HCSB-DEMO�������������ȷ�����������

根据HCSB-DEMO堆的设计要求,对不同尺寸的聚变堆能产生的聚变功率、中子壁负载和等离子体燃烧时间等进行计算与分析,给出了符合设计要求的堆芯参数。在所选定的堆芯参数条件下进行了零维功率平衡计算分析,给出了3组HCSB-DEMO堆的等离子体初步设计参数。     

基于系统程序的CFETR 工程预估造价评估

采用国际上多年来在托卡马克装置的部件研发、建造和运行经验形成的数据分析模型,运用MathCAD软件,根据中国聚变工程实验堆(CFETR)的概念设计方案,将其运行模式的设计参数作为初始值输入程序进行运算,得到CFETR 关键参数的关联性。通过对运算结果进行初步分析,给出了CFETR 聚变堆装置关键部件的工程参考造价及其所占比重;通过与ITER 装置造价构成进行比对,分析模拟结果的合理性,初步讨论其造价比重分布趋势原因,并给出相应优化方案和运行建议,为后续聚变堆的工程建设造价优化和结构设计分析,提供参考。     

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。     

紧凑型聚变裂变混合堆参数优化及放电模拟

在聚变裂变混合堆大、小半径分别不变情况下,通过优化聚变裂变混合堆中心螺管尺寸,用聚变系统分析程序对紧凑型聚变裂变混合堆的参数进行了优化分析,给出了紧凑型聚变裂变混合堆的最佳设计点。利用TSC平衡演化程序以该设计点为基础进行了放电模拟研究,结果表明该堆具有良好的经济优势及可行性。     

泄能支路对CFETR失超保护系统影响分析

中国聚变工程实验堆(CFETR)是中国自主设计的下一代聚变装置,其超导线圈的电流最大达到100 kA。失超保护系统尤其是直流保护开关的可靠性对于超导线圈的保护极为重要。分析了系统中泄能回路参数对CFETR失超保护开关的动作可靠性影响,首先通过理论计算分析杂散参数对开关动作的影响趋势,然后通过仿真求解关断过程中各支路电流电压来验证计算。计算结果证明,较大的泄能支路杂散参数将改变直流开关的关断参数,并降低直流保护开关的动作可靠性。最后对泄能电阻杂散电感提出小于120 μH的设计要求,确保系统安全可靠地运行。     

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。     

球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计

基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究,提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择,确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供中子学计算和结构设计参考,给出了在以嬗变次锕系元素（MA）核废物为目标的一维中子学计算结果。     

中国氦冷固态实验包层氦气实验回路设计分析

介绍了拟建的高温高压氦气实验回路的主要目标、特征以及回路中各设备的性能、参数,应用RELAP5程序完成了回路的热工设计分析,CAESAR程序优化了管路和设备的布置及应力分析,结果表明设计具备工程可行性。     

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介绍了拟建的高温高压氦气实验回路的主要目标、特征以及回路中各设备的性能、参数,应用RELAP5程序完成了回路的热工设计分析,CAESAR程序优化了管路和设备的布置及应力分析,结果表明设计具备工程可行性。     

中国聚变工程实验堆启动氚投料量与氚平衡分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)堆芯设计参数及燃料系统流程模型,采用平均停留时间方法,建立燃料循环子系统的氚转移模型用来描述氚在各子系统之间的输运、滞留等过程。采用该模型,分析了不同聚变功率水平、运行因子以及燃烧率对中国聚变工程实验堆的氚平衡以及启动氚投料量的影响。     

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Various operating conditions of the HeCEL-3 helium coolant experimental loop, including steady state and transient state scenarios, have been simulated using large-scale system and safety analysis software APROS. The results not only provide reference values for the equipment parameters and the ranges of the thermal hydraulic parameter, but also give the changes of main parameters during transient operation. These provide a comprehensive reference data for the preliminary design of the loop. Meanwhile, the analysis results also can provide references for the design of cooling system of China fusion engineering test reactor (CFETR) and future nuclear fusion reactor.     

