聚变实验增殖堆FEB-E粒子抽除和抽气系统(英文)

ＦＥＢ－Ｅ的粒子抽除是通过偏滤器进行的。由４８ 个楔形气室模件环形组装而成的ＦＥＢ－Ｅ偏滤器，位于真空室的下部，与抽气系统和冷却系统相连。ＦＥＢ－Ｅ抽气系统有二个子系统：环粗抽系统和环高真空系统。环高真空系统是由一组处于真空室内１６ 个下部舱口内的低温泵和一组处于生物屏蔽层外的附加涡轮分子泵组成的。这些低温泵能提供的名义总抽速为５７６ｍ ３·ｓ－ １。在偏滤器高中性压力（＞ １Ｐａ）情况下，低温泵入口阀节流控制抽气粒子流。由于偏滤器抽气槽路以及偏滤器下侧通至真空室下部舱口的有限的通导能力，这些低温泵在偏滤器幽僻区域有效抽速为１６０ｍ ３·ｓ－ １。这意味着偏滤器幽僻区域的中性压力应在０．５－ １．０Ｐａ 范围内，以得到８０－ １６０Ｐａ·ｍ ３·ｓ－ １（在预期的偏滤器抽气槽路温度为４７３Ｋ时）范围内的抽气流量。低温泵每次在聚变实验增殖堆燃烧１０００ｓ 后受激运行     

“氚坑深度”和“氚坑时间”

裂变堆中的氙-135中毒效应是由于裂变产生的碘-135经由β衰变产生氙。135，后者吸收中子的截面很大，如停堆时剩余反应性不够，就要经过一段“碘坑时间”才能恢复到原来停堆前的反应性后才正常工作起来。与此类似却有所不同的一个全新的概念，“氚坑深度”和“氚坑时间”首次被我们引入到聚变堆研究领域，它表明为了实现“得失相当”，起动一个聚变堆所要求的最少氚储备和运行时间。“氚坑深度”和“氚坑时间”与具体的氚回收方案、提取氚的工艺过程、堆部件材料中的氚扣留量、增殖剂中不可回收的氚份额、泄漏到堆大厅的包容惰性气体氦中的份额以及氚自然衰变等等有关。     

Tritium Burn-up Depth and Tritium Break-Even Time

Similarly to but quite different from the xenon poisoning effects resulting from fission-produced iodine during the restart-up process of a fission reactor, we introduce a completely new concept of the tritium burn-up depth and tritium break-even time in the fusion energy research area. To show what the least required amount of tritium storage is used to start up a fusion reactor and how long a time the fusion reactor needs to be operated for achieving the tritium break-even during the initial start-up phase due to the finite tritium breeding time that is dependent on the tritium breeder, specific structure of breeding zone, layout of coolant flow pipe, tritium recovery scheme, extraction process, the tritium retention of reactor components, unrecoverable tritium fraction in breeder, leakage to the inertial gas container, and the natural decay etc., we describe this new phenomenon and answer this problem by setting up and by solving a set of equations, which express a dynamic subsystem model of the tritium inventory evolution in a fusion experimental breeder （FEB）. It is found that the tritium burn-up depth is 317g and the tritium break-even time is approximately 240 full power days for FEB designed detail configuration and it is also found that after one-year operation, the tritium storage reaches 1.18kg that is more than the least required amount of tritium storage to start up three of FEB-like fusion reactors.     

SWITRIM��������ƺ�ʹ�øſ�

研制出了用于计算氚投料量在FEB聚变堆各个子系统中的分布及其随时间变化的数值模拟程序包SWITRIM。通过近5年的使用，表明其运行良好、计算结果可靠。用SWITRIM数值模拟研究了聚变堆起动过程中的“氚坑深度和氚坑时间”新现象。简单介绍了SWITRIM程序包的组成和用户使用说明以及最新的运用等。     

HL-2A托卡马克边界等离子体数值模拟及非日冕平衡条件下的杂质辐射问题研究

对边界层等离子体中常见的物理问题，从两点模型到二维流体描述。从原子分子物理过程到杂质的输运和辐射等进行了系统的归纳和总结，特别是对等离子体不同参数运行区如鞘层限制参数区、传导限制参数区以及脱靶参数区等的一维流体描述，在参阅相关文献的基础上使用一定的假设条件进行了简单推导。分别阐述了它们的特点。     

高功率密度包层的热结构力学分析与优化

高功率密度包层BFEB是以混合堆FEB的堆芯参数和真空室尺寸为依据，设计用于嬗变核废物的。在工程设计阶段的构件结构力学分析时，首先进行了热结构力学的分析与优化。对包层模件，采用Pro/ENGINEER2000i2设计制图编码建立模型后，用Pro／MECHANICA2000i2功能编码进行热结构力学分析，即稳态热分析和稳态热应力分析。在机械构件材料和气氦冷却状态确定的情况下，通过优化分析，减小了作用于包层构件的表面热负载的分布起伏，即减小裂变功率密度沿包层各区的分布起伏。通过增大氦冷却管板屏的拱弧曲率与圆角以及对其与氦汇流腔的焊接采用优化的深度电子束焊接工艺等优化措施后，计算结果表明：采用HT9铁素体钢制作的包层构件的最高温度为350℃，最大剪应力≤80MPa。包层机械构件将具有良好的热结构力学安全裕度。     

FEB-E动态气靶偏滤器的研究

在ＦＥＢ－Ｅ设计阶段,偏波器从开放式固定板靶优化为封闭式气体靶,以改善偏滤器的杂质控制和增加离子与气体的相互作用,通过喷气和注入杂质获得的部分脱靶等离子体形成了动态气体靶,喷气能降低删削层（ＳＯＬ）处等离子体温度,沪入的杂质增加了ＳＯＬ处的辐射功率,使靶板的负载降低,用ＮＥＷＴ１Ｄ编码模拟了ＳＯＬ处等离子体和杂质（硼杂质）的输运,得到了杂质、等离本温度和等离了体密度分布。着眼于杂质的滞留物辐射,优     

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。     

杂质靶丸注入在ITER诊断中应用的可行性

国际热核实验堆ITER-FEAT设计已完成。在ITER中,α粒子诊断是运行控制方面的一个关键性问题。从Kuteev的氢类靶丸消融理论出发,导出了杂质靶丸的半径烧蚀速率和粒子消融速率。并对杂质靶丸注入在未来ITER中作为α粒子诊断的可行性进行了探讨。计算和理论分析表明锂靶丸具有较多兼容性,既可用作α粒子诊断也可测量等离子体的q分布。