不同尺寸单层氧化石墨烯用于膜蒸馏分离H_(2)O/HDO

核电站运行产生的放射性氚化水(HTO)的处理涉及到H_(2)O/HTO分离难题。实验室研究常把无放射性H_(2)O/HDO(氘化水)分离作为研究模型来代替H_(2)O/HTO分离。近年来,基于多层氧化石墨烯(graphene oxide,GO)膜的膜蒸馏分离工艺显示出较好的H_(2)O/HDO分离效果,但进一步提高分离性能仍需开发新型膜材料或结构。本工作采用不同横向尺寸单层GO制备聚四氟乙烯(PTFE)支撑的氧化石墨烯复合膜用于研究膜蒸馏分离H_(2)O/HDO:(1)选用两种不同横向尺寸的单层GO研究GO横向尺寸对膜的H_(2)O/HDO分离性能影响,基于横向尺寸较小GO膜的渗透通量和分离因子分别可达0.944 L/(m^(2)·h)和1.043,整体分离性能比基于横向尺寸较大GO膜高;(2)为结合不同横向尺寸单层GO的结构特点,把不同横向尺寸单层GO混合制备复合膜,当两种石墨烯质量比例为1∶1时,所得GO复合膜的渗透通量可达0.806 L/(m^(2)·h),比基于横向尺寸较大GO复合膜的渗透通量高,而两者分离因子相近;(3)对横向尺寸较大GO进行刻蚀处理,可提高膜蒸馏分离H_(2)O/HDO性能。结果表明:单层氧化石墨烯的横向尺寸可影响膜蒸馏分离H_(2)O/HDO性能;基于横向尺寸较小单层氧化石墨烯或混合不同横向尺寸单层氧化石墨烯制备的膜具有较好的膜蒸馏分离H_(2)O/HDO性能;并且刻蚀处理横向尺寸较大GO也可提高膜蒸馏分离H_(2)O/HDO性能。因此,本工作可指导后续发展新型膜材料或膜结构以实现H_(2)O/HDO分离效果更好的膜蒸馏工艺,为含HTO的放射性废水处理问题提供解决方案。

基于线段近似法的姿态控制线圈磁场位形研究

基于线段近似方法对几何结构相对复杂的偶极场姿态控制(Tilt-Slide-Rotate coils,TSR)线圈的线圈作用力进行了研究。在偶极场倾斜和偏移情况下,分别通过控制对侧和同侧TSR线圈产生磁力使偶极场线圈恢复平衡位置的情形进行了建模分析。计算TSR线圈和偶极场线圈耦合磁场及分析磁场线结构,并采用具有正弦电流形式的TSR线圈激励磁场模拟环向磁扰动,对扰动磁场在赤道面上的庞加莱截面图的磁场线结构和相位进行分析。发现仅通过一组同侧或对侧TSR线圈控制偶极场线圈使其恢复平衡时该过程具有力学不稳定性,需要多组TSR线圈协同控制。对全部TSR线圈施加伪正弦电流,会对背景偶极磁场产生压缩和拉伸效应,并且控制TSR线圈电流来控制压缩位置相位,该过程验证了多TSR线圈控制偶极场线圈姿态的可行性,但同时会使背景磁场发生漂移及形成开放磁场线,这可能会驱动等离子体不稳定性及导致粒子的损失。

CAT-1偶极场超导磁体的悬浮控制与仿真

“天环一号”(China Astro-Torus 1,CAT-1)是一个悬浮偶极场磁约束装置,主要用于偶极场等离子体物理实验研究,要求中心悬浮超导磁体在无冷却和无电源条件下稳定悬浮至少5 h。本文设计了超导托举磁体与中心悬浮磁体环耦合的悬浮控制系统,为确保1200 kg、5 MA中心悬浮磁体环稳定悬浮,完成了控制系统的Simulink模型建立和仿真,基于Routh-Hurwitz稳定判据,研究了PID(Proportion-Integral-Derivative)控制策略对稳定控制影响,确定了稳定控制参数选取的范围:理想条件下PD(Proportion-Derivative)控制系统上升时间为0.1545 s、峰值时间为0.6283 s、调节时间0.0848 s。结果表明:基于PD控制能够在较短的时间内将悬浮超导环恢复在预设平衡位置,采用合适的启动方式可极大地降低电路的负载。本结果为悬浮超导悬浮偶极场装置设计研发提供了关键技术支撑。

