HL-3装置碳基第一壁螺栓预紧力分析

通过对HL-3装置第一壁基本模块进行高温下的螺栓预紧力分析,获得第一壁结构的应力分布及螺栓预紧力的变化情况,为碳基第一壁结构的现场安装提供数据支撑。

HL-3装置碳基第一壁系统地震响应谱分析

针对HL-3碳基第一壁系统进行了地震工况分析。建立了包含装置主体系统的整体模型,通过模态分析获得第一壁系统的基本动力学特征。采用响应谱法对第一壁分析模型进行地震分析,计算出第一壁结构在工况下的变形和应力分布。分析结果表明,碳基第一壁满足结构设计安全性要求。

铁钛多元微合金化对CuCrZr合金组织和性能的影响

CuCrZr合金由于具有优异的综合性能被广泛应用于高温领域,对于高温耐热铜合金来说,在保持高强高导的同时,需要拥有更好的高温组织稳定性和高温力学性能。本文通过Fe和Ti元素的微合金化提高CuCrZr合金的耐热性能,研究了合金化元素的添加对CuCrZr组织和性能的影响。研究发现Fe和Ti元素的添加使合金的变形机制由滑移主导向滑移和孪生共存转变。由于孪生机制的影响,合金内生成了高密度的纳米孪晶和层错,这些微结构对合金的强度和塑性均能够产生有益作用。研究还发现合金元素的添加改变了CuCrZr合金中第二相的成分,使得纳米尺度和微纳尺度的第二相由Cr颗粒变成了Cr/Fe颗粒。由于微合金化元素的添加改变了合金的微观组织和第二相,最终使得合金的高温性能稳定性有了一定程度的提高。

偏滤器穿管型结构材料的高温可靠性试验分析

中国聚变工程实验堆(CFETR)偏滤器材料采用穿管型结构,由最外层钨、铜中间层、铬锆铜(CuCrZr)或低活化马氏体钢(CLAM)热沉组成。探究了铜和两种热沉材料高温性能。对铜进行了高温低周疲劳试验,验证了铜夹层在不同工况下的循环寿命。对于CuCrZr和CLAM两种材料,进行了不同工况的应力松弛试验,拟合得到了松弛应力与总应变的关系式,对试验结果进行了对比。

EAST边缘等离子体中钨表面电弧诱导实验研究

在EAST装置中利用材料与等离子体测试平台MAPES对不同表面性质和结构的钨样品进行了边缘等离子体条件下的起弧诱导实验研究。结果显示只有纳米丝结构的钨表面成功产生了电弧,表明了钨表面的纳米丝结构更有利于电弧的触发,甚至在装置远离刮削层区域的地方也能诱导电弧触发。在纳米丝钨表面起弧过程中会产生两种不同的电弧,其中较强电弧能产生熔坑,并溅射出液滴,是等离子体中尘埃及杂质的重要来源。弧坑直径约为3μm,深度约为0.7μm,在电弧熔坑中心区域形成了一些小孔和纳米结构,其周围的熔化液滴也存在类似的结构。

中国ITER氦冷固态实验包层模块氚工艺系统设计

基于ITERCHHCSBTBM的设计特点,设计了相关的氚工艺辅助系统。描述了氚提取系统(TES)、冷却剂纯化系统(CPS)、氚测量系统(TMS)的功能、设计参数和工艺流程等。TES用于氚提取、储存、同位素的分离;CPS实现氧氮等杂质和氚的去除及冷却剂的定量处理和分析等功能;TMS不仅可以定量分析氚含量,而且必要时可替代TES。氚渗透及氚安全的分析表明,通过CHHCSBTBM以及辅助系统向环境释放的氚可控制在ITER的氚安全限度内。

