主破裂事故下中国固态实验包层模块电磁场分析

本文基于中国固态实验包层模块(CN HCCB-TBM)优化设计,应用ANSYS软件参数化语言编程方法,对中国固态TBM在ITER等离子体两种主破裂事故下的电磁载荷进行了评估与分析,并利用分析结果进行了电磁-结构和电磁-热的耦合计算。研究结果表明中国固态TBM的更新结构设计在等离子体瞬态变化中符合安全设计要求。

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。

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。

中国ITER固态实验包层模块活化特性计算分析

基于中国ITER氦冷固态实验包层(HCSB-TBM)3×6模块化结构设计,对其活化特性进行了计算分析。利用蒙特卡罗程序MCNP及数据库FENDL/2进行三维中子输运计算,在此基础上,使用欧洲活化分析系统EASY-2007进行了详细的活化计算。结果表明,刚停堆时,测试包层模块(TBM)总活度为1.29×1016Bq,总余热为2.46 kW,且均主要受低活化马氏体钢Eurofer材料控制。活度和余热值均在TBM安全设计范围内,且不会对环境造成显著影响。同时,根据计算的接触剂量率可知,TBM中的活化材料均能采取远程操作实现循环再利用。活化计算结果表明,当前的HCSB-TBM设计从中子活化角度满足ITER安全设计需求。

中国氦冷固态实验包层模块冷却系统换热器管道破裂事故初步分析

利用RELAP对中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBS)冷却系统的换热器管道破裂事故进行了详细的分析,与ITER元件水冷却系统(CCSW-1)进行了比较,对两个系统进行了合理的简化,给出了相应的RELAP节点图,并分析了不同破口事故工况对中国氦冷固态实验包层模块冷却系统和ITER CCWS-1的影响。分析结果表明,事故发生后破口附近会形成类似水锤事件,进入CCWS-1系统的氦气很可能会聚集在CCWS-1系统的高点,需在系统高点设计合理的排气路径。另外,为了限制进入CCWS-1系统的氦气量,建议在换热器水侧进出口处增加隔离阀门,隔离阀必须保证可靠性以及较短的响应时间。

中国氦冷固态增殖剂实验包层模块材料研究进展

在未来核聚变反应堆中,为补充氚的消耗,需要在核聚变堆的包层中进行氚的在线增殖,以维持核聚变反应的持续进行。为验证这一关键技术,在国际热核聚变实验堆(ITER)上开展了ITER TBM计划(实验包层项目)。作为ITER计划成员方之一,中方以中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(HCCB TBM)概念参与ITER TBM计划。HCCB TBM现今进入初步设计阶段,而材料的制备技术和性能数据是支撑其结构设计、安全分析和服役工况评估的基础。本文综述和分析了HCCB TBM结构材料低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)与功能材料氚增殖剂和中子倍增剂的研究现状,并对这些材料下一步的研究方向进行了展望。

中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m2。

ITER中国氦冷固态氚增殖剂实验包层模块中子学设计

实验包层模块（Test Blanket Module，TBM）是将在ITER装置上进行实验的关键部件，它放在ITER装置中子流强最高、热流密度最大的赤道面位置，直接面对等离子体。TBM是为将来发展DEMO聚变堆包层技术而进行模拟和测试未来聚变电站相关材料和技术的重要实验平台。

中国氦冷固态实验包层氦气实验回路设计分析

介绍了拟建的高温高压氦气实验回路的主要目标、特征以及回路中各设备的性能、参数,应用RELAP5程序完成了回路的热工设计分析,CAESAR程序优化了管路和设备的布置及应力分析,结果表明设计具备工程可行性。

ITER实验包层模块初步设计(英文)

中国国际热核聚变实验堆(ITER)氦冷固态氚增殖剂实验包层模块(CHITER HC-SB TBM)设计已经完成。给出了HC-SB TBM的总体设计、性能分析和相关辅助系统的设计。HC-SB TBM氚增殖区的设计采用BOT概念,锂陶瓷做氚增殖剂,氦气做冷却剂和载氚介质,铁素体马氏体钢做结构材料,铍做中子倍增材料。设计和分析结果表明,所提出的设计具有高氚增殖率、结构简单和工程上可行的特点。

ITER固态试验包层模块设计三维活化分析

用三维蒙特卡罗中子-光子输运程序MCNP和放射性计算程序FDKR,对中国ITER氦冷固态试验包层模块(CH HCSB TBM)进行了初步的三维活化分析。计算结果表明:TBM设计中活化产物的放射性、余热和潜在生物危害因子(BHP)主要来自结构材料;在500MW聚变功率下辐照0.53年,停堆时CH HCSB TBM的总放射性、余热和BHP分别为1.182×1017Bq、2.463×10-2MW和5.651×103km3.kW-1。在计算时,通过自动接口程序,实现了MCNP与FDKR之间的自动连接及数据处理。

