高性能自持燃烧的氘氚等离子体

在等离子体密度分布一定的情况下，从电子、离子的能量输运方程出发，对常规剪切和中心负剪切位形下高性能自持燃烧的氘氚等离子体进行了研究.常规剪切下采用与能量约束改善因子H有关的Bohm热传导系数，中心负剪切下采用一个与磁剪切有关的Bohm-gyro-Bohm混合型的热传导系数，并考虑了α粒子反常扩散和动态反馈加热对氘氚自持燃烧的影响.研究结果表明，常规剪切下当H≥3时，才有较大的能量输出，当H接近4时无须动态反馈加热氘氚就能获得自持燃烧；在中心负剪切位形下，等离子体的运行性能更高，有更高的能量输出，一旦氘氚达 关键词： 高性能等离子体 氘氚自持燃烧 中心负剪切     

分级燃烧稳定性的数值计算

发展低NOx燃烧技术,一个主要方法是通过分级燃烧组合燃烧过程来满足工况下的低污染排放要求.实现该技术的一个关键技术是如何在运行中避免或控制非稳定振荡燃烧.通过对分级燃烧系统的非稳态数值模拟,可以看列燃烧系统动态特性不仅与每个进口的安排有关,也和频率密切相关.通过构建火焰传递函数,可以定量分析火焰动态变化的大小和它们之间的相位关系.这些结果可以帮助我们在设计和运行分级燃烧系统时,防止可能出现的振荡燃烧,实现燃烧系统在全工况下安全、高效运行.     

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。     

LNG装置部分负荷下动态特性的仿真研究

天然气MRC液化装置的动态运行特性对其设计和操作运行有指导意义.MRC系统的动态特性主要取决于循环工况和离心机组运行工况的匹配.采用HYSYS软件建立了液化工艺模型,采用相似准则和工作特性曲线对离心机组的运行工况进行模拟计算.其中特性曲线采用描点并插值查表法进行计算.对部分负荷下液化单元的动态特性进行了仿真研究.在同样...     

HL-2M 装置 300MVA 脉冲发电机组电气制动系统研究

为给 HL-2M 装置 300MVA 脉冲发电机组频繁启停和重大故障时快速停机提供保障，发电机组电气 制动系统采取电气制动和机械制动相结合的运行方式。介绍了 300MVA 脉冲机组电气制动的特殊性，对六相脉冲 同步发电机组电气制动进行了理论分析，确定了电气制动的主回路和控制方案。基于经验证的发电机模型，对正 常工况和极端工况下机组电气制动过程进行了动态模拟，确定了主要设计参数，制动励磁电压和制动电阻分别为 40V 和 0.1Ω。      

脉冲泵浦的掺镱光纤放大器中放大自发辐射动态变化模拟

在低重复率、高能量脉冲的应用场合,光纤放大器中采用脉冲泵浦的方式具有重要意义.本文模拟了脉冲泵浦方式下掺镱双包层增益光纤中放大自发辐射功率的动态变化,为优化脉冲泵浦方式提供了参考.通过有限元分析方法求解光纤中镱离子的速率方程和各光场的功率传输方程,模拟了正向泵浦条件下,泵浦脉冲开始后0~740 μs时间内光纤内部正向、反向放大自发辐射功率分布情况的动态变化以及光纤两端放大自发辐射输出功率随泵浦时间的变化.模拟结果发现了光纤两端正向、反向放大自发辐射功率增长速度的差异之处,以及光纤内部两种放大自发辐射功率分布动态演变的一些特征.     

质子交换膜燃料电池动态特性实验研究

质子交换膜燃料电池动态特性的研究对于实际应用来说非常重要,实验研究了质子交换膜单体燃料电池在负载动态变化及启动过程中性能的响应.基于计算机控制的负载变化,得到了在不同进气加湿程度下电池性能在负载突变时的响应和在启动工况中的变化,结果表明电池电流对电压动态变换的响应很迅速,突变工况下电流密度出现了过增现象,高加湿程度的电池在设计启动过程中获得了更好的性能.     