ITER试验包层模块的中子学分析与设计

ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据。本文首先应用TRANSX程序完成基于FENDL2.0新库制作,以及中子输运程序和数据库的基准检验;然后应用二维中子输运程序TWODANT,计算和分析了中国氦冷Li4SiO4固体氚增殖剂的试验包层模块的功率密度分布、增殖区产氚特性、结构材料的中子辐照特性、结构材料和增殖材料的产氢和产氦等特性,并给出一个经合理优化的TBM中子学初步设计结果。

中国HCSB TBM模块的优化与设计进展

简要介绍国际热核实验反应堆(ITER)对于DEMO增殖包层(DEMO-BB)的科学和实验价值、试验包层模块(TBM)的功能目标及总体测试战略,重点介绍和讨论中国氦冷固态TBM模块自2003年到2010年的设计发展进程情况,如总体结构设计进展、中子学优化、热工水力学优化、电磁结构优化等,总结了一些重要的设计经验。

ST嬗变堆中心柱的中子学及中子辐照效应研究

基于先进核数据库ENDF B VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果 ,分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布 ,以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及更换寿命的影响进行了分析和计算。结果表明 ,中子辐照直接改变了中心柱导体材料的电阻率分布。热工 水力学分析和计算表明 ,电流不均匀分布可显著地延长中心柱的使用寿命 ,并估算出ST嬗变堆中心柱设计的更换寿命大约

具有3×3子模块结构的中国HCSB TBM的三维中子学计算(英文)

采用三维中子学程序MCNP及FENDL2.0数据库,对具有3×3子模块结构的中国氦冷固体增殖剂(HCSB)的氚增殖包层模块(TBM)进行了三维中子学计算。计算条件是:壁负载因子是0.78 MW/m2、运行因子是22%。计算得到的TBM氚增殖比(TBR)是0.907、总氚产生率是0.017 5 g/d、最大功率密度9.27MW/m2及总功率沉积0.422 MW/m3。

核聚变能源的开发现状及新进展

受控核聚变能源开发研究的最终目标是建成经济性能优异、安全可靠、无环境污染的聚变电站,成为国民经济发展的支柱性能源。开发核聚变能源,对于我国的可持续发展有着重要的战略和经济意义。本文立足我国"压水堆、快堆、聚变堆"三步走的核能发展战略,简要回顾了世界磁约束受控核聚变能技术开发的历史、现状及进展,介绍了近年ITER、CFETR、DEMO及高温超导等聚变能开发的一些重要的新进展新成果,以及我国聚变能未来的发展战略及路线图。

STR型脉冲聚变堆系统参数和经济性研究

应用系统经济程序ＳＹＳＴＯＫ对大环径比脉冲聚变堆ＳＴＲ（ＳｌｅｎｄｅｒＴｏｋａｍａｋＲｅａｃｔｏｒ）概念设计进行了系统参数模拟，并对它的投资费用和电成本进行了估算。为便于ＳＴＲ设计参数和经济性的分析与评估，参考了美国的ＡＲＩＥＳ－Ⅱ和ＰＵＬＳＡＲ－Ⅱ聚变堆设计并与之进行了比较。采用电成本ＣＯＥ（ＣｏｓｔｏｆＥｌｅｃｔｒｉｃｉｔｙ）为目标函数，对ＳＴＲ系统参数优化进行了研究。对ＳＴＲ电厂的ＣＯＥ与石油电厂、液化天然气电厂、煤电厂及裂变堆电厂的ＣＯＥ进行了分析比较。ＳＴＲ型聚变堆的长脉冲和大聚变功率特性使其具有相对良好的经济性和现实可能性。

托卡马克工程试验混合堆概念设计

本文描述了托卡马克工程试验混合堆(TETB-Ⅲ)的概念设计。堆芯等离子体、各类磁体、包层中子学与热工水力、磁体屏蔽等设计协调一致地体现在堆结构设计中。结构设计考虑了各部件维修的需要和冷却剂进出管道的具体安排。燃料增殖只安排在等离子体环的外侧包层,放宽对内侧包层的中子学性能要求,以及实现较低的锂冷却剂磁流体动力学压降等是设计的一些特点。最后,对设计进行了安全性分析和有关放射性的计算。

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块1×4方案子模块后板结构设计

针对中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CH HCCB TBM),提出了新的1×4结构设计方案,在此基础上对TBM模块的核心部件子模块及其复杂的后板系统进行了详细的结构设计,并对子模块的后板系统进行了初步的结构承压分析。

