91儀器信息近日，中國科學(xué)院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院等離子體物理研究所裝置主機工程研究室彭學(xué)兵課題組在ITER內(nèi)部線圈貫穿件的結(jié)構(gòu)完整性評估性研究中取得進展。相關(guān)研究成果以Structural integrity assessment for ITER lower VS coil feedthrough為題，發(fā)表在Nuclear Fusion上，該研究是繼課題組在聚變堆芯部件結(jié)構(gòu)安全研究方面發(fā)表的Evaluation of performance for the EAST upgraded divertor targets during type I ELMy H-mode和Exploring the engineering limit of heat flux of a W/RAFM divertor target for fusion reactors之后的又一新進展。
 　　聚變堆堆芯部件在裝置運行時，需承受穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)熱載荷、電磁載荷等載荷的作用，這些部件的結(jié)構(gòu)安全直接關(guān)系到裝置的可用性、可靠性和安全性。因此，聚變堆芯部件結(jié)構(gòu)安全評估在未來聚變堆的堆芯部件設(shè)計中具有重要意義。
 　　近年來，彭學(xué)兵課題組參考法國RCC-MR和美國ASME標準，逐步構(gòu)建起聚變堆芯部件結(jié)構(gòu)完整性的評估方法，并應(yīng)用到現(xiàn)有裝置和ITER內(nèi)部部件中，取得了一系列進展。研究人員基于對鎢銅水冷偏濾器靶板鎢表面在ELMs瞬態(tài)極高熱負荷作用下的熱結(jié)構(gòu)響應(yīng)特點的分析，構(gòu)建了溫度演化歷程、熱穿透深度和疲勞裂紋萌生壽命3個指標以評估面向等離子體材料在循環(huán)極高熱負荷作用下的熱疲勞失效行為。研究結(jié)果揭示了循環(huán)瞬態(tài)熱負荷作用下表面出現(xiàn)裂紋的緣由(X. Y. Qian, et al 2016 Nucl. Fusion 56 026010)。針對未來聚變堆偏濾器的性能評估，研究人員建立了穩(wěn)態(tài)載荷對應(yīng)的3Sm準則和Bree-diagram準則的結(jié)構(gòu)安全評估流程；結(jié)合雨流計數(shù)法、Neuber法則和Miner損傷線性累積法則，構(gòu)建了循環(huán)載荷對應(yīng)的疲勞損傷和壽命評估的流程；基于結(jié)構(gòu)完整性評估方法，完成了鎢低活化鋼偏濾器的熱承載能力評估(X. Mao, et al 2018 Nucl. Fusion 58 066014)。
 　　基于上述研究成果，課題組進一步推進，考慮聚變堆芯部件在整個生命周期內(nèi)的載荷工況、工況等級及評價準則，完善了聚變堆芯部件結(jié)構(gòu)安全評估的體系，并推廣應(yīng)用到ITER內(nèi)部線圈的結(jié)構(gòu)安全評估。該研究對聚變堆芯部件關(guān)鍵結(jié)構(gòu)設(shè)計、安全評估及優(yōu)化改進具有重要意義。研究工作得到國家磁約束核聚變能發(fā)展研究專項、國家自然科學(xué)基金等的支持，獲得CCFE和ITER相關(guān)科研人員的幫助。