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Thermal-Hydraulic System Study of the Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) Test Blanket Module (TBM) for ITER Using System Code RELAP5 被引量:2
1
作者 金雪舟 R.Meyder 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2005年第2期2753-2757,共5页
The HCPB concept has been a European DEMO reference concept for nearly one decade. Detailed thermal-hydraulic study on the control behavior of the whole system is one of the important parts of this development. The th... The HCPB concept has been a European DEMO reference concept for nearly one decade. Detailed thermal-hydraulic study on the control behavior of the whole system is one of the important parts of this development. The thermal-hydraulic effect of the TBM-combined cooling circuit during a cyclic operation in ITER has been studied using the system code RELAP5. The RELAP5 is based on an one-dimensional, transient two-fluid model for the flow of a two-phase steam-water mixture that can contain noncondensable components like Helium. The RELAP5models are modified to take the cyclic operation of the circulator, heat, exchanger, bypass, valves etc in to account. A sequence of operational phases is investigated, starting from the cold state through the heating phase that brings the system to a stand-by condition, followed by typical power cycles applied in ITER. The results show that the implemented control mechanisms keep the inlet temperature to the TBM and the total mass flow rate at the required values through all phases. 展开更多
关键词 test blanket module helium cooled pebble bed RELAP5 cooling system
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Design optimization of first wall and breeder unit module size for the Indian HCCB blanket module
2
作者 Deepak SHARMA Paritosh CHAUDHURI 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2018年第6期200-210,共11页
The Indian test blanket module(TBM) program in ITER is one of the major steps in the Indian fusion reactor program for carrying out the R&D activities in the critical areas like design of tritium breeding blankets ... The Indian test blanket module(TBM) program in ITER is one of the major steps in the Indian fusion reactor program for carrying out the R&D activities in the critical areas like design of tritium breeding blankets relevant to future Indian fusion devices(ITER relevant and DEMO).The Indian Lead–Lithium Cooled Ceramic Breeder(LLCB) blanket concept is one of the Indian DEMO relevant TBM,to be tested in ITER as a part of the TBM program.Helium-Cooled Ceramic Breeder(HCCB) is an alternative blanket concept that consists of lithium titanate(Li_2TiO_3) as ceramic breeder(CB) material in the form of packed pebble beds and beryllium as the neutron multiplier.Specifically,attentions are given to the optimization of first wall coolant channel design and size of breeder unit module considering coolant pressure and thermal loads for the proposed Indian HCCB blanket based on ITER relevant TBM and loading conditions.These analyses will help proceeding further in designing blankets for loads relevant to the future fusion device. 展开更多
关键词 first wall blanket breeder unit thermal hydraulics structural analysis HCCB(helium-cooled ceramic breeder
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Considering for the blanket structure scheme of HCCB DEMO 被引量:2
