CFETR水冷陶瓷增殖剂包层中子学分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)三维中子学模型，应用蒙特卡罗输运程序MCNP5和IAEA聚变评价核数据库FENDL2.1，完成了WCCB中子学性能分析。研究了在200MW、500MW、1.0GW、1.5GW聚变功率下中子壁载荷(NWL)、氚增殖率(TBR)、核热沉积以及包层材料的辐照损伤。结果显示，目前WCCB包层核分析结果满足CFETR设计要求。     

水冷陶瓷增殖包层第一壁电子束焊接的模拟分析

作为中国聚变工程试验堆(CFETR)的候选包层的水冷陶瓷增殖包层(WCCB)的结构材料为低活化铁素体/马氏体钢(LAFM),WCCB采用电子束焊接(EBW)技术实现连接。第一壁(FW)是WCCB的重要组成部分,在FW的EBW过程中,有多种焊接工艺可供选择。通过有限元模拟,比较了两种不同焊接工艺(第一种为每条焊缝的第一次焊接从FW的同一侧开始,第二种为每条焊缝的第一次焊接从前一次焊接完成的一侧开始)下WCCB的等效应力和变形情况。结果表明,第一种焊接工艺下的等效应力为1289MPa,第二种的等效应力为1286MPa。在焊缝表面上,第一种焊接工艺下沿焊缝的和垂直焊缝的变形量大于第二种下对应的变形量,这为FW焊接工艺的确定、工装设计等提供了有利依据。     

CFETR水冷包层两元混合增殖球床流动特性研究

作为中国聚变工程实验堆(CFETR)候选包层之一的水冷包层(WCCB),拟采用不同尺寸的两元混合增殖球床以增加球床的填充率,从而满足氚增殖比(TBR)要求。采用离散元方法(DEM)建立了满足中子学要求的CFETR水冷包层两元球床填充结构,通过CFD计算分析获取了氦气在球床颗粒间隙之间的流动特性,包括孔隙率分布、速度分布和压降等。     

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本文基于中国固态实验包层模块(CN HCCB-TBM)优化设计,应用ANSYS软件参数化语言编程方法,对中国固态TBM在ITER等离子体两种主破裂事故下的电磁载荷进行了评估与分析,并利用分析结果进行了电磁-结构和电磁-热的耦合计算。研究结果表明中国固态TBM的更新结构设计在等离子体瞬态变化中符合安全设计要求。     

核用结构材料SIMP钢低活化特性的分析与比较

在中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖(WCCB)包层的设计条件下,对水冷包层应用SIMP 钢,使用蒙特卡罗中子输运程序MCNP 与欧洲研制的材料活化计算程序FISPACT 耦合计算,分析了SIMP 钢结构材料的放射性比活度、衰变热、接触剂量率和辐照损伤等。通过与EUROFER-97、F82H 等多种低活化钢的对比发现,SIMP 钢在多个活化结果上达到国际上认可的低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)的低活化特性。因此,SIMP 钢可作为未来聚变堆包层的候选结构材料。     

水冷陶瓷增殖剂包层氚输运分析

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~(-4)g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)。     

等离子体破裂工况下的聚变堆包层组件电磁分析

在聚变堆中,包层是真空室内的核心部件之一,它直接面对等离子体,工作环境十分恶劣。利用ANSYS 软件的矢量电磁法,计算了中国聚变工程实验堆(CFETR)包层在离子体破裂和垂直位移事件中感应的涡电流和电磁力。介绍了建模、电流源加载、边界条件的设置、求解和计算结果。这为今后包层组件结构的详细设计和优化提供了必要的参考数据和方法。     

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针对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)基本方案,进行了中子学试验模块初步设计与分析.试验模块由3个氚增殖区、2个中子倍增区、3个冷却板以及第一壁、钨保护层、背板组成,并在试验模块中放置碳酸锂探测器进行氚测量.通过MCNP输运程序和IAEA发布的聚变评价核数据库FENDEL-2.1对试验模块中子学性能进行评估,获得了试验模块各区域的中子能谱以及氚产生率(TPR)值;各个区域中子径向通量以及由中子能谱所得到的边缘效应,表明内部区域能谱最能代表原包层的中子能谱;加反射层能提高试验模块的TPR值,综合考虑能谱,TPR以及经济等因素,加钢反射层是较好的选择.     

CFETR水冷陶瓷包层中子学试验模块初步设计与分析

针对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)基本方案,进行了中子学试验模块初步设计与分析。试验模块由3个氚增殖区、2个中子倍增区、3个冷却板以及第一壁、钨保护层、背板组成,并在试验模块中放置碳酸锂探测器进行氚测量。通过MCNP输运程序和IAEA发布的聚变评价核数据库FENDEL-2.1对试验模块中子学性能进行评估,获得了试验模块各区域的中子能谱以及氚产生率(TPR)值;各个区域中子径向通量以及由中子能谱所得到的边缘效应,表明内部区域能谱最能代表原包层的中子能谱;加反射层能提高试验模块的TPR值,综合考虑能谱,TPR以及经济等因素,加钢反射层是较好的选择。     

CFETR雪花偏滤器位形放电模拟及电磁仿真分析

采用TSC程序对中国聚变工程实验堆CFETR装置进行放电模拟,得到了下单零偏滤器和雪花偏滤器放电位形,将TSC中两种偏滤器放电位形的模拟结果,作为源项导入到有限元分析软件进行电磁仿真计算,在已建立的CFETR包层及偏滤器等三维仿真模型上,对两种偏滤器放电位形下的包层和偏滤器等部件进行电磁载荷分析和对比,结果可为CFETR的物理和工程设计提供参考。     

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In a fusion reactor, the blanket is one of the core components inside the vacuum vessel, it is directly facing the plasma, and the working environment is very harsh. In this paper, the induced eddy current and suffered electromagnetic force in the blanket of China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) has been calculated by the vector electromagnetic method of ANSYS in the major plasma disruption or the vertical displacement event. The modeling, the current source loading, boundary conditions setting, solving and calculated results are presented. This will provides the necessary reference data and method for future detailed design and optimization of the blanket components.     

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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.     

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水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

CFETR 水冷陶瓷包层时间相关产氚特性初步分析

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

中国聚变工程实验堆水冷包层钢构件流道成形控制研究

针对CFETR水冷包层流道钢构件热等静压制备时易变形压塌问题，利用单轴扩散焊设备开展了焊接工艺参数优化试验。在此基础上，重新设计了流道焊接界面位置和尺寸，用两步热等静压扩散焊法制备出了流道变形可控的平板型第一壁钢构件模块。优化试验表明，低活化钢试样的固相扩散焊温度需高于950℃，焊后经过760℃/60min回火热处理试样力学性能可以得到有效回复。     

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As one of the breeding blanket candidates for China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR), the water-cooled ceramic blanket (WCCB) was proposed to use binary mixed breeding pebble bed in order to increase the packing factor and meet tritium breeding ratio requirement. The DEM method was used to establish the packing structure of binary pebble bed which can meet the neutronics requirements and the flow characteristic of helium in the pebble bed was analyzed by CFD simulation. Porosity distribution, velocity distribution and pressure drop in the pebble bed were discussed.