铀基聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元力学分析

次临界能源包层是聚变-裂变混合堆的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。本文利用有限元分析软件对次临界能源包层的第一壁结构、支撑固定结构的相关零部件开展了初步的力学分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图,其中支撑结构的最大应力位于加强筋板与圆柱定位销的连接处,应力值为310.2 MPa;第一壁的最大应力位于“U”形流道拐角处,应力值为240.7 MPa;按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。     

聚变-裂变混合堆系统在能源战略中的地位及其设计中若干问题的分析

简要描述聚变-裂变混合堆在长期能源发展战略中的地位,着重计算分析具有不同类型的聚变堆芯和包层的混合堆生产电能和可裂变核燃料的能力,研究不同类型聚变-裂变混合堆与其支持的卫星堆(如压水堆)组合燃料循环系统生产电能的能力.指出以天然铀或贫化铀为燃料,水冷却的包层设计是一种经济可行、技术风险较小的设计方案.     

Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆总体概念研究进展

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)在核安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境、气候问题的新能源。从Z箍缩驱动聚变方案与聚变靶设计、重复频率驱动器、次临界包层及产氚包层设计、燃料循环等关键问题方面,对Z-FFR工程概念总体研究情况进行了介绍。     

ITER驱动次临界包层总体结构概念设计

详细介绍了ITER驱动的次临界包层结构设计,沿环向360°整个次临界包层被分成36瓣,单瓣包层以等离子工作腔为分界面被分为内、外两部分,分别由第一壁结构、支承结构、燃料区结构、产氚区结构和锆包壳结构等组成。有别于ITER装置现有的小模块包层结构,单瓣内、外包层被设计成一种整体式内置结构,从而减少了裂变燃料区中大量内嵌冷却剂压力管道接头数量、缩短了换料周期并节约了成本。同时考虑到ITER装置本体结构空间对次临界包层的限制,提出了一种既能满足包层热工-流体要求又能实现包层工程焊接安装的管道汇总结构。最后运用Pro/e建模软件建立了包层三维CAD结构图,为后续结构力学分析输出了有限元计算模型。     

ITER驱动次临界包层总体结构概念设计北大核心CSCD

详细介绍了ITER驱动的次临界包层结构设计,沿环向360°整个次临界包层被分成36瓣,单瓣包层以等离子工作腔为分界面被分为内、外两部分,分别由第一壁结构、支承结构、燃料区结构、产氚区结构和锆包壳结构等组成。有别于ITER装置现有的小模块包层结构,单瓣内、外包层被设计成一种整体式内置结构,从而减少了裂变燃料区中大量内嵌冷却剂压力管道接头数量、缩短了换料周期并节约了成本。同时考虑到ITER装置本体结构空间对次临界包层的限制,提出了一种既能满足包层热工-流体要求又能实现包层工程焊接安装的管道汇总结构。最后运用Pro/e建模软件建立了包层三维CAD结构图,为后续结构力学分析输出了有限元计算模型。     

聚变-裂变混合堆快裂变包层与抑制裂变包层的比较

以生产核燃料为主要目的的聚变-裂变混合堆包层,可采用两种不同的设计方案:快裂变包层和抑制裂变包层。它们各具有其长处和不足。本文以两个典型的包层结构为例,作了快裂变包层和抑制裂变包层的中子学计算和对比分析。其结果可作为包层选型设计及技术可行性、安全性、经济性分析的参考。     

磁约束聚变堆次临界包层概念设计研究进展

为使磁约束聚变堆实现能量放大与氚自持,在其等离子体区周围设置次临界包层和产氚包层。采用天然铀合金燃料、轻水作冷却剂兼慢化剂,内嵌压力管式的次临界包层设计方案,通过对包层物理性能、结构概念设计、热工水力性能和安全分析,表明该方案可将聚变能量放大10倍以上,氚增殖比大于1.15,具有天然的临界安全性和良好余热安全性能。立足于近中期可利用的聚变技术,力争实现聚变能源的提前商用,为我国能源可持续发展提供一种有竞争力的技术选项。     