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介绍了EAST超导托卡马克偏滤器的最新冷却模块结构。利用FLUENT有限元软件对不同参数下的模型进行了稳态热分析,定量研究了冷却模块换热能力随各参数的变化规律。针对EAST装置给出了初步优化的参数范围,为水冷钨铜偏滤器的设计制造提供了参考。这对于托卡马克装置及聚变堆偏滤器研究具有十分重要的意义。     

聚变堆超导磁体用SS316LN铠甲低温断裂性能研究

对聚变堆中心螺管(CS)线圈中，铠装电缆导体(CICC)中的SS316LN 不锈钢铠甲在运行状态下的断裂性能进行了测试分析。结果显示SS316LN 疲劳裂纹扩展性能较稳定，断裂韧性在经历冷变形与时效热处理后出现了大幅度衰减。此结果为未来核聚变堆超导线圈的设计与性能分析提供了数据参考。     

新型钍基熔盐堆多物理计算模型及分析

针对熔盐堆系统特点,提出了包含堆芯及其他主回路系统在内的多物理紧密耦合计算模型,并在此基础上自主开发了多物理分析程序TANG-MSR。利用该程序进行了新型钍基熔盐堆(TMSR)的设计,并对设计方案进行了稳态及瞬态分析。相关计算结果表明,TANG-MSR所采用的多物理模型能够很好地捕捉熔盐堆的主要物理现象,提出的新型熔盐堆设计在安全性和可持续性方面表现优异。关键词:多物理模型;新型钍基熔盐堆;稳态;瞬态 Abstract: Key words:     

基于复杂性测度的高温气冷堆模拟机运行模式识别及诊断研究

本文通过对高温气冷堆模拟机在运行过程中的12组状态参数进行分析,研究了反应堆在正常运行状态、 余热排出系统空气侧温度上升和一回路突然泄漏三种条件下系统的复杂度和稳健性等指标的变化. 研究表明,在条件发生改变时,高温气冷堆模拟机系统的复杂度有非常明显的变化,且不同条件下, 对于系统复杂性影响显著的参数也不相同.此外,反应堆模拟机中各系统间耦合计算与相互反馈机理的作用, 在系统的稳健度上也有很明显的体现.这些成果表明,复杂性分析方法在系统状态监测和 危机预警领域可以发挥重要的作用.     

基于线性子链法的压水堆裂变产物源项一体化计算方法

核电厂设计基准源项计算可为核电厂安全评审提供依据,同时也是辐射屏蔽计算的基础。基于压水堆堆芯、一回路和气载源项的研究基础,类比衰变常数引入了迁移常数和核反应常数的概念,进而总结了一体化计算上述源项中裂变产物源项的源项方程。针对源项方程变系数、大型、稀疏和刚性的特点,在时间离散近似的基础上,基于线性子链算法编写程序求解了上述方程。通过与典型压水堆工程文件对比,证明了程序的正确性和必要性。     

CFETR 堆体活化计算与分析

运用FLUKA计算程序对中国聚变工程实验堆(CFETR)进行了一维模拟活化运算,得出了产氚包层、屏蔽层、真空室结构材料、环向场线圈等模块的中子活化特性。计算结果表明,在聚变堆以200MW聚变功率持续稳态运行一年后,刚停堆时堆体的总活度为1.05×10 ¹⁹ Bq,停堆十年后堆体总活度为1.03×10 ¹⁷ Bq,此时堆体的主要残留放射性核素为⁵⁵ Fe。研究结果表明,目前CFETR的设计不存在突出的放射性环境安全问题。     

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This paper considers the current China fusion engineering test reactor (CFETR) design, and simplifies it to a one-dimensional model. With the multi-particle transport code FLUKA, the neutron activation character of the tritium breeding blanket, shielding layer, vacuum vessel material and TFC of CFETR has been calculated to verify the radiation safety of the present design. The related results provide data reference for designing the components of CFETR and for further neutron activation analysis and calculation. The calculation results show that under the circumstances of one year operation with 200WM fusion power, the total radioactivity is 1.05×10 ¹⁹ Bq after shutdown and 1.03×10 ¹⁷ Bq after cooling for ten years. The primary residual nuclide is⁵⁵ Fe after decaying for ten years. It shows that there isn’t seriously activation safety issue.