材料中氢同位素行为热脱附谱实验方法研究

材料中氢同位素行为研究是确保聚变堆安全和经济性的关键问题和重要研究方向。为研究材料中氢同位素的扩散、释放、居留等特性,建立了一种联合四极质谱仪(QMS)的热脱附谱(TDS)实验方法,解决了TDS系统超高真空、低氢同位素质谱本底、线性升温速率控制以及灵敏度标定等关键科学技术问题。通过涡轮分子泵和二级溅射离子泵实现了优于1×10-7 Pa的超高真空,本底H2分压降至1×10-9 Pa。通过MCGS直流PID控温程序实现样品升温速率在1～100K/min范围可调,采用漏率可变的特制通导型玻璃漏孔标定TDS系统的氘气脱附速率灵敏度,确定该灵敏度系数α和最小可检测氘气热脱附速率(脱附速率灵敏度)分别为6.22×1024 s-1.A-1、1.24×10-10 s-1。采用镀镍Zr-4合金吸氘样品验证了TDS方法的有效性,初步分析了Zr-4中的氘热脱附特性。

ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析

介绍了屏蔽包层最新的设计方案,对比了2004年DDD设计方案与新方案在第一壁和屏蔽块结构上的差别,并对第8号包层模块的屏蔽块进行了热工水力和热应力的分析。结果表明,第8号包层模块屏蔽块的最高温度不超过200oC,最大Von-Mise应力在200MPa以内,基本满足ITER设计要求,但冷却剂压降稍微偏大,达到0.44MPa。另外,在屏蔽块前端暴露在等离子体表面热负荷的部位,根据热应力分析计算结果,对其承载热负荷能力进行评估,改进了设计方案。

HCSB-DEMO包层热工水力及中子学计算

通过对HCSB-DEMO示范堆包层子模块进行热工水力及中子学的迭代计算及优化,得到了第一壁、包层子模块在单独冷却下满足要求的结构布局。材料温度均已低于限值,冷却剂出口温度达到了500℃,冷却剂压降也符合工程上的要求,同时TBR在不考虑格架等复杂结构的情况下达到了1.30。结合得到的结构布局对第一壁、包层子模块共同冷却情况进行了讨论,鉴于第一壁是具有高热负载的特殊部件,建议工程上采用单独冷却方式进行冷却。

用蒙特卡罗法研究聚变中子在第一壁引起的辐照损伤

本文用蒙特卡罗法建立了适用于静态复成份非晶态靶的中子输运程序NTGM和辐照损伤程序NRDGM,用以研究第一壁的辐照损伤。计算了EHR第一壁(316ss)的PKA能谱在30eV到1MeV之间,在平均壁负荷为1MW/m^2时,平均原子位移率dpa为20.6dpa/a,平均氦产生率为247.18appm/a,平均氢产生率为721.15appm/a。用此结果与EHP结果比较得出,在相同壁负荷下,混合堆的辐照损伤比纯聚变堆严重。计算中使用的截面数据来自MC(87)n数据库。

ITER第一壁CuCrZr/316L(N)复合板的制作及检测

以CuCrZr合金板为基板,316L(N)-IG不锈钢板为复板,制作了CuCrZr/316L(N)-IG爆炸复合板用于ITER第一壁热沉部件。对其进行了金相试验、硬度测试以及拉伸试验等。结果显示,复合板界面层具有明显的波状组织,平均波长和波高分别为1200mm和500mm,室温下抗拉强度达到394MPa。用复合板制作了6个第一壁小模块,进行质量认证试验,结果表明其满足ITER要求。

HT-7超导托卡马克第一壁硼化膜扫描电镜(SEM)分析

ＨＴ－７超导托卡马克采用原位气相沉积法在其内真空室第一壁沉积一层含硼膜。在与第一壁同样径向位置处放了几个不锈钢和石墨样品，以取样第一壁上沉积的鲜膜和经过等离子体轰击的轰击膜，并对它们进行扫描电镜分析。扫描电镜图反映了硼化膜的形貌和等离子体对第一壁的多种作用，从而充分地证实了膜对第一壁的保护作用。

