An efficient optimization design for the large and complex components of fusion reactors is crucial to address the engineering design requirements and further promote technical standardization. Based on research status, current engineering designs for fusion reactors have some deficiencies, such as time and energy wastage, inefficiency, and difficulties in covering the typical 'multi-variable multi-objective' design requirements. These are pressing and common problems that urgently need to be overcome. To deal with the aforementioned technical challenges, it is vitally important to design an efficient, precise, and normalized approach that is tailored for the development of future fusion reactors. Therefore, this paper proposes a process-oriented optimization design method, which involves Coupled external parameterized modeling, Experimental points design, Response surface optimization, and Structural integrity validation (CERS), to improve the currently inefficient design methods. And the vacuum cryostat, the largest and complex component of a tokamak, is taken as an example to present the basic procedures of CERS. Firstly, the functions, basic structures, load types, analysis methods, and verification criteria of the cryostat are presented in detail. Then, real-time data interaction between external global parametric variables and ANSYS via coupling is established by CERS, which achieves parametric modeling of the cryostat and efficient experimental point design and optimization analysis with multi-variables and multi-objectives in an automatic way. Subsequently, this study demonstrates the significance and sensitivity of various structural parameters of the cryostat from such objectives as maximum deformation, maximum equivalent stress, and total mass. And the optimal set of its structural parameters is obtained by establishing a mathematical optimization model. Finally, the structural integrity is verified. The results indicate that the optimized cryostat maintains a minimum safety margin of 23% and will not suffer fatigue damage under various load events during its service. Moreover, the nonlinear buckling load multiplier is 5.4, obtained by analyzing the load-displacement curve of the cryostat according to the zero-curvature criterion. This shows that the designed cryostat is stable enough. The proposed method is simple, efficient, and reliable, and can be applied to both the cryostat and other complex components of fusion reactors in engineering design fields. It has great value of practical technical reference and can further promote the standardization of engineering design technology for future fusion reactors.
核融合炉の大型かつ複雑な構成要素に対する効率的な最適化設計は、工学的設計要件に対処し、さらなる技術標準化を促進するために極めて重要である。研究状況に基づくと、現在の核融合炉の工学的設計には、時間とエネルギーの浪費、非効率性、典型的な「多変数・多目的」設計要件をカバーすることの困難さといった、いくつかの欠点がある。これらは緊急に克服される必要がある差し迫った共通の問題である。前述の技術的課題に対処するためには、将来の核融合炉の開発に適した、効率的で精密かつ標準化されたアプローチを設計することが極めて重要である。そこで本論文は、現在の非効率的な設計方法を改善するために、結合外部パラメトリックモデリング、実験点設計、応答曲面最適化、および構造完全性検証(CERS)を含む、プロセス指向の最適化設計方法を提案する。そして、トカマクの最大かつ複雑な構成要素である真空クライオスタットを例として、CERSの基本的な手順を示す。まず、クライオスタットの機能、基本構造、荷重タイプ、解析方法、および検証基準が詳細に提示される。次に、CERSによって、外部の全体パラメトリック変数とANSYS間のリアルタイムデータ相互作用が結合を介して確立され、これによりクライオスタットのパラメトリックモデリングと、多変数・多目的による効率的な実験点設計および最適化解析が自動的に達成される。続いて、本研究は、最大変形、最大相当応力、および総質量といった目的から、クライオスタットの様々な構造パラメータの重要性と感度を示す。そして、数学的最適化モデルを構築することにより、その構造パラメータの最適セットが得られる。最後に、構造完全性が検証される。結果は、最適化されたクライオスタットが23%の最小安全余裕を維持し、その供用期間中の様々な荷重イベント下で疲労損傷を受けないことを示している。さらに、ゼロ曲率基準に従ってクライオスタットの荷重-変位曲線を解析することにより得られた非線形座屈荷重倍率は5.4である。これは、設計されたクライオスタットが十分に安定していることを示している。提案された方法は、簡便で、効率的かつ信頼性が高く、工学的設計分野においてクライオスタットと核融合炉の他の複雑な構成要素の両方に適用できる。それは実用的な技術的参考として大きな価値があり、将来の核融合炉の工学的設計技術の標準化をさらに促進することができる。