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聚变堆在运行过程中，内部部件如偏滤器、包层等面向等离子体的第一壁部件会受到巨大而复杂的热负荷、热应力、电磁力等，导致在堆的有效运行时间内会受到损坏而需要进行维护和更换。由于氘-氚聚变反应的发生，装置内部存在一定剂量的核辐射，整个托卡马克反应堆的堆芯为核辐射环境，操作人员无法直接介入相关环境，所以对堆芯部件的维护需要利用遥控操作的方式来完成，即Remote handling(RH)维护技术。RH维护系统是未来聚变堆的重要组成部分，它对聚变堆部件结构设计、维护效率及维护成本起着决定性作用。RH维护技术是当前磁约束核聚变技术的热点研究领域之一，已被认为是未来通往商用核聚变电站之路上必须解决的关键技术之一。 遥操作维护系统是一个包括机械、电子、液压、计算机等多种类型的元部件和控制软件在内的复杂系统。它具有较复杂的功能，发生故障时对主机系统的危害性较大，因此提高其可靠性是将来聚变堆技术领域发展的一项重要课题。本论文:基于可靠性的聚变堆遥操作维护系统设计分析与控制研究，其目的在于系统论述了目前遥操作维护所需解决的关键技术问题及其发展，从聚变堆所需维护部件的需求出发，对主要部件的维护内容进行系统的总结和分类，对几种不同的聚变堆维护方案的优缺点进行对比分析，给出未来聚变堆的维护方案的可行性建议。从维护系统的可靠性角度对其系统结构进行设计分析，基于可靠性理论的优化设计方法对未来聚变堆及其内部部件的遥操作维护系统进行设计。 首先，根据结构的功能要求，重点对偏滤器遥操作系统进行结构设计并进行运动学分析，建立遥操作维护机器人系统运动学仿真分析模型，验证运动学分析的正确性。确定机械的结构、驱动及传动机构设计方案。 其次，对偏滤器遥操作维护系统三自由度抬升平台进行结构可靠性优化分析，以三自由度抬升平台质量最优为目标函数，在满足结构刚度、强度及可靠性约束的条件下，建立三自由度液压抬升系统可靠性优化设计数学模型，利用智能优化算法得到满足可靠性要求的三自由度平台的最优结构参数。 然后，对遥操作维护系统整体控制方案进行研究，搭建整体遥操作维护控制系统。建立机器人水压驱动系统的数学模型，以其作为研究对象，对大型重载液压伺服驱动系统采用不同的PID控制策略进行分析，并对液压伺服驱动系统的动态特性进行MATLAB/Simulink仿真及优化分析。 最后，在遥操作维护平台可靠性设计分析的基础上，搭建水压伺服控制系统实验平台，利用模糊控制优化算法和差分进化优化算法对比实现对液压缸伺服阀的精确位置控制。通过实验数据及仿真数据的对比分析得到不同的控制策略对液压控制系统控制精度的影响。实验结果表明:与模糊PID控制相比，DE控制算法具有超调量小、响应速度快、抗干扰能力强等优点，最终确定采用DE控制算法作为液压控制系统的核心控制策略。为将来聚变堆遥操作维护系统能够安全、稳定、可靠的运行提供理论参考。