聚变包层的交互式智能设计方法研究与应用
发布时间:2020-04-30 09:03
【摘要】:聚变能具有“清洁、安全、可再生”等优点,被认为是能最终解决人类社会能源问题的重要途径之一。聚变反应堆是实现聚变能利用的重要途径,因此备受世界上主要国家的重视。包层是聚变反应堆中最关键的部件之一,其设计涉及到中子学、热工、结构等多个领域,需要反复迭代优化,存在“迭代次数多、计算复杂”等问题,设计效率低下。本文将可视参数分析引入包层概念设计,提出聚变包层交互式智能辅助设计方法,并基于此方法开发了一款聚变包层集成设计平台软件系统。本文主要工作如下:(1)基于草图的包层方案自动优化方法:本方法分成草图设计和功能区厚度优化两个过程。通过交互式界面用户可以根据领域知识和设计意图快速绘制出包层草图结构。在功能区厚度优化过程中,传统方法需要经过大量迭代过程,计算量大,本文根据包层功能区温度与厚度之间存在单调关系的特点,结合函数拟合提出“预测+验证”的方法,实现对功能区厚度快速自动优化。(2)目标驱动的包层方案交互式优化方法:从整体性能上考虑,还需要对包层结构进行温度平衡优化。为了方便用户进行平衡性分析,本文提出了温度平衡量化指标,并通过可视化方法对温度平衡进行展示,让用户可以直观快速的做出判断。同时本文提供了交互式优化方法及优化策略,用户可以根据设计目标,选择合适的策略完成包层结构的温度平衡性优化。(3)完成聚变包层集成设计平台软件系统的开发:本文结合上述方法,提出了包层集成设计平台的概念,把包层的结构设计、流程控制、方案管理、交互式优化、可视分析等集成在一起构成软件平台,并使用国际热核聚变实验堆包层对本文提出的方法进行验证。该包层之前有科学家花费3个月左右设计完成,使用文中方法科学家2周左右即可完成性能相近甚至更优的包层方案设计,证明了方法的有效性。
【图文】:
图1.2全超导托卡马克核聚变实验装置(EAST)逡逑Fig邋1.2邋Full邋superconducting邋tokamak邋nuclear邋fusion邋experimental邋device逡逑
重大科学研宄工程,是中国在完全吸纳国际热核聚变实验堆(ITER)相关技术的逡逑基础上,预先开展下一代超导热核聚变堆研宄的重大项目[7]。与EAST相比虽然逡逑都是核聚变装置,但是EAST功能上更侧重于实验装置,主要用于科学研究。而逡逑-中国聚变工程实验堆(CFETR)是将科学研宄成果带向了实用化,把聚变能源可逡逑控利用的最终实现作为目标,直接聚焦于聚变能未来的开发和利用上,最终将建逡逑成世界首个核聚变电站。CFETR项目于2017年12月5日在合肥正式启动工程设逡逑计,标志着中国核聚变研究从此开启了新的征程。CFETR计划采取三步走的策略,逡逑最终为实现“中国的聚变梦”。第一阶段到2021年,CFETR正式开始建设;第逡逑二阶段到2035年,计划建成聚变工程实验堆,开启大规模的科学实验;第三阶逡逑段到2050年,聚变工程实验堆实验成功后,建设聚变商业示范堆,实现人类终逡逑极能源的目标[8]。逡逑中科院等离子体物理研究所是我国核聚变重要的研究基地,在高温等离子体逡逑物理实验和核聚变工程技术研宄领域处于国际先进水平,先后建成常规磁体托卡逡逑马克HT-6B、HT-6M,,我国第一个圆截面超导托卡马克核聚变实验装置“合肥超逡逑环”(HT-7),世界上第一个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置(EAST)逡逑等,也是我国CFETR项目主要研究单位,本文内容来自于与之合作。逡逑
【学位授予单位】:合肥工业大学
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TL626
本文编号:2645607
【图文】:
图1.2全超导托卡马克核聚变实验装置(EAST)逡逑Fig邋1.2邋Full邋superconducting邋tokamak邋nuclear邋fusion邋experimental邋device逡逑
重大科学研宄工程,是中国在完全吸纳国际热核聚变实验堆(ITER)相关技术的逡逑基础上,预先开展下一代超导热核聚变堆研宄的重大项目[7]。与EAST相比虽然逡逑都是核聚变装置,但是EAST功能上更侧重于实验装置,主要用于科学研究。而逡逑-中国聚变工程实验堆(CFETR)是将科学研宄成果带向了实用化,把聚变能源可逡逑控利用的最终实现作为目标,直接聚焦于聚变能未来的开发和利用上,最终将建逡逑成世界首个核聚变电站。CFETR项目于2017年12月5日在合肥正式启动工程设逡逑计,标志着中国核聚变研究从此开启了新的征程。CFETR计划采取三步走的策略,逡逑最终为实现“中国的聚变梦”。第一阶段到2021年,CFETR正式开始建设;第逡逑二阶段到2035年,计划建成聚变工程实验堆,开启大规模的科学实验;第三阶逡逑段到2050年,聚变工程实验堆实验成功后,建设聚变商业示范堆,实现人类终逡逑极能源的目标[8]。逡逑中科院等离子体物理研究所是我国核聚变重要的研究基地,在高温等离子体逡逑物理实验和核聚变工程技术研宄领域处于国际先进水平,先后建成常规磁体托卡逡逑马克HT-6B、HT-6M,,我国第一个圆截面超导托卡马克核聚变实验装置“合肥超逡逑环”(HT-7),世界上第一个全超导非圆截面托卡马克核聚变实验装置(EAST)逡逑等,也是我国CFETR项目主要研究单位,本文内容来自于与之合作。逡逑
【学位授予单位】:合肥工业大学
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TL626
【参考文献】
相关期刊论文 前7条
1 严浩;毕延芳;;CFETR中心螺管模型线圈稳定性分析[J];低温与超导;2014年11期
2 任磊;杜一;马帅;张小龙;戴国忠;;大数据可视分析综述[J];软件学报;2014年09期
3 魏振军;;数据信息可视化的一个经典案例[J];中国统计;2013年05期
4 宋志强;;机械优化设计方法综述[J];呼伦贝尔学院学报;2012年05期
5 代珊;;解析信息可视化中的图表设计方法[J];美术大观;2012年05期
6 邓瑞源;董芳芳;王继东;;国际热核聚变实验堆物项分级的初探[J];核标准计量与质量;2011年03期
7 李建刚;赵君煜;彭子龙;;全超导托卡马克核聚变实验装置[J];中国科学院院刊;2008年05期
相关硕士学位论文 前2条
1 尹苗;熔盐包层的设计与中子学计算分析[D];中国科学技术大学;2016年
2 王建强;基于超导托卡马克装置的等离子体密度智能测控系统的研制[D];东华大学;2013年
本文编号:2645607
本文链接:https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/2645607.html