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。

基于RELAP5的中国氦冷固态包层真空室外破口瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4对中国氦冷固态包层、氦气冷却剂回路和二次侧水冷系统进行建模和系统热工水力安全评价。依据ITER事故分析制定的事故序列,对设计基准真空室外破口进行了瞬态分析,并对比了不同破口位置、面积和停堆方式对第一壁的影响。结果表明:真空室外破口发生在风机的下游较上游危险,且小破口较大破口更危险;若真空室外破口同时包层第一壁破口,也可通过自然循环和辐射换热带走衰变热冷却包层;真空室外破口事故中采用聚变停堆系统的3s停堆方式,可避免第一壁熔化。

铜导体CFETR氦冷固态包层及屏蔽中子学设计与分析

根据铜导体CFETR设计要求,对铜导体CFETR固态包层和屏蔽进行了中子学设计与分析,提出了套管结构的氦冷固态包层设计方案。包层设计和屏蔽分析结果表明,基于套管的氦冷固态包层的氚增殖比(TBR)达到了1.25,满足铜导体CFTER氚自持设计要求;环向场线圈绝缘层在堆寿期内不会出现显著的辐射感应电导率(RIC)与辐射引起的电气性能退化(RIED)效应。

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。

聚变堆氦冷固态包层结构和^6Li富集度对产氚率的影响

在聚变堆固态包层基本参数基础上，建立简化20°模型，包层分第1壁装甲、第1壁冷却板、氚增殖区和支撑结构。分别选择Li4SiO4和Li2O做增殖材料，应用MCNP程序，研究第1壁结构布置和。Li富集度对产氚率的影响。结果表明：^6Li富集度适宜选择在30％～80％之间；第1壁选择Be装甲可提高产氚率；冷却管板的厚度应取3cm以下，以避免对产氚造成不利的影响。

聚变堆交叉冷却固态包层中子学设计优化

针对聚变堆固态包层设计路线,提出了一个交叉排列氦冷固态包层概念。设计采用Be、Li2TiO3分层球床。两种尺寸的氦气冷却管道交叉排列,分两个回路同时冷却,以增加系统安全可靠性。分析比较了4种6Li富集度布置方案。结果表明:径向远离第一壁降低6Li富集度较为合理,靠近第一壁的增殖层6Li富集度不能过低,以减少长期运行中Li的消耗对氚增殖性能的影响。借助蒙特卡罗程序MCNP建立11.25°对称模型,全堆包层氚增殖率为1.176,包层寿期内产氚性能稳定,在包层寿命运行时间内的燃耗分布相对均匀。

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氦冷固态包层及其辅助系统动态氚输运分析

实现氚自持、建立完整的氚循环系统并保证氚安全是中国聚变工程实验堆(CFETR)的主要目标之一。在CFETR氦冷固态包层及其辅助系统设计过程中,需对系统级氚输运行为进行详细分析,包括氚滞留量、释放量、浓度的动态变化等。基于已建立的动态氚分析程序TriSim-Dynamic,在此基础上进行修改完善,利用该程序对CFETR氦冷固态包层及其辅助系统氚动态输运进行分析模拟,得到了冷却剂及提氚吹扫气中氚浓度、氚分压,管壁及结构材料中氚盘存量,氚通过包层结构材料和辅助系统管壁向真空室、水冷系统及建筑的渗透通量动态变化,并将其稳态值与已进行基准校核的稳态氚分析程序TriSim-SA及理论解析解进行比较,以初步验证分析结果的准确性,数据结果也对CFETR氚安全分析提供了一定的参考。

聚变发电试验堆固态包层瞬态电磁载荷的数值模拟

包层作为聚变堆中最重要的部件之一,其工作状态的分析是保证包层系统安全稳定运行的必要一步.以中国聚变工程试验堆中氦冷固态包层为例,分析包层工作所处的电磁环境,根据等离子破裂的具体工况,利用Ansys Workbench平台中的Maxwell电磁模块进行了磁场系统和包层系统的建模,模拟分析具体工况下固态包层上的瞬态电磁载荷,得到等离子破裂下的涡流分布图、矢量图、电磁力曲线图以及产生的扭矩.可知破裂产生的电磁影响在径向上最大,径向电磁力最大且线性破裂的影响大于指数破裂.为CFETR固态包层的安全分析和进一步设计改进提供参考数据.

中国氦冷固态包层热工水力瞬态安全分析

中国氦冷固态包层（TBM）是在国际热核聚变实验堆（ITER）上验证将来聚变商用堆技术可行性的重要一步，相应的热工水力安全分析是保证TBM及ITER安全运行的必要工作。本文使用RELAP5程序，计算了中国氦冷固态包层在稳态和各种严重事故下的热工水力瞬态行为。结果表明，中国氦冷固态包层稳态运行的各种参数都在设计给定范用内；各种事故状态中，由于Ex—Vessel LOCA事故会引起第一壁熔化．是回路系统最严重的失冷事故。In—Vessel LOCA和In—Box LOCA事故并不会对系统造成严重危害基于安全分析结果，TBM结构和中子学设计还可以做进一步改进。

HCCB-DEMO氦冷固态包层热工水力计算及分析

根据这几年HCCB-DEMO包层技术的发展,对原氦冷固态氚增殖包层进行相应设计改进。利用三维有限元软件CFX对该改进设计进行了热工水力学计算及分析。分析模型包括:第一壁,增殖单元,筋板以及三者集成模型。结果表明:各子部件在单独分析的情况下,材料最高温度低于设计要求限值;冷却剂进出口温度为300/500℃,满足设计需求。同时对比分析了集成计算及单独计算的结果,得出第一壁与铍球床之间的相互热作用较大,铍球床材料最大温度会高于设计限值。针对经集成计算后发现的问题,未来将对氦冷固态包层的设计进行进一步的优化。

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。

CFETR氦冷固态增殖包层多物理场氚输运分析

针对中国聚变工程实验堆(CFETR)外中平面氦冷固态增殖包层模块,开展了包层热、流、氚的多物理场耦合模拟分析,获得包层模块的氚分布、氚滞留量及氚渗透量。分析结果显示,在包层球床区无因吹洗气体流动滞缓而造成的氚滞留现象,其吹洗气体流道设计合理。同时,开展了入口吹洗气体掺氢量的参数敏感性分析。分析显示吹洗气体掺氢可以降低材料表面氚浓度,从而降低结构材料中的氚浓度梯度,抑制氚渗透;入口氢气浓度从1ppm增加到1000ppm时,氚渗透量降低为1/20。

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。

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。

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 k W。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。

ITER氦冷固态增殖剂试验包层模块中子学设计与优化

针对ITER中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(HCCB TBM)的概念设计方案进行了初步中子学设计和优化。在铍球床填充率从80%降为62%的情况下,通过调整TBM内部结构的材料和布置,提出了一种中子学性能更好且满足安全要求的设计方案。计算结果表明,优化后HCCB TBM的产氚率比概念设计值提高的满功率运行一天后的产氚量为0.42mg,但总核热和最大功率密度有了一定降低。

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。