未来聚变示范堆（Demonstration Power PlantReactor，DEMO）中，增殖包层及其第一壁是实现能量提取、氚燃料自持以及辐射防护的关键核部件。六组实验包层模块（Test Blanket Module，TBM）及其辅助系统组成的实验包层系统（TestBlanket Systems，TBSs）将被集成在国际热核聚变实验堆（International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER）的三组专用赤道窗口处，用于验证包层氚增殖、能量提取技术，设计规范与安全规程。聚变堆内等离子体破裂是一种严重的不稳定性，表现为等离子体约束突然被破坏，并快速损失热能与磁能。破裂过程中，等离子体热猝灭与电流猝灭两个阶段将在包层等堆内部件上感生涡流，并产生瞬态强电磁与热载荷。因此，堆内部件破裂载荷的产生机制、分布形式及其预防减缓技术，是托卡马克聚变堆设计与安全运行的关键科学技术问题之一。　　针对以上课题，本文在J-TEXT托卡马克装置上利用以低活化铁素体/马氏体钢（Reduced-Activation Ferritic-Martensitic，RAFM）为结构材料的TBM测试电磁模块（Electro-MagneticTBM Mock-up），研究模块磁性材料对约束磁场的影响，测量模块破裂载荷分布，并对模块与等离子体的作用方式及载荷的产生机制进行分析与讨论。　　本文参考未来ITER TBM的接口结构，设计了电磁模块在J-TEXT装置水平窗口处的安装方式，能够满足模块移动、真空密封、测量系统安装、信号屏蔽、安全性及稳定性等各项实验需求。本文设计研制了约束磁场测量探针阵列与模块破裂电磁载荷、热载荷测量系统。其中，磁场测量阵列采用磁通环探针搭建，极向分辨率为4cm，环向分辨率为1°，可利用扫描测量的方式绘制约束磁场的三维分布。破裂电磁载荷测量系统利用柔性电路板磁探针与罗氏线圈两种方式测量模块第一壁表面感生涡流密度的极向分布，空间分辨率为8mm；在支撑结构上布置应变片桥组用于测量模块承受的各方向总电磁力。基于红外热像仪搭建了热载荷观测平台，时间分辨率为1ms，可实现破裂阶段模块表面瞬时温升分布的测量。　　本文利用以上测量平台，在J-TEXT装置上开展了一系列实验研究，并与有限元数值模拟结果进行了对比分析，对实验现象进行了解释。磁场测量实验表明，电磁模块的安装将使装置环向场与垂直场局部纹波度分别提高到9.5%与37%，引入较大的2/1模误差场分量，并对等离子体击穿零场区产生一定影响，模块退出窗口15cm后，其影响会基本消除。开展主动破裂实验，测量了模块在等离子体破裂时的电磁与热载荷分布，验证了径向麦克斯韦力与径向洛伦兹扭矩为模块的主要载荷形式，破裂时模块表面平均涡流密度峰值达到1.5MA/m2，与磁场作用在模块上产生约为700N·m的径向总扭矩，模块退出窗口10cm后，破裂扭矩可减少约40%。在锁模破裂时模块表面容易形成局部高热负荷，并观测到热斑区温度达到约300℃。实验同时验证了基于磁能转移方法减缓模块电磁载荷冲击的有效性。　　电磁模块实验测量数据与模拟结果能够良好吻合，验证了TBM等相关堆内部件破裂载荷的基本表现形式与产生机制，可为TBM结构优化设计，支撑结构的合理布置等方面提供指导；本文获取的实验结果也可为减缓破裂时电磁与热载荷对堆内部件的冲击破坏，探索减缓方法提供数据支持。