ITER HTS电流引线批量件验收性测试系统

ITER(International Thermonuclear experimental Reactor)高温超导电流引线(HTSCL)是ITER Feeder PA(Procurement Agreement)中非常关键且具有挑战性的项目,严峻的工作条件以及严格的质量等级要求使得低温测试不可或缺,其出厂前的低温测试也为其验收交付提供强有力的数据保障.本文介绍了高温超导电流引线系列件低温性能测试控制系统的构成及实现,该系统基于CODAC(Control, Data Access and Communication)分布式系统搭建而成,整合了PLC子系统,QDS子系统,interlock互锁子系统,包含数据存贮(Archiving),报警Alarm,用户操作接口(OPI),应用开发SDD,及历史数据浏览(Data browsing)等子功能.实验结果表明,该系统具有控制和测量精度高、使用方便、运行稳定可靠、用户界面友好等优点.     

退火对钛/铜热等静压扩散连接界面的影响

钛/铜(Ti/Cu)作为ITER 第一壁Be/CuCrZr 热等静压连接中间过渡层,形成了多层中间金属相结构,容易在Ti/Cu 金属相之间产生裂纹等缺陷。采用CuCrZr 代替Be,经过与Be/CuCrZr 相同的热等静压工艺,制作了多个CuCrZr/Ti/Cu/CuCrZr 连接件,对Ti/Cu 连接接头进行深入分析。对连接件分别进行未退火、400℃和500℃ 退火处理,去应力退火后对接头强度和缺陷分布的影响进行了研究。研究结果表明,中间钛层的两侧都形成了三层Ti/Cu 扩散层,分别为Cu₄Ti、CuTi 和CuTi₂。纯铜侧的Cu₄Ti 厚度比CuCrZr 侧的厚,使得裂纹几乎全部分布于铜侧的Cu₄Ti 与CuTi 交界处,拉伸样品极易在此处发生脆性断裂。随着退火温度升高,裂纹的产生和扩展减少。     

ITER屏蔽块真空热氦检漏装置热工水力学设计与分析

对ITER包层屏蔽块进行了热工水力学设计及分析,并给出了两套合理的加热方案。分析结果表明,可以通过分阶段改变入口气体温度的方法实现在高效加热屏蔽块的同时满足工程及部件热应力的技术要求,并通过热应力计算验证了加热过程不会对屏蔽块产生不可预期的结构破坏。     

ITER 磁体支撑结构多维加载系统测控系统的设计

为了验证ITER 磁体支撑结构的可靠性,建立了多维加载测试平台对支撑部件进行机械性能检测。测量控制系统由7 台EDC 控制器、计算机系统、16 通道准动态应变仪、25 只位移传感器、7 套油缸中的负荷和位移传感器组成。基于可编程语言,利用EDC220 数字控制器实现了多通道协调加载的测量和控制过程,完成了 7 套双油缸高精度同步控制实验。针对典型的加载工况进行工程测试。结果表明,测控系统设计合理,控制系统可靠,能满足下一步的实验要求。     

正硅酸锂陶瓷小球离线释氚实验研究

中国氦冷球床包层(CH HCSB TBM)初步采用Li₄SiO₄陶瓷小球作为氚增殖材料,实验研究了Li₄SiO₄陶瓷小球的中子辐照产氚性能。将冷冻成型法制备的Li₄SiO₄ 陶瓷小球置于反应堆中辐照100min,然后在离线释氚实验平台上进行退火行为研究。实验结果表明,在用He +1% H₂为载气,流速为100mL•min^-1,升温速率为5K•min^-1的实验条件下,氚气(HT+T₂)是Li₄SiO₄陶瓷小球的主要释氚形态,占总氚的70%左右(不包括自由氚中的氚气),在400℃~700℃范围内出现两次释氚峰;氚化水(HTO+T₂O)所占比例小于20%,主要在300℃~500℃的低温段进行释放;氚在800℃前基本释放完,小球退火后的残氚量小于1%。冷冻成型干燥法制备的Li₄SiO₄陶瓷小球在300℃~700℃范围内有较好的释氚性能,氚残留量低,在聚变堆固态氚增殖包层设计中具有一定应用价值。     

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。     

氦冷固态增殖实验包层安全分析研究进展综述

介绍了氦冷固态增殖实验包层(HCCB TBM)系统,该系统主要由TBM 包层、氦冷却系统、氚提取系统、冷却剂净化系统、氚计量系统和中子活化系统等组成。TBM 结构安全分析主要包括电磁安全分析、热工水力安全分析和中子学安全分析,TBM 材料安全分析主要包括结构材料安全分析、阻氚涂层和氚处理等功能材料安全分析。对国内外学者在上述安全分析研究工作中取得的研究进展进行综述,并对TBM 未来的安全分析工作进行展望,以期对其安全设计提供参考。     

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分别采用机械打磨去镍加热镀锡工艺和反电镀去镍加电刷镀银工艺制作一对接头,然后对接头进行低温直流测试,测得前者的直流电阻为1.98n-,后者的直流电阻为1.53n-。对比分析可知,反电镀去镍和电镀银工艺更有效、更简单。这些工艺研究对ITER校正场线圈超导接头的制作具有重要指导意义。     

改善ITER 弹丸注入芯部加料的研究

研究了五种不同组合的固态氢同位素靶丸H₂、HD、D₂、DT 和T₂ 在聚变等离子体中的消融率。结果表明, 燃料靶丸的同位素效应, 可导致更深的靶丸消融物质沉积。在同样的本底等离子体条件和弹丸初始参数下, 注入氚丸比氢丸的穿透深度增加约40%。适度减轻一些ITER 的加料困难。进一步的研究表明从中平面高场侧注入靶丸对芯部加料有显著改善。考虑托卡马克非均匀磁场的影响, 被电离的消融云内的垂直漂移电流产生极化, 引起带电消融物沿大半径方向朝外漂移。数值模拟计算表明, 只要用初始速度为每秒几百米的低速弹丸, 便能使靶丸的消融物质沉积到ITER 等离子体中心。     

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FENDL2.0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,计算和分析了中国氦冷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氦等特性,并给出一个经合理优化的 TBM中子学初步设计结果。