ITER第一壁模块Be/Cu连接失效分析

为了分析ITER第一壁模块试制过程中Be/Cu界面经热等静压扩散连接后出现的不可接受的大尺寸缺陷,对Be/Cu连接失效的模块进行了破坏性试验。首先采用线切割对模块进行解剖,并对连接界面缺陷区域及非缺陷区域通过金相观察、SEM观察及能谱分析进行对比,初步确定了界面连接的失效机理。

影响HL-2M偏滤器靶板冷却性能的结构参数研究

在石墨瓦和热沉板可达到的最高温度的优化目标下,基于热传导和对流换热方程,利用CFX软件采用单一参数分析的方法对HL-2M偏滤器石墨瓦厚度、热沉板内管道中心位置、管道直径、石墨瓦与热沉板接触热阻等关键结构设计变量进行了数值仿真及分析。研究结果表明:石墨瓦厚度为25mm时,HL-2M偏滤器冷却性能最佳;热沉板内管道中心离靶板表面越远,其热交换性能越差,且近似呈线性关系;热沉板内管道直径增大,对偏滤器冷却性能略有提高;石墨瓦与热沉板之间传热系数越大,偏滤器冷却性能有所改善,但对热沉板的热冲击越大。

低温装置材料表面辐射系数实验研究

材料表面辐射系数与材料的种类、壁面的温度以及材料的表面状况有关。文中对不同材料的不同表面和不同温度情况下的辐射系数进行了实验研究 ,为低温装置系统表面处理工艺方法提供了依据。

HL-1M装置内壁锂化实验进展

针对聚变装置在聚变研究中的器壁原位处理问题，详细地描述了 HL－ 1M装置原位锂化技术和锂涂层性能及其锂化效果，并探讨了锂化机理。指出了这种锂化工艺存在的缺陷。

HT-7超导托卡马克第1壁B/C膜吸O性研究

通常在托卡马克第 1壁沉积 1层B膜 ,以降低托卡马克等离子体的O杂质。在HT 7第 1壁位置处放了几个石墨样品 ,它们与HT 7一起硼化。硼化后取出部分样品膜 ,剩余样品留在真空室接受聚变等离子体的轰击。对鲜膜和轰击膜进行XPS分析 ,发现在成膜过程中B膜开始吸O ;等离子体轰击时 ,B膜进一步吸O。O在膜中与B以化合态B2 O3 形式存在。并对实际中存在的一些问题进行了探讨。

HL-1M装置第一壁锂-硅复合涂层及其效果

在HL 1M装置上新开发出一种第一壁原位锂 硅复合涂覆技术。装置涂覆后 ,真空室内的真空度上升 ,杂质气体的分压强下降 ,低于单一的硅化或锂涂覆。在相同放电参数下 ,具有锂 硅涂层的放电与原位硅化放电相比 :等离子体中的碳、氧杂质浓度下降了 30 % ,尤其是随着等离子体密度上升碳杂质下降得更显著 ;等离子体能量辐射损失降低了 2 5 % ;等离子体边缘温度和密度有所降低 ,这表明等离子体内部约束得到改善。有原位锂 硅复合涂覆的放电结果略好于或同于单一原位锂涂覆放电的结果 ,但这种复合涂层能维持 10 0余次托卡马克放电 ,较单一原位锂涂层维持的放电次数高一个数量级 ,这证明了锂 硅复合涂覆技术的优异性能。

垂直位移事故中ITER屏蔽包层的电磁场分析

采用有限元方法计算了垂直位移事故中ITER包层系统及周围主要部件的电磁场力和力矩。通过ANSYS APDL动态模拟垂直位移事件过程中等离子体电流的形状和大小,并加载外界磁场,计算得到了包括包层在内的所有导体内部的感应电流分布。通过计算,得到了各个位置的包层模块的力和力矩,可用于评估该事故下包层系统的安全性。

HL-1装置碳化和采用抽气孔栏时的可见辐射观测

本文描述了HL-1装置器壁碳化和采用抽气孔栏时,氢及杂质通量的变化情况;利用多道可见辐射的时空分布测量,得到了MARFE放电,在产生MARFE时,辐射热也相应增强。