ITER第一壁小模块的初步高热流实验

中国作为国际热核实验堆（ITER）计划的成员国之一，其中要承担的一项重要任务是第一壁板和屏蔽包层的制造，它是ITER的关键技术也可能是未来聚变堆的核心技术之一。由于ITER第一壁板，即Be／Cu／ss复合部件的重要性，ITER国际组要求每个成员国在承担制造任务之前必须通过资格论证。从2004年起，以核西物院牵头，联合国内有关的Be生产、加工和检测单位，如宁夏有色金属有限公司、中国工程物理研究院和中国核动力院等组成了联合攻关小组。     

ITER第一壁铍铜连接部件在高热负荷作用下的热性能分析

对ITER屏蔽包层第一壁板铍铜连接件在高热负荷作用下的传热性能进行了分析,模拟了第一壁铍铜连接手指部件的热应力和热应变,得到其对应的热疲劳寿命。计算结果表明,在局部4.7MW×m^-2高热负荷作用和ITER水冷条件下,现有设计方案中的铍铜连接件的热性能和热疲劳性能均满足设计要求。     

聚变堆工艺与材料研究进展

2006年度聚变堆工艺与材料研究主要在以下3个方面取得进展，即ITER项目第一壁板制造技术资质论证预研及屏蔽模块设计分析，聚变堆低活性结构材料及高原子序数面对等离子体材料研究和聚变堆液态金属包层磁流体动力学效应研究。     

Be与CuCrZr热等静压扩散连接技术

铍具有与等离子体良好的适应性，Be护甲与Cu合：金热沉积层采用热等静压（HIP）或钎焊技术制备的连接件在热核聚变反应堆（ITER）的设计中被作为屏蔽包层第一壁及通道限幅器等面向等离子体元件的主要组成部分。因此，Be／Cu合金的连接技术研究是受控核聚变工程技术基础中一个非常重要的课题。     

ITER第一壁铍-铜界面缺陷的热应力及弹塑性结构分析

为保障第一壁板铍/铜连接的性能满足ITER运行要求,需通过高热负荷疲劳试验评估缺陷的影响,确定可接受的缺陷尺寸、形状、位置等。针对该试验用增强热负荷(EHF)第一壁小模块,通过温度场及弹塑性结构分析,研究试验工况下铍/铜界面预制人工缺陷对模块性能的影响。分析结果表明,缺陷位置和尺寸都会对缺陷附近的弹塑性应变产生直接影响,从而影响模块的热疲劳性能;缺陷越大,影响范围越大;边缘型缺陷的影响远大于中心位置缺陷。     

ITER重力支撑系统的有限元模态分析

用ANSYS有限元软件建立了ITER重力支撑系统（20度最小旋转周期）3维有限元分析模型，采用分块（Block Lanczos）法对ITER重力支撑系统进行有限元模态分析。计算分析，ITER重力支撑系统的前10阶固有频率和振型。模态分析结果表明ITER再力支撑结构的韧性板刚度对模态影响较大。     

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 �й��ɹ�����׼����״�����

简要介绍了中国承担设计和制造任务的ITER计划采购包的构成情况，分析了ITER采购包采用标准的原则和ITER中国采购包引用标准的特点，总结了ITER中国采购包标准化现状。基于当前ITER中国采购包对标准的需求以及着眼于国内磁约束核聚变长远发展需要，讨论提出了当前ITER中国采购包的标准化策略建议。     

ITER 中国采购包标准化现状与策略

简要介绍了中国承担设计和制造任务的ITER 计划采购包的构成情况,分析了ITER 采购包采用标准的原则和ITER 中国采购包引用标准的特点,总结了ITER 中国采购包标准化现状。基于当前ITER 中国采购包对标准的需求以及着眼于国内磁约束核聚变长远发展需要,讨论提出了当前ITER 中国采购包的标准化策略建议。     

ITER Shield Blanket Design Activities at SWIP

1 Introduction According to the ITER procurement allocation, China participating team （PT）, as well as Europe, Korea, Japan, Russia and the United States participating teams, will fabricate the shield blanket modules for ITER. Since then, two shield blanket modules near neutral beam （NB） port were studied and the relevant design tasks were finished through the cooperation of the ITER international team （IT） and CN PT.     

ITER��һ��ģ��Be/Cu����ʧЧ����

为了分析ITER第一壁模块试制过程中Be/Cu界面经热等静压扩散连接后出现的不可接受的大尺寸缺陷,对Be/Cu连接失效的模块进行了破坏性试验.首先采用线切割对模块进行解剖,并对连接界面缺陷区域及非缺陷区域通过金相观察、SEM观察及能谱分析进行对比,初步确定了界面连接的失效机理.     