中国 HCCB-TBM 氚增殖球床热工水力学特性数值模拟

基于 CFD 软件平台,针对中国 HCCB-TBM 氚增殖区球床热工水力学特性开展 3 维数值模拟研究。 依据 ITER 实际运行工况给出吹氚氦气和结构冷却剂氦气在硅酸锂球床内的流动与传热特性,获取球床内详细的 速度分布、温度分布和压力降。计算结果表明：圆球的排列方式影响球床内氦气流场和球床的最高温度;ITER 运行工况下 HCCB-TBM 增殖区硅酸锂小球及其壁面的最高温度不会超过设计温度。研究结果为增殖区热工水力 学方案的设计验证和下一步开展实验提供参考。     

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层(CH HCSB TBM)最新2×6模块化结构设计,用三维中子输运计算程序MCNP/4C和相应数据库,对ITER实验包层模块设计的中子学问题进行计算分析,计算出在实际运行工况下,氚增殖率为0.0123g.d-1,整个TBM内的核热沉积为0.587MW。在各材料区内,最高功率密度为6.26MW.m-3,同时给出了不同材料区的功率密度。     

CN HCCB TBS 的LOFA 与真空室内LOCA 初步分析

基于CN HCCB TBS 的最新设计,用RELAP 5 软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS 在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

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。     

Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆氚燃料循环系统氚盘存量与氚自持初步分析

为研究氚自持条件,建立了Z-FFR氚分析模型,基于理论方程和氚平均滞留时间方法进行计算,得到稳态运行时排灰气处理系统、氚增殖提取系统、同位素分离系统、水去氚化系统的氚质量流分别为52.30,25.40,81.30,3.60 g/day,对应的氚盘存量为52.30,25.40,8.13,1.80 g。同时以氚质量流推导出氚自持判断条件,分析了设计参数能够满足氚自持要求,同时获得了燃烧效率、氚增殖率、提取效率与氚自持的互补关系,三者作为关键参数相互依存,于临界值、设计值、理想值之间分析了氚的自持情况。     

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Using Monte Carlo particle transport code MCNP, the 3D neutronics analysis as well as TBR calculation for high power compact tokamak (CT) test reactor were done. The structure design for helium cooling ceramic breeder (HCCB) blanket was carried out with Li₄SiO₄, Be and the low activated ferrite steel as the tritium breeder, neutron multiplier and structural material respectively. The variation of TBR vs the breeding unit thickness was simulated, under different breeding unit with different structure arrangement. The preliminary optimum design of blanket with tritium self-sufficiency was obtained. The related characteristics of neutron wall loading, energy deposit and power density was given, as supplies data support for the thermal hydraulics and related design and analysis in next step.     

紧凑型托卡马克聚变实验堆包层设计及中子学分析

利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,对紧凑型托卡马克(CT)聚变实验堆方案进行了三维中子学计算分析,特别是氚增殖比(TBR)计算。包层采用了氦冷固态包层(HCCB Blanket)概念,选用正硅酸锂(Li₄SiO₄)作为氚增殖剂,铍作为中子倍增剂,低活化铁素体钢为结构材料。给出了不同增殖单元在不同的排列方式下,TBR 随增殖单元厚度的变化情况,得到了满足氚自持条件下的初步优化的包层设计方案,给出了相关中子壁负载、能量沉积和功率密度的相关特性结果,为后续热工水力和相关设计分析提供了数据支持。     

FEB—E氚循环系统的计算机模拟

对聚变实验增殖堆（ＦＥＢ）工程概要设计的氚燃料循环构造了一个动态子系统模型，研制了模拟氚燃料循环系统的计算机程序ＳＷＩＴＲＩＭ，计算运行一年后１０个子系统中的氚投料量和整个推系统总的氚投料量，这对预示起动一个聚变热功率的１５０ＭＷ量级的实验增殖堆所需的最少初始氚投料量有参考价值，计算结果表明，要求的最少初氚贮备量除了与燃料气体净化系统和同位互分离系统中氚的平均逗留时间有关外，还与包层液态锂中提取氚     

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Based on the design of the 2015 version of China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) water cooled ceramic breeder (WCCB) blanket modules surrounding the plasma, a tritium transport model has been developed. Tritium transport analysis has been carried out for each blanket module with different breeding zones, purge gas loop, coolant loop and steam generator. The results indicate that the concentration, permeability and retention of tritium among blanket modules are different. For all of the WCCB blanket modules in CFETR, the tritium retention inside the breeder is 6.62×10^-2g, the tritium retention inside the structural materials is 2.01g, the tritium retention inside purge gas and coolant loop are 4.03×10^-4g and 0.19g respectively, the tritium permeation through the steam generator tube walls is 20mg•y^-1, the tritium permeation from the coolant pipes is 0.1mg•y^-1.     