Z箍缩聚变裂变混合堆包层中子学分析

作为一种有竞争力的能源系统,Z箍缩聚变裂变混合堆(Z-FFR)正在开展概念研究,包层研究正是其中重要的一部分。建立了Z-FFR包层设计模型,分析了包层影响因素、中子平衡、通量与功率密度、燃耗等方面,表明该包层设计在50年内能量放大因子、氚增殖比和燃料增殖比的平均值分别为14.91,1.294和5.140,满足设计要求。针对聚变源的脉冲特性进行了包层的瞬态中子学分析,发现燃料区中子脉冲可分为聚变中子、瞬发裂变中子和缓发裂变中子脉冲三个部分,绝大部分热量约在0.01s内沉积。结果较完整地给出了Z-FFR包层的中子学参数,为概念研究提供了基础。     

In-Zinerater液态包层输运燃耗数值模拟

Z-Pinch惯性约束聚变是未来一种有竞争力的能源候选方案。Z-Pinch驱动的聚变裂变混合堆可高效地嬗变反应堆乏燃料中分离出的超铀元素。对美国Sandia国家实验室提出的In-Zinerater混合堆概念进行了中子学分析和数值模拟。在三维输运燃耗耦合程序MCORGS中增加了处理在线添加燃料与去除裂变产物的功能,实现了对液态燃料燃耗过程的模拟。增加6Li丰度和燃料初装量保持寿期初反应性不变,可以减缓寿期内反应性下降趋势。逐步增加包层内超铀元素装量,可以控制整个寿期内反应性基本恒定。聚变功率取20 MW,通过反应性控制,5年内包层能量放大倍数在160～180之间,氚增殖比在1.5～1.7之间,优于In-Zinerater基准设计方案。     

高增益包层失流事故热工安全分析

利用系统分析程序RELAP5/Mod 3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂、部件众多的特点,提出了对包层两套冷却系统的复杂流动和传热结构的等效建模方法,并建立了两套冷却系统间的传热模型。在此基础上完成全包层模型,对稳态运行工况进行了计算验证,并选取燃料区全部失流事故进行安全分析。计算结果表明:在事故过程中,第一壁-产氚区冷却系统能够带走燃料区的部分衰变热,高增益包层的各项热工参数均未超过限值。这表明包层能够有效地抵御此类事故,具有良好的热工安全特性。     

Activation Characteristics of Fuel Breeding Blanket Module in Fusion Driven Subcritical System

Shortage of energy resources and production of long-lived radioactivity wastes from fission reactors are among the main problems which will be faced in the world in the near future. The conceptual design of a fusion driven subcritical system (FDS) is underway in Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences. There are alternative designs for multi-functional blanket modules of the FDS, such as fuel breeding blanket module (FBB) to produce fuels for fission reactors, tritium breeding blanket module to produce the fuel, i.e. tritium, for fusion reactor and waste transmutation blanket module to try to permanently dispose of long-lived radioactivity wastes from fission reactors, etc. Activation of the fuel breeding blanket of the fusion driven subcritical system (FDSFBB) by D-T fusion neutrons from the plasma and fission neutrons from the hybrid blanket are calculated and analysed under the neutron wall loading 0.5 MW/m2 and neutron fluence 15 MW.yr/m2. The neutron spectrum is calculated with the worldwide-used transport code MCNP/4C and activation calculations are carried out with the well known European inventory code FISPACT/99 with the latest released IAEA Fusion Evaluated Nuclear Data Library FENDL-2.0 and the ENDF/B-V uranium evaluated data. Induced radioactivities, dose rates and afterheats, etc, for different components of the FDS-FBB are compared and analysed.     

