔽块真空热氦检漏装置热工水力学设计与分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2017, 37(3): 297-301.
[7]	刘丹华，王平怀，李前，杨波，金凡亚，谌继明*，ITER屏蔽包层组. ITER第一壁模块Be/Cu连接界面的热疲劳损伤分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2017, 37(2): 188-193.
[8]	李波，吴杰峰，朱文华，赵连敏，刘亮. EAST 4.6GHz 低杂波器件水冷结构设计与优化[J]. 核聚变与等离子体物理, 2013, 33(2): 155-160.
[9]	康伟山，张秀杰，袁涛，谌继明. ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2011, 31(2): 161-166.
[10]	杨长春, 潘皖江. ITER轴向绝缘子结构设计与分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2010, 30(3): 272-276.
[11]	李勇, 刘德权, 冉红, 蔡立君, 曹曾, 李强. HL-2M真空室截面形式及重力支撑的初步分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2009, 29(3): 229-233.
[12]	刘亮，单家芳，刘甫坤，匡光力. 3.7GHz低杂波传输线系统新陶瓷窗设计[J]. 核聚变与等离子体物理, 2007, 27(1): 48-51.
[13]	邹桂清, 姜韶风, 雷光玖, 周才品. 60kV-55A-2s离子源电极栅的热应力计算与分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2006, 26(4): 263-267.
[14]	易良碧 ,曾建尔 ,李广生 ,张劲松. HL22A装置烘烤时LHCD系统的应力分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2006, 26(1): 17-21.

ITER第一壁铍-铜界面缺陷的热应力及弹塑性结构分析

Thermal stress and elastic-plastic structural analysis of the ITER first wall beryllium-copper interface defects

PDF

可视化

摘要/Abstract

引用本文

使用本文

参考文献

相关文章 14

编辑推荐

Metrics