ITER HC-SB TBM中子学计算

ITER实验包层模块（TBM）是验证未来聚变反应堆能否实现氚自持、高热量提取的重要实验平台，也是将来发展DEMO聚变堆包层技术而进行电磁陛能测试、热工水力学测试、氚增殖实验的重要工具。TBM位置在ITER装置中中子流强最高、热流密度最大的赤道面，因其位置的强中子辐照特性，TBM中的大量问题都受中子的影响。由于ITER对自身安全的严格要求和对TBM安全性能的要求限制，所以准确计算TBM内部与中子学有关的中子通量、功率密度分布和氚增殖特性等显得非常重要。     

产氚锂陶瓷微球

聚变能源的开发是解决人类能源危机的重要途径之一,包层产氚是实现聚变能源的核心技术,特别是在目前的国际ITER合作计划中明确指出,各ITER参与国将提供自行设计加工的产氚包层参加ITER实验。产氚材料作为重要的一种包层材料,在产氚实验包层的设计、研发中具有重要作用。中国固态TBM产氚实验包层设计初步选择Li4SiO4陶瓷微球作为首选氚增殖剂,Li2TiO3及其他性能优异的锂陶瓷作为候选材料。     

聚变堆与聚变堆材料——ITER氦冷固态增殖剂实验包层模块初步设计

ITER将扮演第一次在聚变堆环境下进行包层实验的重要角色。对发展示范聚变堆的一些关键技术，如氚的自持、高等级热负荷的排出、设计标准的确定、安全需求和环境问题等将在ITER实验包层模块（test blanket module，TBM）中进行实验验证。     

ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算

由于日本和欧共体对固体氚增殖包层已进行了很多实验研究，并且提出了他们的1TER固体氚增殖包层模块(TBM)方案。为了设计具有中国研究基础的氚增殖包层模块方案，我们选定液态锂和锂-铅作为氚增殖材料的ITER包层模块方案。但是包层第一壁的厚度一般只有2～3cm，因为它必须小于14．1MeV聚变中子的平均自程，从结构力学的角度它是非常单薄的。     

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。     

国际热核聚变堆实验增殖包层模块设计

为了验证国际热核聚变堆(ITER)的产氚和能量获取等性能,各国分别提出了不同的实验增殖模块(TBM)设计方案。其总体功能相同,但具体技术路线有区别,不同之处包括冷却剂选择、产氚材料选择、中子倍增剂选择、产氚区布置形式、面向等离子体材料选择、结构材料选择等方面。通过对各TBM方案进行比较分析,评价了各自的优缺点,提出了未来先进产氚包层方案的设计建议。     

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂试验包层(CHHCSBTBM)3×3模块化结构设计,借助一维中子输运计算程序ONEDANT和二维中子输运计算程序TWODANT,对ITER实验包层模块(TBM)设计的中子学问题进行计算。计算出产氚增殖比以及不同材料区的功率密度、中子通量分布和产氚增殖率,并对计算结果进行分析比较。     

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简要介绍了ITER计划的发展历程;综述了ITER实验包层模块计划(ITER-TBM)的历史、主要技术路线和最新的设计与研发进展;概述了与实验包层计划相关的DEMO聚变堆的定义与发展策略。最后,介绍了国内开展的基于固体增殖剂概念的ITER实验包层的初步设计概况,对TBM的研发计划提出了建议。     

ITER氦冷固态增殖剂试验包层模块设计子模块热工水利分析

随着ITER（国际热核实验反应堆）计划的进一步实施，ITER的最初参与方（欧盟、日本和俄罗斯）已经在2001年完成了他们的ITER试验包层模块设计。中国在2003年加入了ITER计划的谈判，并计划发展自己的TBM模块。最初的中国氦冷固态增殖剂（CHHC-SB）TBM模块设计已在2004年完成。在2004年设计版本的基础之上，改进的结构设计也已经完成。结构设计的主要改进是采用子模块化的设计代替了原先的一体化模块设计。改进的设计加强了TBM模块结构的可靠性和灵活性。整个TBM模块由9个子模块组成。对子模块进行热工水利分析是非常重要的，因为子模块作为一个相对独立的模块具有试验包层模块的最基本功能，例如释热、提氚等。     

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给出了中国ITER氦冷固体增殖剂(HCSB)实验包层模块(TBM)整体结构的初步设计。结构设计方案以低活性铁素体钢(RAFS)为结构材料,稳定性极好的惰性氦气作为冷却剂,陶瓷硅酸锂小球为氚增殖材料。包层结构的设计特点是,采用模块化的设计方案,从而提高了包层的可靠性和安全性。     

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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。     

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ITER实验包层模块(TBM)的中子学问题与系统的氚增殖、热工水力、安全等问题密切相关,因此TBM的中子学优化设计极为重要。在CHHCSBTBM设计描述报告的一维中子学计算模型的基础上,利用一维中子输运计算程序ONEDANT和配套的数据库,以功率密度和氚增殖比等参数为优化目标进行中子学优化设计,得到了更为合理的中子学设计方案。     

ITER试验包层模块的中子学分析与设计

ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据。本文首先应用TRANSX程序完成基于FENDL2.0新库制作,以及中子输运程序和数据库的基准检验;然后应用二维中子输运程序TWODANT,计算和分析了中国氦冷Li₄SiO₄固体氚增殖剂的试验包层模块的功率密度分布、增殖区产氚特性、结构材料的中子辐照特性、结构材料和增殖材料的产氢和产氦等特性,并给出一个经合理优化的 TBM中子学初步设计结果。     

聚变堆设计研究进展综述

本文综述了2006年度聚变堆设计研究的主要工作，重点是聚变示范堆DEMO设计，ITER实验包层模块（TBM）设计，聚变堆安全分析与高温、高压氦实验回路建设等方面的进展。     

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用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。     

聚变堆氚系统设计中的一些重要问题研究(Ⅱ)

在文献[1]中,计算了FEB-E 聚变堆PFC 材料内的氚滞留量、堆系统总的氚投料量、启动运行开始阶段的氚坑深度和氚坑时间大小。这里将讨论在ITER 的TBM 氚增殖包层内固体氚增殖剂中的氚如何高效率地被载氚气体带出并且以高效率地提取回收。本部分将进行创新的探索性研究并且提出某些减少氚滞留量和改善氚提取回收效率的新方案,例如：基于氘饱和的海绵效应;第一壁表面建立氘和铍的伴同沉积层;基于在低频外电场作用下载氚气分子和硅酸锂颗粒电极化旋转催化同位素交换速率的增强载氚气提取氚效率“SPB 方法”。     

中国氦冷固态实验包层2×6模型三维中子学计算

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。     

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。     

氦冷固态增殖实验包层安全分析研究进展综述

介绍了氦冷固态增殖实验包层(HCCB TBM)系统,该系统主要由TBM 包层、氦冷却系统、氚提取系统、冷却剂净化系统、氚计量系统和中子活化系统等组成。TBM 结构安全分析主要包括电磁安全分析、热工水力安全分析和中子学安全分析,TBM 材料安全分析主要包括结构材料安全分析、阻氚涂层和氚处理等功能材料安全分析。对国内外学者在上述安全分析研究工作中取得的研究进展进行综述,并对TBM 未来的安全分析工作进行展望,以期对其安全设计提供参考。