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。     

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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。     

TBM子模块冷却剂流量分析及结构改进设计

采用计算流体软件FLUENT对国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)的子模块冷却剂流量分配进行三维数值模拟.结果表明,原有子模块冷却管道内氦气流量分配具有严重的不均匀性,导致冷却剂传热效率降低.为此,在对冷却剂流量进行三维数值模拟的基础上对相应的结构做了合理的改进设计,保证了实验包层模块及ITER的安全运行.     

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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。     

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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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。     

ITER CH HCSB TBM一维中子学优化设计

1引言 ITER实验包层模块（Test Blanket Modules，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性能测试、热工水力学测试、氚增殖实验的重要工具。由于ITER对自身安全的严格要求和对TBM安全性的要求限制，TBM内部能量产生的多少和最大功率密度及其分布等参数都非常重要。同时，产氚实验也是TBM重要的目的之一，它关系到热核聚变堆氚燃料的供给。因此，提高TBM的氚增殖性能的优化设计同样具有十分重要的意义。     

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。     

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。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

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。     

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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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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.     

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基于ITERCHHCSBTBM的设计特点,设计了相关的氚工艺辅助系统。描述了氚提取系统(TES)、冷却剂纯化系统(CPS)、氚测量系统(TMS)的功能、设计参数和工艺流程等。TES用于氚提取、储存、同位素的分离;CPS实现氧氮等杂质和氚的去除及冷却剂的定量处理和分析等功能;TMS不仅可以定量分析氚含量,而且必要时可替代TES。氚渗透及氚安全的分析表明,通过CHHCSBTBM以及辅助系统向环境释放的氚可控制在ITER的氚安全限度内。     

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FEND12．0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,计算和分析了中国氮冷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氮等特性。并给出一个经合理优化的TBM中子学初步设计结果。