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对中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁的重力分析结果表明,由重力导致的应力和位移形变很小,可以忽略其影响;而第一壁的热结构分析表明,第一壁铍保护板的应力偏大,从结构设计角度出发建议采用钨铜合金代替铍作为第一壁的保护材料。     

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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。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块第一壁的改进设计与分析

根据中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CH HCCB TBM)设计方案,对TBM 第一壁进行改进设计,在ITER 相应运行工况条件下,进行了热工水力及应力计算与分析。分析结果表明,改进后的第一壁要求、最大应力值和在最高温度、冷却剂压降及应力分布方面,表现均优于原设计方案第一壁。     

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基于ITER装置窗口C,完成了中国氦冷固态增殖剂试验包层模块的设计改进,给出了模块主要性能参数和设计参数。改进后的TBM包层模块外围尺寸为环向484mm、纵向1660mm和极向675mm。根据该模块设计的结构特点,对研制用材料CLF-1钢真空扩散连接和真空电子束焊等关键工艺进行了研究,初步探索了第一壁等关键部件的研制工艺流程,并最终成功试制了第一壁和子模块冷却板模拟件。     

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使用有限元分析方法,初步分析了中国ITER实验包层模块(CHHCSBTBM)在等离子体大破裂时的电磁安全特性。根据CHHCSBTBM设计结构建立了TBM及其子模块的电磁分析模型,模拟了等离子体大破裂情况下的电磁场边界条件,对CHHCSBTBM及其子模块进行了涡流、应力计算,得到了相应的感生涡流和应力分布。根据得到的应力分布,计算出在等离子体大破裂的不同时刻CHHCSBTBM及其子模块受到的电磁扭矩。用计算结果与材料的容许值相比较,确定了TBM设计的电磁安全性。     

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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。     

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针对水冷包层子模块并行通道的流量分配对热量导出的影响,以水冷包层子模块第一壁为研究对象,对其并行通道试验段的模化设计与流量分配特性展开了研究。采用模化方法对第一壁的结构进行设计,得出试验段相关参数。采用计算流体力学(CFD)的方法对模化设计的试验段进行数值模拟,并分析其流动状态。将结果与原型结构下的流动特性参数进行比较,验证了采用模化方法得到的试验段参数可以有效反映水冷包层子模块第一壁的流动特点,为试验装置的搭建提供参考。     

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为进一步优化实验包层模块的热工水力性能,分别研究了实验包层模块的两种不同冷却方案在正常和极端两种不同工况下的温度分布。用流体数值分析软件FLUENT模拟了实验包层模块关键部件的实际温度分布状况。     

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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 kW.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。     

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Preliminary design for HCSB TBM shield was introduced, and much attention is paid to the comparison between conception design review (CDR) design and the current design, the thermal-hydraulic analyses of TBM shield was performed. The results of analyses indicate that the maximum temperature of TBM shield is about 246.9?? at the bottom key. The velocity, pressure and wall heat transfer coefficient are all well below the allowable values. Moreover, a panel is added to reduce the temperature of bottom key based on the result of thermal-hydraulic analysis.     

HCCB TBM屏蔽块热工水力分析

介绍了HCCB TBM屏蔽块初步设计阶段的最新设计,对比了概念设计评审阶段设计方案在结构上的差别,并对其进行了热工水力的分析。结果表明：温度最高处位于下防剪切键顶端,为246.9℃。速度、压强和对流换热系数均满足ITER标准。另外,根据温度分析计算结果,在下防剪切键处增加了挡板,其对于防剪切键的温度降低有显著效果。     

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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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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。     

Thermal hydraulic and mechanical analysis of CH HCSB TBM

1 Introduction According to the proposed structure design, the neutronics analyses of the CH HCSB TBM in ITER D-T phase have been given [1]. Based on the heat loads conditions of the test blanket module and the results of neutronics calculation during ITE…     

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。     

ITER中子通量监测控制系统建模与设计

根据中子诊断系统测量和控制的需求分析,在Enterprise Architect平台上建立了中子通量监测系统的设计模型。按照ITER制定的仪器控制系统框架,基于用例以及延伸出的系统需求和用户需求,进行了包括信号调理、运行控制、测量计算等功能的详细分析。通过功能映射设计出等离子放电、设备维护检修以及系统验收测试等工作模式下的自动运行流程,完成了符合ITER控制、数据采集及通讯规范的软硬件架构以及与ITER中央控制系统集成的初步设计方案。