ITER第一壁模块Be/Cu连接失效分析

为了分析ITER第一壁模块试制过程中Be/Cu界面经热等静压扩散连接后出现的不可接受的大尺寸缺陷,对Be/Cu连接失效的模块进行了破坏性试验。首先采用线切割对模块进行解剖,并对连接界面缺陷区域及非缺陷区域通过金相观察、SEM观察及能谱分析进行对比,初步确定了界面连接的失效机理。     

ITER专用波纹管的研发

在ITER装置中有一类专用的波形膨胀节，这些膨胀节都是连接在外杜瓦的开口上。其特点是：除与NB口相接的波纹管为圆形外，其它波纹管通道为矩形、尺寸大、设计条件苛刻且对ITER的安全运行十分重要。     

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。     

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。     

中国氦冷固态包层热工水力瞬态安全分析

中国氦冷固态包层（TBM）是在国际热核聚变实验堆（ITER）上验证将来聚变商用堆技术可行性的重要一步，相应的热工水力安全分析是保证TBM及ITER安全运行的必要工作。本文使用RELAP5程序，计算了中国氦冷固态包层在稳态和各种严重事故下的热工水力瞬态行为。结果表明，中国氦冷固态包层稳态运行的各种参数都在设计给定范用内；各种事故状态中，由于Ex—Vessel LOCA事故会引起第一壁熔化．是回路系统最严重的失冷事故。In—Vessel LOCA和In—Box LOCA事故并不会对系统造成严重危害基于安全分析结果，TBM结构和中子学设计还可以做进一步改进。     

Environment and Safety Analysis for ITER HC-SB TBM

Environment and safety analysis of test blanket module （ TBM ） is an important part of ITER safety design process. The aim is to ensure that the TBM do not adversely affect the safety of ITER and environment around ITER. Accurate calculations of all radioactivity and potential harmfulness are very important to environment and safety analysis, nuclear waste disposing and the reactor running, and so on.     

ITER氦冷固态增殖剂实验包层（TBM）环境安全分析

实验包层模块（TBM）的环境安全分析是ITER设计的重要组成部分，其目标是保证TBM不会对ITER及其周边环境产生不利的影响。因此，准确计算所有源项的放射性及其潜在的危害，对TBM环境安全分析、核废物的处置以及反应堆的运行都是十分重要的。     

蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序MCAM在ITER核分析建模中的应用

国际热核试验堆（ITER）核分析的主要计算工具是三维蒙特卡罗输运程序MCNP。MCAM（MCNP Auto-Modeling system）作为MCNP自动建模与可视化软件,其主要功能是CAD模型与MCNP计算模型之间的数据交互。一方面MCAM可将通用格式的CAD模型转换成MCNP计算模型,另一方面作为一个可视化工具,它可以以CAD模型的方式显示MCNP计算模型中几何及材料等相关信息。主要介绍利用MCAM对ITER三维MCNP模型的改进,主要包括:包层模块的重建和内包层几何细化;模型环向角度从20°到40°的扩展。In order to conduct nuclear analyses on neutronics issues for ITER （International Thermonuclear Experimental Reactor）, a standard three-dimensional model of the ITER reactor is being developed. The complex nuclearanalyses are conducted by MCNP/4C in three dimensions. MCAM （MCNP Auto-Modeling system） , as an implementation of the interface code between modern CAD system and MCNP, is a modeling and visualization tool which can convert a CAD model to neutronics model for MCNP and vice versa. This paper presents the application of MCAM to modify ITER 3-D neutronics model, which include blanket segmentation update, incorporation of fine structures of inboard blanket and the model extension from 20° to 40° in toroidal direction     

ITER PF电源现场层监控系统网络拓扑延时分析

为保障ITER极向场(PF)电源系统的高实时性控制需求,根据其设备体积大、分布分散等特点,选取了支持多种设备连接拓扑的实时工业以太网现场总线EtherCAT作为ITER PF电源现场层监控系统的数据通讯协议。为研究ITER极向场电源现场层监控系统的实时性,分析了数据帧在几种适合ITER PF整流器单元现场层信号采集与控制的现场总线设备网络拓扑中的传输延时,通过搭建测试平台验证了方案设计的可行性与正确性。在满足控制系统高实时性要求的同时,经对比找出了较为适合的设备网络拓扑来设计ITER PF电源现场层监控系统,也为ITER PF电源的其他子控制系统的拓扑优化提供了借鉴。