中国固态增殖剂试验包层系统的氦气冷却系统仿真计算

根据中国固态增殖剂试验包层氦气冷却系统的系统设计和布置情况,利用大型一维流体仿真软件Flowmaster建立了氦气冷却系统的仿真模型。利用该仿真模型,模拟了氦冷系统在产氚包层系统不同工况下氦气流动情况以及各种参数的分布情况,得到了热等待工况、热备用工况、正常运行工况和除氚工况下系统的主要工艺点的温度、压力和流速分布等相关参数,为系统的设计和设备选型提供参考。同时,该仿真模型和结果对中国聚变工程实验堆氦冷系统的仿真模拟具有一定的参考意义。

中国氦冷固态TBM对ITER环向场线圈能量沉积的影响

基于国际热核实验堆(ITER)的Alite模型和中国氦冷固态陶瓷试验包层模块(CN HCCB TBM),对装载了CN HCCB TBM后ITER装置的环向场线圈(TFC)的能量沉积的分布和CN HCCB TBM对能量沉积的影响进行了计算分析。结果表明,放入CN HCCB TBM会使TFC能量沉积减小了3%左右,不会使TFC能量沉积情况恶化;TFC能量沉积主要位于内侧的14个扇区,TFC包壳和超导材料的功率密度的最大值低于限值,满足要求。

CFETR氦冷固态包层设计及热工水力学分析

基于中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)提出了一种新型氦冷固态氚增殖包层设计方案。以托卡马克中平面上一块外包层模块为例,系统介绍了该包层概念设计。基于工程流体力学理论,对包层模块内冷却剂的流动特性进行了理论求解。同时采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件CFX,对包层模块流体域和固体域进行耦合传热分析,求解得到冷却剂的流动特性和理论计算难以求解的固体域温度场分布。计算结果表明:理论计算与模拟结果吻合程度良好,冷却剂在包层内总压降为243 k Pa,总温升为194.6°C,运行在合理区间;包层各结构材料在正常运行工况下的温度可以满足材料的最高温度限制要求,为该包层方案的进一步结构优化和安全分析提供参考。

CFETR固态水冷包层增殖材料对TBR与核热沉积影响的初步分析

中国聚变工程实验堆(CFETR)是正在设计的聚变反应堆。利用蒙特卡罗粒子输运模拟程序MCNP,针对初步设计的以正硅酸锂(Li4SiO4)和钛酸锂(Li2TiO3)为增殖材料的两种固态水冷包层中子学特性进行了计算和分析。通过对不同模型包层氚增殖比、中子壁负载和核热沉积的计算结果的对比分析可知,包层材料和其设计是影响包层中子学性能的主要因素之一。

基于RELAP5的CFETR氦冷陶瓷增殖包层模块热工安全分析

本文对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷增殖(HCCB)包层进行热工安全分析。采用大型反应堆瞬态分析程序RELAP5对HCCB包层建模,并进行稳态分析和假设事故的模拟。计算结果表明,CFETR HCCB包层在真空室内氦气泄漏和增殖区盒内氦气泄漏事故中均未出现结构材料熔化,同时各部分的压强变化情况均未超出设计阈值,包层系统在事故发生后均能有效快速地排出余热。CFETR HCCB包层的设计满足热工安全方面的要求。

TBM子模块冷却剂流量分析及结构改进设计

采用计算流体软件FLUENT对国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)的子模块冷却剂流量分配进行三维数值模拟。结果表明,原有子模块冷却管道内氦气流量分配具有严重的不均匀性,导致冷却剂传热效率降低。为此,在对冷却剂流量进行三维数值模拟的基础上对相应的结构做了合理的改进设计,保证了实验包层模块及ITER的安全运行。

CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发

正在研发的中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,包括磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块。模块设计中涉及用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件来对堆内部件开展热工水力分析,CFD的热源项包括中子学计算产生的核热,而中子学分析软件(如Monte Carlo N particle transport code,MCNP)核热输出结果文件存在CFD软件无法直接读取等问题。因此,基于网格-网格插值和点-点插值法,开发了中子学与CFD核热耦合模块,提供两种途径实现高精度的三维核热耦合。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷陶瓷包层(Helium Cooled Ceramic Breeder blanket,HCCB)中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果表明了核热耦合模块功能的可靠性。

ITER中国固态TBM中子倍增剂和氚增殖剂布置优化

在国际热核实验堆(internationalthermonuclearexperimentreactor,ITER)中国氦冷固态实验包层模块(testblanketmodule,TBM)的初步设计的模型基础上,选择不同的中子增殖剂和氚增殖剂体积比,利用粒子输运程序MCNP(MonteCarloN-particletransportcode)对该TBM物理性能进行了研究。根据均匀混和模型的结果,在Be和Li4SiO4的体积比为2至6之间,氚增殖率最大可达1.20。因此,采用Be和Li4SiO4夹层布置,在几何上逼近最优体积比,选择前端Be和Li4SiO4体积比为2时,氚增殖率达到1.158,能够较好地满足聚变运行的氚自持条件。