国际热核聚变实验堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)的目标,是通过多国合作,研制一个可以自持燃烧的托卡马克可控核聚变实验装置,用来验证热核聚变反应堆的技术科学性、工程可行性和运行可靠性,为和平、安全利用聚变能进行科学探索和研究。中心螺管磁体线圈的馈线系统,是负责完成向中心螺管磁体线圈传输电流、提供冷却介质和进行运行诊断控制等任务,是超导电缆、冷却管和诊断线缆进出装置的通道。该馈线系统的设计、制造的质量,对于中心螺管磁体、乃至整个ITER装置能否正常运行,起着十分重要的作用。本课题是来源于国家重点基础研究发展规划973项目“国际科技合作重点项目计划”课题,和973项目“ITER超导馈线系统的设计与预研”课题。课题研究的重点,针对ITER装置关键部件——中心螺管磁体馈线系统的结构进行了系统、深入的分析研究,建立了一套多工况(静力、电磁、振动等工况)下馈线系统结构的优化设计方法。通过优化设计、有限元数值仿真分析、结构动态力学分析和实验,优化该馈线系统的结构参数,验证所设计结构的可靠性,为ITER装置的工程设计、制造和建设提供合理和准确的结构参数和依据。本课题论文的研究内容和创新点如下:首先对CS馈线系统中的S弯盒、CTB盒的矩形板加强筋的间距、设置加强筋后的组合截面惯性距进行了设计,并计算与校核了该组合截面的弯曲应力和薄膜应力。在基于工程和物理性能的要求下,对CS馈线系统中的S弯盒、CTB盒、In-duct直线段管、超导母线S形弯曲的结构等进行了数学建模、结构设计、强度分析和结构参数优化,得到结构满足强度条件下的最佳结构形式和结构参数。其次,在In-duct直线段管优化分析的基础上,推导出在小挠度求解条件下薄壳线性稳定的基本方程。然后,依据能量准则的有限元稳定性判据、屈曲点临界载荷特征值的计算原理,对直线段管进行屈曲数值分析比较,得出模型的不同壁厚与临界屈曲载荷的关系曲线,并分析出最佳结构形式不同工况下的各阶屈曲模态变形图和相对应的临界载荷,得出了设置支撑以后的工况对于结构稳定性能有很大提高的结论,并验证了该结构在正常工况和故障状态下均不会发生失稳现象。再次,基于结构振动特征值分析理论、振型分解理论、地震反应谱理论,文章先后对馈线系统的结构进行了模态分析、地震谱响应分析、地震时程分析,获得地震激励下结构响应的极值情况,和结构各点的位移、加速度和应力等的响应随时间变化的时程曲线。通过地震谱响应分析和地震时程分析两种结果数值的比较和分析,验证了在地震激励下CS馈线系统各个结构的安全性能。最后,根据相似比理论、《建筑抗震设计规范》和《核电厂抗震设计规范》,本着满足实验相似模型与电缆原型结构之间的几何、物理、边界条件、动力平衡、运动初始条件相似等的要求原则,并考虑地震模拟振动台承载能力、安装尺寸限制等方面的条件,本课题讨论了实验模型的设计、实验方案和实验目标的确定,对超导电缆相似模型进行不同强度的地震动模拟激励实验,获得结构的动力特性参数,和结构的加速度、位移和应变响应情况。将这些实验数值结果,与地震时程仿真分析的结果进行比较和分析,验证了相似实验结果的准确性和可信性,和装置结构动力学的安全性。