3
作者 Zhou Zhao Zaixin Li +2 位作者 Xiaoyu Wang Xueren Wang Kaiming Feng 《Theoretical & Applied Mechanics Letters》 CAS CSCD 2019年第3期188-194,共7页
For the solid blanket concept of helium cooled ceramic breeder (HCCB) demonstration fusion power plant (DEMO), a feasible blanket structure with configuration 2×X is proposed as considering relatively low tempera... For the solid blanket concept of helium cooled ceramic breeder (HCCB) demonstration fusion power plant (DEMO), a feasible blanket structure with configuration 2×X is proposed as considering relatively low temperature limit of neutron multiplier beryllium pebbles. Based on that, preliminary design for the typical blanket module of HCCB DEMO has been carried out and verified by thermal-hydraulic analysis and structural analysis. Furthermore, the specific relationship of maximum temperature depended on the surface heating of blanket key part first wall (FW) is also analyzed. 展开更多
关键词 helium cooled ceramic breeder (HCCB) Demonstration fusion power plant (DEMO) blanket structure SCHEME Preliminary design and analysis
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中国HCSB TBM模块的优化与设计进展 被引量:9
4
作者 张国书 冯开明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第S2期107-110,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 氦冷固态增殖剂 试验包层模块 示范堆 氚增殖比
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ITER实验包层模块初步设计(英文) 被引量:2
5
作者 冯开明 张国书 +6 位作者 王晓宇 胡刚 袁涛 陈志 栗再新 赵周 李增强 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期96-100,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 国际热核聚变实验堆 实验包层模块 氦冷固态氚增殖剂包层 实验包层模块
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中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析 被引量:1
6
作者 赵奉超 冯开明 +2 位作者 曹启祥 栗再新 张国书 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期184-191,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 氦冷固态包层 中子学 MCNP程序
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中国ITER固态实验包层模块活化特性计算分析
7
作者 韩静茹 陈义学 +2 位作者 马续波 杨寿海 R.A.Forrest 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期389-394,共6页
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,... 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。 展开更多
关键词 活化 氦冷固态实验包层模块 MCNP程序 FISPACT程序
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ITER中国液态锂铅实验包层模块氦气冷却系统初步设计研究
8
作者 刘松林 汪卫华 +1 位作者 龙鹏程 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第2期183-187,共5页
氦气冷却系统是ITER中国液态锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)在ITER装置内进行实验的重要辅助系统。根据ITER运行时的热工条件、安全要求、空间要求,分析了DFLL-TBM氦气冷却系统的功能,确定氦气冷却系统的设计原则和要求,在此基础上给出氦... 氦气冷却系统是ITER中国液态锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)在ITER装置内进行实验的重要辅助系统。根据ITER运行时的热工条件、安全要求、空间要求,分析了DFLL-TBM氦气冷却系统的功能,确定氦气冷却系统的设计原则和要求,在此基础上给出氦气冷却系统的初步设计方案和设备布置。该氦气系统的特点体现在:双功能,即有宽的裕量满足SLL-TBM和DLL-TBM实验;两条氦气回路共享压力控制单元和氦气净化子系统;旁路设计调节TBM和热交换器氦气的出口温度。 展开更多
关键词 ITER 实验包层模块 氦气冷却系统
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基于离散元方法的氦冷陶瓷增殖包层球床压缩性能研究
9
作者 王开松 杨皓 +1 位作者 汪键 雷明准 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期295-300,共6页
基于开源离散元软件LIGGGHTS-PUBLIC对不同破碎率的Li_(4)SiO_(4)球床进行了单轴压缩试验模拟以研究球床的压缩性能。计算结果表明,在相同的球床应变下,球床应力随着破碎颗粒数量的增大而减小。球床破碎率和恢复系数共同影响球床的整体... 基于开源离散元软件LIGGGHTS-PUBLIC对不同破碎率的Li_(4)SiO_(4)球床进行了单轴压缩试验模拟以研究球床的压缩性能。计算结果表明,在相同的球床应变下,球床应力随着破碎颗粒数量的增大而减小。球床破碎率和恢复系数共同影响球床的整体强度。在球床应变整体较小时,球床平均填充率随球床应变的增大呈线性增大。球床平均配位数随球床应变的增大而增大,并随球床破碎率的增大而减小。 展开更多