CFETR 堆体活化计算与分析

运用FLUKA计算程序对中国聚变工程实验堆(CFETR)进行了一维模拟活化运算,得出了产氚包层、屏蔽层、真空室结构材料、环向场线圈等模块的中子活化特性。计算结果表明,在聚变堆以200MW聚变功率持续稳态运行一年后,刚停堆时堆体的总活度为1.05×10 ¹⁹ Bq,停堆十年后堆体总活度为1.03×10 ¹⁷ Bq,此时堆体的主要残留放射性核素为⁵⁵ Fe。研究结果表明,目前CFETR的设计不存在突出的放射性环境安全问题。     

Tritium Burn-up Depth and Tritium Break-Even Time

Similarly to but quite different from the xenon poisoning effects resulting from fission-produced iodine during the restart-up process of a fission reactor, we introduce a completely new concept of the tritium burn-up depth and tritium break-even time in the fusion energy research area. To show what the least required amount of tritium storage is used to start up a fusion reactor and how long a time the fusion reactor needs to be operated for achieving the tritium break-even during the initial start-up phase due to the finite tritium breeding time that is dependent on the tritium breeder, specific structure of breeding zone, layout of coolant flow pipe, tritium recovery scheme, extraction process, the tritium retention of reactor components, unrecoverable tritium fraction in breeder, leakage to the inertial gas container, and the natural decay etc., we describe this new phenomenon and answer this problem by setting up and by solving a set of equations, which express a dynamic subsystem model of the tritium inventory evolution in a fusion experimental breeder （FEB）. It is found that the tritium burn-up depth is 317g and the tritium break-even time is approximately 240 full power days for FEB designed detail configuration and it is also found that after one-year operation, the tritium storage reaches 1.18kg that is more than the least required amount of tritium storage to start up three of FEB-like fusion reactors.     

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This paper considers the current China fusion engineering test reactor (CFETR) design, and simplifies it to a one-dimensional model. With the multi-particle transport code FLUKA, the neutron activation character of the tritium breeding blanket, shielding layer, vacuum vessel material and TFC of CFETR has been calculated to verify the radiation safety of the present design. The related results provide data reference for designing the components of CFETR and for further neutron activation analysis and calculation. The calculation results show that under the circumstances of one year operation with 200WM fusion power, the total radioactivity is 1.05×10 ¹⁹ Bq after shutdown and 1.03×10 ¹⁷ Bq after cooling for ten years. The primary residual nuclide is⁵⁵ Fe after decaying for ten years. It shows that there isn’t seriously activation safety issue.     

高压氘氚靶球的制备与拉曼光谱研究

氢同位素的定量分析与监测在能源与环境领域都有着重要的意义。激光拉曼光谱由于其可以无损分析氢同位素分子,已经成为一种重要的方法,在国际热核聚变实验反应堆(ITER)和美国萨凡纳河工厂得到了广泛应用。利用高压充气装置得到了惯性约束聚变(ICF)高压靶丸,并对靶丸内气体进行原位拉曼光谱测量,通过对高压下氘氚混合气体的拉曼光谱进行分析得到了靶丸内气体的成分比例,验证了靶丸充气工艺参数。实验表明,在CCD的积分时间延长到1 min时,氘(DD),氘氚(DT)和氚(TT)的测量精度可以达到1%,同时对不同时刻靶丸内气体组分的拉曼光谱进行测量,实验结果表明在氘氚渗透和氚衰变两者共同作用下,靶丸内总气体压力随时间不断下降,但是气体组成基本不发生变化。