中国ITER固态实验包层模块热工水力优化设计和分析

在中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)热工水力优化设计的基础上,利用有限元程序ANSYS和计算流体力学程序FLUENT对实验包层模块进行了相应的分析。分析结果表明热工水力优化是合理的,是可以接受的。

ITER试验包层模块活化计算与环境安全分析

运用聚变堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AFDC-DLIB,计算了ITER中国氦冷固态增殖试验包层模块设计中活化产物的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP值。计算结果表明:对于试验包层模块来说,在500MW聚变功率下运行一年,停堆时的总放射性、余热和BHP值分别为2.10×1016Bq、5.06×10-3MW和68.6km3.(kW)-1。结果表明:中国氦冷实验包层模块不存在突出的安全问题。

中国ITER固态实验包层模块第一壁结构初步分析

对中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁的重力分析结果表明,由重力导致的应力和位移形变很小,可以忽略其影响;而第一壁的热结构分析表明,第一壁铍保护板的应力偏大,从结构设计角度出发建议采用钨铜合金代替铍作为第一壁的保护材料。

中国ITER固态增殖剂实验包层模块第一壁瞬态热分析

利用通用有限元程序ANSYS对中国氦冷固态氚增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁进行了稳态热分析。结果表明,第一壁铍保护板和RAFM钢的最高温度符合热工安全设计要求。对第一壁表面热流密度随时间变化的瞬态情况进行了分析,给出了随时间变化的结果。对第一壁两种典型的事故情形开展了初步分析,并对分析结果和事故影响进行了相应讨论。

中国氦冷固态实验包层2×6模块中子学计算分析

为了满足ITER对波纹度的要求,核工业西南物理研究院提出了新的减少低活化铁素体钢的氦冷固态(HCSB)实验包层模块(TBM)设计方案。采用MCNP程序及ITER全堆MCNP模型,对新设计的2×6HCSB-TBM进行三维中子学计算分析,给出了模块产氚率、核热沉积和功率密度分布等结果。在ITER运行因子为22%时,HCSB-TBM的产氚率为12.68mg/d。TBM内总核热沉积为522.5kW,最高功率密度为11.8W/cm3,出现在氚增殖区Li4SiO4中。计算结果可为TBM进一步的结构、热工水力学优化及其他系统设计提供中子学数据。

中国固态包层模块单轴热扩散焊接实验初步研究

利用单轴热扩散焊设备对中国固态包层模块结构材料CLF-1钢进行了初步的实验研究。实验结果表明,在焊缝界面结合率达到一定程度时,焊件接头的拉伸强度与塑性性能可以达到母材的水平;但焊件接头的冲击韧性则很敏感,其中最好的实验测试值只达到了母材相应值的48%,这与焊缝界面上残留污染物所导致的接头空隙缺陷有关。

压水反应堆一回路水中二次带电粒子核反应产物的比活度

压水反应堆内的快中子与一回路水中的氢发生弹性散射产生的高能量的质子与水中核靶发生核反应产生了具有放射性的核素。以秦山二期压水堆为例 ,计算了高能中子通量 ,求出了质子能谱 ,然后计算了一回路水中由16O(p,α) 13 N反应产生的13 N、18O(p ,n) 18F反应产生的18F和11B(p ,n) 11C反应产生的11C的产生率。根据一回路水的循环特征 。

ITER中子通量监测器的中子学计算

对ITER中子通量监测器(NFM)建立了简化模型并进行了计算分析。利用MCNP程序模拟计算了具有不同慢化剂材料/类型的NFM的探测效率能量响应和时间响应,通过对结果的分析确定了不同NFM上所使用的慢化剂种类及其用量,同时给出了对ITER NFM的初步物理认识。

FEB聚变实验增殖堆氚投料量及氚回收的研究

运用三维ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ程序ＭＯＲＳＥ－ＣＧＴ，计算了聚变实验增殖堆ＦＥＢ满功率运行１０ｄ后外侧包层各区中的氚浓度、运行１ｄ后内侧包层各区中的氚浓度及运行１ＦＰＹ（满功率年）后Ｂｅ球中的氚投料量，设计了ＦＥＢ堆现场氚的分布流程图。采用组合的燃料净化系统和低温分馏法从等离子体排出气体中回收氚，讨论了从液态锂中回收氚的几种方案用于ＦＥＢ的可行性。