关键词 氦冷陶瓷增殖包层 离散元方法 压缩性能 单轴压缩分析 球床
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CFETR水冷包层电磁结构耦合分析
10
作者 王开松 杨皓 徐坤 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期45-50,共6页
利用软件Maxwell对中国聚变工程实验堆(CFETR)高场侧的水冷陶瓷增殖(WCCB)包层进行电磁分析,得到了包层在等离子体电流线性36ms衰减工况下产生的电磁载荷。采用载荷传递耦合法,结合软件ANSYS可得包层中产生的形变位移和等效应力。分析... 利用软件Maxwell对中国聚变工程实验堆(CFETR)高场侧的水冷陶瓷增殖(WCCB)包层进行电磁分析,得到了包层在等离子体电流线性36ms衰减工况下产生的电磁载荷。采用载荷传递耦合法,结合软件ANSYS可得包层中产生的形变位移和等效应力。分析结果表明,WCCB包层中产生的最大等效应力符合设计要求,且形变位移均在许用范围之内,初步验证了包层结构设计的合理性。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 水冷陶瓷增殖包层 电磁分析 等离子体主破裂
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CFETR氦冷陶瓷增殖包层在等离子体主破裂时的电磁结构耦合分析 被引量:2
11
作者 王明 雷明准 +3 位作者 宋云涛 鲁明宣 裴坤 刘素梅 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第6期64-71,共8页
增殖包层作为中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的核心部件,承载着能量转换和氚增殖的重要作用。中国科学院等离子体物理研究所在之前增殖包层设计的基础上,又提出了氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic... 增殖包层作为中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的核心部件,承载着能量转换和氚增殖的重要作用。中国科学院等离子体物理研究所在之前增殖包层设计的基础上,又提出了氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic Breeder,HCCB)包层的概念设计。为评估电磁载荷对HCCB包层结构安全性的影响,借助通用有限元软件ANSYS,研究计算了在等离子体主破裂时包层中产生的感应涡流、洛伦兹力和力矩。通过多物理场耦合分析方法,获取了包层中产生的等效应力和形变位移。结果表明,在等离子体电流指数衰减时,HCCB包层模型上产生的最大等效应力和形变位移满足包层结构设计的要求,同时模拟分析结果也为未来的包层结构优化以及支撑结构设计提供了必要的数据支撑。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 氦冷陶瓷增殖包层 等离子体主破裂
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CFETR氦冷固态增殖剂包层产氚性能研究及优化 被引量:5
12
作者 张宝锐 解衡 +1 位作者 郎明刚 孙倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第9期1649-1655,共7页
氦冷固态增殖剂包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的3种候选包层概念之一。本文基于中国核工业西南物理研究院提出的一种氦冷固态增殖剂包层概念,通过蒙特卡罗输运程序MCNP5建立了包层三维中子学模型,探究了不同几何布置方案及结构设计... 氦冷固态增殖剂包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的3种候选包层概念之一。本文基于中国核工业西南物理研究院提出的一种氦冷固态增殖剂包层概念,通过蒙特卡罗输运程序MCNP5建立了包层三维中子学模型,探究了不同几何布置方案及结构设计参数对包层产氚性能的影响,得到了全堆氚增殖比(TBR)及极向各包层模块产氚分布,并由优化后的模型得到了包层模块核热分布。结果表明,优化后的TBR达到1.177,满足氚自持的最低要求。 展开更多
关键词 CFETR 氦冷固态增殖剂包层 TBR
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CFETR氦冷固态包层及其辅助系统动态氚输运分析 被引量:1
13
作者 李茹烟 王晓宇 +1 位作者 王俊 张龙 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2021年第3期212-222,共11页
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... 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。 展开更多
关键词 CFETR 氦冷固态包层 动态 氚分析
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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 被引量:1
14
作者 田英男 陈义学 +1 位作者 马续波 刘松林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期619-624,共6页
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。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 固态水冷包层 中子学性能分析
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中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层系统设计研发进展 被引量:3
15
作者 王晓宇 段旭如 +7 位作者 赵奉超 张龙 盛倩 吴姝琴 罗德礼 郁杰 武兴华 中国HCCB TBS团队 《中国核电》 2020年第6期753-758,共6页
产氚包层是未来聚变堆实现氚燃料自持和发电的关键部件,为了验证氚增殖包层技术,中国与国际热氦聚变实验堆(ITER)国际组织签署了氦冷陶瓷增殖剂(HCCB)实验包层模块(TBM)协议,为聚变堆环境下的氚增殖包层技术测试提供了契机。通过与ITER... 产氚包层是未来聚变堆实现氚燃料自持和发电的关键部件,为了验证氚增殖包层技术,中国与国际热氦聚变实验堆(ITER)国际组织签署了氦冷陶瓷增殖剂(HCCB)实验包层模块(TBM)协议,为聚变堆环境下的氚增殖包层技术测试提供了契机。通过与ITER国际组织的深入合作,中国已经完成中国氦冷固态增殖剂实验包层及其辅助系统(合称HCCBTBS)的概念设计并获得ITER国际组织批准,正在开展初步设计阶段的设计优化、材料与工艺研发和实验平台搭建,以进一步验证其设计合理性和可行性,这将为HCCBTBS在ITER实验堆上开展测试和氚增殖包层技术的发展奠定坚实基础。 展开更多
关键词 ITER 氦冷固态增殖剂实验包层系统 设计 研发
