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改善ITER 弹丸注入芯部加料的研究 总被引:1,自引:1,他引:0
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。 相似文献
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The advantages of pellet injection as a competitive means of fuelling a tokamak are well known. They include: ( 1 ) deep deposition of fuel, ( 2 ) better fuelling efficiency, ( 3 ) purer plasma, and so on. Meanwhile, improving plasma performance by pellet injection has been proven in many tokamak experiments. The deposition of pellet particles following pellet injection causes a temporal change of the local plasma temperature and density gradients which affects the transport properties of the plasma, so pellet injection can be used as a method of studying the transport process as well. 相似文献
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对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作了同位素修正。结果表明,由于这种新机制———同位素效应,引起的靶丸半径烧蚀率修正从氢靶丸的1下降到氚靶丸的0.487。因而在消融率计算时是不可忽略的,这些修正可导致更深的靶丸消融物质沉积因而改善芯部加料效率。更重要的是,考虑到同位素效应后,对ITER的加料困难有适度的减轻。进一步的数值计算工作表明,以低场侧注入半径rp0=0.5cm的DT靶丸,同样渗入ITER等离子体100cm,按Kuteev的2D透镜模型,同位素修正使要求靶丸的初速度从vp0=24.27×105cm·s-1减小到16.2×105cm·s-1,而对Parks模型,从vp0=8.07×105cm·s-1减小到5.4×105cm·s-1。如果从中平面高场侧注入尺寸rp0=0.5cm的DT靶丸,当合并考虑同位素修正和由于消融云内外比压差产生的净垂直极化电流引起的沿大半径方向漂移后,vp0可降低到工程技术上比较容易实现的低速1.73×104cm·s-1从而可能使靶丸的消融物质沉积到ITER等离子体中心。 相似文献
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介绍了作为ITER气体加料系统关键技术之一的管道穿透结构的设计工作进展,给出了偏滤器窗口延伸部分和低温冷屏以及上窗口延伸部分和环向真空封闭法兰的管道穿透结构设计和初步分析结果。 相似文献
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介绍了作为ITER气体加料系统关键技术之一的管道穿透结构的设计工作进展,给出了偏滤器窗口延伸部分和低温冷屏以及上窗口延伸部分和环向真空封闭法兰的管道穿透结构设计和初步分析结果。 相似文献
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采用有限元方法计算了垂直位移事故中ITER包层系统及周围主要部件的电磁场力和力矩。通过ANSYS APDL动态模拟垂直位移事件过程中等离子体电流的形状和大小,并加载外界磁场,计算得到了包括包层在内的所有导体内部的感应电流分布。通过计算,得到了各个位置的包层模块的力和力矩,可用于评估该事故下包层系统的安全性。 相似文献
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有机场效应晶体管(Organic field effect transistor,OFET)的非线性特性是指其输出特性曲线在较低的漏极电压下出现类似于二极管的电压电流特性曲线,这种现象在有机场效应晶体管的实验研究中极为常见。Simonetti等通过引入随栅极电压变化的迁移率提出了模型并成功解释了这一现象,但实验中从器件转移特性得出的迁移率通常与栅极电压无关。本文通过引入常数迁移率对该模型进行改进,运用改进的模型研究了影响OFET非线性特性的主要因素,并对如何更加准确地获得器件参数进行了探究。 相似文献
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ITER聚变装置在运行过程中会产生大量的灰尘,当发生事故冷却水进入时,与热的灰尘发生反应产生氢气。氢气聚集后可能会燃烧甚至爆炸,对装置产生破坏。运用CFD的方法对“Wet Bypass”事故后反应产生的氢气风险进行了分析评价,得出在事故的初始阶段氢气达到了燃爆的风险,不同流量的冷却水泄漏进入真空室内会带来不同的氢气风险强度,在冷却水进入量十分大的情况下会惰化灰尘产生的氢气风险。并对注入二氧化碳惰化真空室气体空间的措施进行了分析,在事故发生的初期以较大速率充入二氧化碳能够降低氢气带来的风险。 相似文献
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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。 相似文献
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Juri Romazanov Sebastijan Brezinsek Andreas Kirschner Dmitriy Borodin Alina Eksaeva Richard A. Pitts Steven W. Lisgo Himank Anand Evgeny Veshchev Vlad S. Neverov Alexander B. Kukushkin Andrey G. Alekseev Christian Linsmeier 《等离子体物理论文集》2020,60(5-6):e201900149
ERO2.0 is a recently developed Monte-Carlo code for modelling global erosion and redeposition in fusion devices. We report here on the code's application to ITER for studying the erosion of the beryllium (Be) first wall armour under burning plasma steady state diverted conditions. An important goal of the study is to provide synthetic signals for the design of two key diagnostics: the main chamber visible spectroscopy and the laser in-vessel viewing systems. The simulations are performed using toroidally symmetric plasma backgrounds obtained by combining SOLPS simulations extended to the wall using the OSM-EIRENE-DIVIMP edge code package. These are then further combined with a shadowing model using magnetic field line tracing to provide a three-dimensional correction for the flux patterns. The resulting plasma wetted area, which amounts to ∼10% of the total first wall area, is in excellent agreement with shadowing calculations obtained with the SMITER field line tracing code. The simulations reveal that the main Be erosion zones are located in regions intersected by the secondary separatrix, in particular the upper Be panels, which are close to the secondary X-point. For the particular high-density Q = 10 background plasma case studied here, ∼80% of the eroded Be is found to re-deposit on main chamber surfaces. The rest migrates in almost equal parts to the inner and outer divertor and is deposited close to the strike lines. 相似文献
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运用FLUNET软件对ITER屏蔽模块上的前集箱进行了数值模拟计算。计算结果表明,前集箱盖板存在冷却不均匀和冷却不够充分的问题。根据数值模拟的结果,对前集箱中的导流板进行了改进,并给出了改进后导流板的几何尺寸和结构。改进后的数值分析结果表明,采用改进后的T型导流板,前集箱盖板的冷却可以满足ITER的要求。 相似文献
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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。 相似文献
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中国科学院高能物理研究所正在进行环形正负电子对撞机-超级质子对撞机(CEPC-SPPC)的研究工作,未来超级质子对撞机(SPPC)初期要求的主环二极磁体磁场强度为12 T,升级后的磁体场强需求为20~24 T.为了达到15 T及以上的场强,高温超导线材制作的内插高场线圈是目前的唯一选择.本文对YBCO内插线圈做了相应的探究,并提出的一种新的设计方案,具有以下特点:线圈结构采用Common-coil与Block-type混合的设计,并解决了端部弯曲半径小的问题;充分利用YBCO在高场下磁场与超导带材平行时临界电流密度是垂直情况下的数倍特性,通过优化端部结构减小线材与磁场夹角;计算了不同形状及弯曲半径组合下的线材弯曲情况,综合考虑了端部长度与线材张力之间相互制约的问题,并给出了最终结果;试绕了两种端部的铜线圈,以及balloon-end的高温超导YBCO线圈并进行了测试. 相似文献
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采用计算流体动力学方法,通过对ITER装置的设计结构进行合理简化,建立了ITER装置的三维计算模型,研究了失真空事故下铍灰尘在 ITER 装置内的迁移进程,得到了铍灰尘在 ITER 装置内的分布情况。通过分析铍灰尘在不同截面高度、不同时刻的分布特性,得到以下结论:随着高度增加,截面位置上的铍灰尘体积分数呈下降趋势;随着时间推移,截面位置上的铍灰尘体积分数呈上升趋势。 相似文献