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采用球形托卡马克(ST)等离子体位形,对氦冷嬗变包层、钠冷嬗变包层、氟锂铍(FLiBe)熔盐冷嬗变包层三种嬗变包层中子学方案进行了初步计算分析,并就各自的中子学特性进行了比较.结果表明,从嬗变长寿命放射性锕系核素237Np的角度考量,FLiBe冷却嬗变包层的嬗变性能最优.对氦冷嬗变包层的计算结果表明,通过改变初装料时237Np在次锕系元素中的成分比例,可使包层在比较长的运行时间(9.62年)内,保持稳定有效增殖系数、稳定功率、稳定产氚率. 相似文献
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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。 相似文献
3.
对新提出的套管结构聚变-快裂变增殖堆包层概念设计方案进行了热工水力学分析和设计,给出了典型的热工设计参数,并结合大型热工水力学软件CFX对其进行了温度场和压力分布的模拟分析。分析结果表明,材料温度均已低于许用温度,冷却剂出口温度高于773K,冷却剂压降也符合工程上的要求,初步验证了增殖堆包层设计的合理性。 相似文献
4.
聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。 相似文献
5.
通过对HCSB-DEMO示范堆包层子模块进行热工水力及中子学的迭代计算及优化,得到了第一壁、包层子模块在单独冷却下满足要求的结构布局。材料温度均已低于限值,冷却剂出口温度达到了500℃,冷却剂压降也符合工程上的要求,同时TBR在不考虑格架等复杂结构的情况下达到了1.30。结合得到的结构布局对第一壁、包层子模块共同冷却情况进行了讨论,鉴于第一壁是具有高热负载的特殊部件,建议工程上采用单独冷却方式进行冷却。 相似文献
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HL-2M 装置设计有 8 套固定极向限制器和 1 套活动极向限制器,其主要功能是进一步加强保护真空
室及其内部件,同时活动限制器还将提供不同孔栏位形用于等离子体物理实验。根据 HL-2M 装置总体运行需求,
活动限制器结构设计可移动有效距离为 120mm,活动限制器移动精度可控制在±0.1mm 以内。基于激光跟踪仪测
量方法对 HL-2M 装置限制器系统完成了高精度的安装,限制器的面向等离子体关键位置安装精度优于±0.5mm,
通过初始等离子体放电实验表明其运行状态均正常。 相似文献
7.
基于国际热核实验堆(ITER)的Alite 模型和中国氦冷固态陶瓷试验包层模块 (CN HCCB TBM),对装载了CN HCCB TBM后ITER装置的环向场线圈(TFC)的能量沉积的分布和CN HCCB TBM对能量沉积的影响进行了计算分析。结果表明,放入CN HCCB TBM 会使TFC能量沉积减小了3%左右,不会使TFC能量沉积情况恶化;TFC能量沉积主要位于内侧的14个扇区,TFC包壳和超导材料的功率密度的最大值低于限值,满足要求。 相似文献
8.
ITER试验包层模件(TBM)系统必须具备以下功能：(1)演示氚的增殖能达到DEMO的技术目标，(2)采用合适的冷却剂排出高温的热能以演示能达到DEMO的技术目标(包括合适的压力降和泵唧功率)，(3)在允许的温度和应力限制下，排出表面热负荷和体积热负荷，(4)按照ITER中子通量的目标，降低真空室的核反应、超导线圈的核发热和辐照损伤，(5)最大限度提供机械结构的自支撑以降低传到真空室的机械载荷，隔离’rBM和真空室之间的热量传递。 相似文献
9.
利用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)对氦冷固态增殖剂包层聚变示范堆(HCSB DEMO)做了中子通量谱分析。根据中子通量谱特点选出活化片材料,根据跑兔系统和活化片法测中子通量的原理设计出适用于测量HCSB DEMO增殖包层中子的活化片法测量系统,并对其各组成部分及功能做了说明。计算了活化片在测量系统辐照端辐照时的活化反应率、活化片特征γ射线发射率及特征γ计数率,并得到一套合理的测量方案,用于HCSB DEMO包层中子的测量。 相似文献
10.
对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷产氚包层放射性废物包装容器进行了屏蔽设计。分析了CFETR氦冷陶瓷包层放射源项特点,阐述了容器屏蔽厚度的计算模型,使用蒙特卡罗程序MCNP5计算容器表面剂量率。结果表明包装容器表面剂量率与容器厚度之间呈现指数衰减关系。再根据中国现行标准,给出普通碳钢材料和普通碳钢-铅夹层材料两种方案。 相似文献