加速器驱动快/热耦合次临界系统的概念设计

对加速器驱动快／热耦合次临界系统进行了概念设计研究。在该系统中,内区的快包层和外区的热包层是相互独立的,快、热包层之间为空腔和B4C包层以实现单向耦合。快包层装以合金（MA＋Pu）Zr为燃料,热包层初始循环装以氧化物（Th＋Pu）O₂为燃料,平衡循环装以（Th＋^233 U＋Pu）O2为燃料。^99Tc,^129I和^135Cs分别以单质、NaI和CsCl的形式装入热包层。该系统具有较高的能量放大倍数、嬗变效率和燃料转换比:系统能量放大系数不低于320;锕系元素（MA）和裂变产物（FP）的嬗变支持比分别为1个和2个压水堆;热包层的燃料转换比为0．715。 Accelerator driven coupled fast/thermal subcritical system is conceptually designed. In the system, the inner/fast blanket and the outer/thermal blanket are separated each other by large vacuum and B4C coating for on edirection coupling. The metal type fuel （MA ＋ Pu）Zr is loaded into the fast blanket. The oxide type fuels （Th ＋ Pu） O2 and （Th ＋ ^233U ＋ Pu）O2 are loaded into the thermal blanket during the initial cycle and the equilibrium cycle, respectively. ^99Tc, ^129I and ^135Cs are loaded respectively in the form of pure technetium metal, sodium iodide and cesium chlorine into the thermal blanket. The system has good transmutation efficiency, high energy amplification factor and good fuel conversion ability: the energy amplification factor is above 320; the transmutation support ratios of MA and FP are about 1.0 and 2.0 PWRs respectively; the fuel conversion ratio in the thermal blanket is about 0. 715.     

CFETR水冷包层电磁结构耦合分析

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。     

高增益包层冷却系统设计及初步热工水力分析北大核心CSCD

高增益包层氚增殖率能够达到1.5以上,能量放大倍数约为5,包层燃料区平均功率达50MW/m3,针对包层存在高功率密度区的这一特点,设计了采用迂回流动方案的水冷系统,主要由内嵌冷却管和汇总分流腔组成。建立了包括第一壁和燃料区的包层三维热工水力计算模型,利用CFD程序FLUENT对冷却系统进行模拟分析,研究了稳态工况条件下包层关键区域的整体热工水力特性。结果表明,该水冷系统流量分配合理,燃料区冷却剂压降为102kPa,出口温度为594K,符合设计预期。包层温度分布结果表明各区域最高温度均满足限值要求,冷却系统能够有效载出包层内裂变反应释放的热量。     

ITER磁体支撑结构有限元分析

磁体支撑结构是国际热核聚变实验反应堆(ITER)的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。通过对磁体支撑结构各工况下的强度、刚度的数值分析,给出了磁体支撑结构对应工况下各零部件的应力分布及变形量;分析结果表明磁体支撑结构各零部件的最大应力值均小于许用应力,满足强度要求,各零部件变形合理,不会出现脱开失稳现象。通过数值分析,为国际热核反应堆磁体支撑结构提供了理论设计数据,提升了磁体支撑结构的安全性和可靠性。     

CiADS带绕丝燃料棒束通道横流特性

CiADS次临界反应堆采用铅铋作为冷却剂,使用绕丝定位的闭式燃料组件。螺旋绕丝能够使流动工质发生横向交混,增强不同子通道间的动量交换。本工作使用ANSYS ICEM和STAR-CCM+软件划分了结构化网格和多面体网格,对CiADS燃料棒束通道横流特性进行研究,分析了结构化网格与非结构化网格对流动特性的影响。结果显示:相比于非结构化网格,结构化网格的子通道间横流量计算结果更接近LES的结果;结构化网格得到的摩擦因子系数与UCTD公式预测值最为接近,多面体网格的结果比经验公式的预测值小。同时,本研究对现有横流特性经验公式进行了改进,可更准确地预测带绕丝燃料棒束横流特性。上述研究成果提供了子通道程序优化的新思路,同时可为CiADS燃料组件热工水力设计与分析提供参考。     

船载光电转台设计及特定环境下可行性分析

结合船载光电转台的技术要求,通过pro/E软件设计舰载光电转台的机械结构。根据转台的表面材料,运用ABAQUS软件对其在海洋的等价静力风载、极端温度场和海浪振动3种特殊环境下进行表面变形分析,校验结构的应力和应变,确保满足船载光电转台的设计精度要求;得到在等价静力风载作用下,光电转台的最大应力点大小为255 MPa,小于钢的屈服强度355 MPa;在温差作用下最大应力点分别为174.8 MPa、247.1 MPa,均小于铝合金的屈服强度274 MPa;在海浪振动作用下,1~5阶振型的最大形变位置均不在转轴附近。