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HCCB-DEMO氦冷固态包层热工水力计算及分析
16
作者 王苏豪 曹启祥 +3 位作者 武兴华 王晓宇 张国书 冯开明 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期58-63,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 示范堆 氦冷固态氚增殖包层 3D计算流体动力学
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CFD方法研究CFETR WCCB全包层模块不同湍流模型的流场分布与压降
17
作者 高忠平 赵平辉 +3 位作者 李远杰 邓维平 葛志浩 聂星辰 《中国科学技术大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第12期1029-1036,共8页
由于高压水具有优良的热工水力学性能与成熟的工业基础,水冷陶瓷增殖(WCCB)包层成为中国聚变工程实验堆(CFETR)的一种主要的候选包层.为了研究所设计的WCCB包层内的流场分布与压降,采用三维计算流体动力学(CFD)数值模拟方法研究了WCCB... 由于高压水具有优良的热工水力学性能与成熟的工业基础,水冷陶瓷增殖(WCCB)包层成为中国聚变工程实验堆(CFETR)的一种主要的候选包层.为了研究所设计的WCCB包层内的流场分布与压降,采用三维计算流体动力学(CFD)数值模拟方法研究了WCCB包层全模块内的冷却剂流动.结果表明,在冷却板、分隔板和侧板中质量流量分布较均匀,而第一壁中则较不均匀(不均匀度约为30%).由于冷却板中流道较长及流动方向的频繁改变,最大压降出现在冷却板中.考虑到所设计联箱结构上的复杂性,综合考虑湍流模型对模拟结果的影响是必要的.湍流模型的敏感性研究结果表明,湍流模型对包层模块各部件质量流量分配的影响较小;然而,湍流模型对压降的影响是显著的.另外,由于第一壁流场分布得不均匀,有必要对现有包层模块的设计进行优化. 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 水冷陶瓷增殖包层 湍流模型 数值分析
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CFETR增殖包层极向分块对电磁载荷分布影响研究 被引量:1
18
作者 裴坤 鲁明宣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期67-73,共7页
中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的增殖包层采用多模块的设计方案,即在环向和极向上由多个包层模块组成。当发生等离子体大破裂或垂直位移事件等电磁工况时,增殖包层上感应产生的巨大电磁载荷将共同... 中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的增殖包层采用多模块的设计方案,即在环向和极向上由多个包层模块组成。当发生等离子体大破裂或垂直位移事件等电磁工况时,增殖包层上感应产生的巨大电磁载荷将共同作用于背板结构上,严重影响增殖系统的结构稳定性。为了研究增殖包层极向分块对背板电磁载荷分布的影响,使用通用有限元软件ANSYS,实现了一个具有36 ms指数电流猝灭的等离子大破裂工况模拟。首先系统评估了采用U型套管方式的氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic Breeder,HCCB)包层模块上的电磁力和力矩分布。然后详细比较不同极向分块形式对包层扇段电磁载荷分布的影响。研究结果表明:当高场侧包层模块位置和数目不变时,通过增加低场侧包层的极向分块数目,等离子体大破裂工况在低场侧包层上产生的电磁力和力矩均有所减少。对于高场侧包层,当低场侧包层极向分块增加时,径向方向的电磁力有稍微的增加,其他两个方向变化不明显。此外,随着极向分块数目的增加,高/低场侧包层扇段包层的总电磁力均表现出下降的趋势。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 HCCB包层 等离子体大破裂 电磁力和力矩
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水冷陶瓷增殖剂包层氚输运分析
19
作者 张兵 赵雪丽 +1 位作者 马学斌 刘松林 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期301-308,共8页
基于2015版本中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)包层模块设计特点,建立详细的氚输运分析模型,对不同包层模块(包括不同的增殖区)、载氚气回路、冷却剂回路和蒸汽发生器中的氚输运进行分析。结果表明不同包层模块氚的浓度... 基于2015版本中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)包层模块设计特点,建立详细的氚输运分析模型,对不同包层模块(包括不同的增殖区)、载氚气回路、冷却剂回路和蒸汽发生器中的氚输运进行分析。结果表明不同包层模块氚的浓度、渗透量、滞留量均不同,全堆所有包层模块增殖区中氚的滞留量为6.62×10-2g,结构材料中氚滞留量为2.01g,载氚气和冷却剂回路中氚滞留量分别为4.03×10-4g和0.19g,氚通过蒸汽发生器的渗透量为20mg·y-1,冷却剂回路中氚渗透到管道外的量为0.1mg·y-1。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 水冷陶瓷增殖剂包层 氚分析
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锂陶瓷氚增殖剂的中子辐照性能与产氚行为 被引量:10
20
作者 肖成建 陈晓军 +1 位作者 康春梅 汪小琳 《化学进展》 SCIE CAS CSCD 北大核心 2011年第9期1906-1914,共9页
D-T聚变堆采用氚增殖剂与中子反应生成氚来保证其燃料的"自持"。Li2O、LiAlO2、Li2ZrO3、Li2TiO3和Li4SiO4等锂陶瓷材料由于具有良好的化学稳定性、机械力学性能和产氚性能等,是聚变堆主要的候选产氚材料,而其在中子辐照环境... D-T聚变堆采用氚增殖剂与中子反应生成氚来保证其燃料的"自持"。Li2O、LiAlO2、Li2ZrO3、Li2TiO3和Li4SiO4等锂陶瓷材料由于具有良好的化学稳定性、机械力学性能和产氚性能等,是聚变堆主要的候选产氚材料,而其在中子辐照环境下的各种性能和行为是氚增殖包层模块设计所关心的重要内容。本文介绍了国际上锂陶瓷产氚增殖剂的辐照实验研究概况,对材料的辐照性能(材料稳定性、热导性、离子电导性和活化性能等)、堆内/堆外产氚行为、影响氚在陶瓷材料中扩散或释放的各种因素以及近来关注较多的辐照缺陷与释氚行为的相互关系等方面进行了归纳、分析和总结,同时针对中国确定的氦冷固态球床包层模块的技术路线,提出了需要广泛而系统地开展锂陶瓷基础研究的建议,指出今后国际上氚增殖剂的研究重点是高燃耗(>10%)和高荷载破坏情况下锂陶瓷材料的辐照产氚性能以及聚变堆氚增殖包层工程条件因素,如磁场、等离子体诱发电流和中子倍增剂等对锂陶瓷小球释氚行为的影响。 展开更多
关键词 锂陶瓷氚增殖剂 产氚行为 氦冷球床包层 ITER
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