管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的初步设计

中方承制的ITER第一壁采用大量焊接连接结构,冷却通道焊缝多,冷却水泄漏风险大,且存在焊接装配难以更换缺损部件等关键问题。在全尺寸原型件工艺认证阶段,需基于半原型研发基础,对其进行更改设计。设计重点在于手指部件采用前部燕尾槽和中部螺钉连接的固定结构,手指对采用前部管管连接、中部管连接件与中心梁焊接形成内部冷却通道回路。对初步设计模型进行了结构热及弹塑性分析。分析结果显示其温度、位移、强度均在可接受范围内,可以采用这种结构继续进行整个增强热负荷第一壁的详细设计。     

管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

对管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁(EHF FW)的标准手指对、边缘手指对及中心梁(CB)开展了热工水力分析.分析结果显示流速分布合理,低于1m·s-1或高于10m·s-1的区域非常小;手指对间的流量分配较合理;整个第一壁的压降为0.351MPa,小于0.4MPa的限定值;在8个循环周期内CB最高温度为409.2...     

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.     

ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算

由于日本和欧共体对固体氚增殖包层已进行了很多实验研究，并且提出了他们的1TER固体氚增殖包层模块(TBM)方案。为了设计具有中国研究基础的氚增殖包层模块方案，我们选定液态锂和锂-铅作为氚增殖材料的ITER包层模块方案。但是包层第一壁的厚度一般只有2～3cm，因为它必须小于14．1MeV聚变中子的平均自程，从结构力学的角度它是非常单薄的。     

ITER第一壁模块Be/Cu连接界面的热疲劳损伤分析

采用热等静压扩散连接技术并通过添加Ti/Cu中间过渡层实现了Be与CuCrZr合金之间的可靠连接,所制作的ITER第一壁小模块已通过高热负荷疲劳试验。对试验后的小模块进行了超声波无损探伤,发现界面多处存在大尺寸缺陷。介绍了高热负荷疲劳试验后模块的破坏性检测与分析,结合对缺陷界面的金相观察、SEM观察及EDS分析方法,确定了缺陷形成的主要原因。     

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第一壁实验件的铍-铜连接界面分析

在ITER第一壁实验件的研究中,采用热等静压扩散连接技术对Be与Cu Cr Zr合金进行连接实验,对完成扩散连接的部分连接件采用退火处理。对所有连接件进行超声波无损探伤后,检测到未退火的连接件Be/Cu连接界面存在缺陷。为分析扩散界面缺陷产生原因,从连接件的无缺陷区取样并进行界面微观分析。通过观察微观形貌和分析界面扩散层合金元素的变化,发现退火处理过的Be-Cu扩散界面的Cu-Ti扩散层和未扩散的Ti层厚度增加,中间层中Be与Cu元素形成脆性相的几率降低,整个扩散层厚度变大,扩散范围加大。实验表明退火工艺能改变Be/Cu热等静压扩散层连接结构组成,扩大扩散连接范围。     

ITER第一壁实验件的铍-铜连接界面分析

在ITER第一壁实验件的研究中,采用热等静压扩散连接技术对Be与CuCrZr合金进行连接实验,对完成扩散连接的部分连接件采用退火处理。对所有连接件进行超声波无损探伤后,检测到未退火的连接件Be/Cu连接界面存在缺陷。为分析扩散界面缺陷产生原因,从连接件的无缺陷区取样并进行界面微观分析。通过观察微观形貌和分析界面扩散层合金元素的变化,发现退火处理过的Be-Cu扩散界面的Cu-Ti扩散层和未扩散的Ti层厚度增加,中间层中Be与Cu元素形成脆性相的几率降低,整个扩散层厚度变大,扩散范围加大。实验表明退火工艺能改变Be/Cu热等静压扩散层连接结构组成,扩大扩散连接范围。     

ITER第一壁认证模块研制

铍与铜合金的连接是ITER屏蔽包层第一壁（FW）制造中最具挑战性的关键技术。热等静压（HIP）扩散连接是实现第一壁板材料之间连接的最佳方法之一。鉴于ITER第一壁板的制造难度,ITER国际组织（IO）要求对其制作技术进行认证。     

基于EAST装置量热系统的第一壁热负荷实验研究

通过测量EAST装置水冷系统的出入口冷却水的温差和流量,搭建了第一壁热负荷测量系统,实现了第一壁热负荷的分布测量。实验结果表明,在上单零偏滤器位形放电实验中,该系统测量的热负荷约占总注入能量的80%,其中,接近50%的热负荷沉积在上偏滤器区域。高的加热功率会使得第一壁热负荷更快上升。通过冷却水降温曲线拟合计算得出EAST装置上钨偏滤器水冷系统的热衰减时间约为下石墨偏滤器水冷系统的十分之一。     

ITER TBM第一壁制造方法与样件试制

介绍了ITER实验包层模块(TBM)第一壁(FW)的四种加工方式,并且采用其中一种铣槽-电子束焊接-折弯法,用304不锈钢加工了一个FW验证件。对制成的FW样件沿流道切割开,测得弯曲处最小流道面积为弯曲前的85%,弯曲处流道外侧壁厚的减薄较明显,但可以通过机械加工的方法来控制。为了进一步证实这种加工方式的可行性,下一步须使用FW实际使用的低活化铁素体马氏体钢(RAFM)来研究此方法。     

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屏蔽包层第一壁人工缺陷模块热传导计算与分析

设计了3个外形一致的模块,其中两个在铍铜界面处预制有不同尺寸、形状和位置的缺陷,另一个是无缺陷的完整模块。通过有限元计算方法,分析了预制缺陷对温度分布的影响。通过无缺陷的完整模块的传热分析,评估有效的缺陷位置区域,计算了不同尺寸、形状、位置的缺陷的温度分布;根据对热传导基本公式中的各个量分别进行研究,并通过比较各种因素,得到了缺陷影响铍和铜合金界面温度的主要因素。     

ITER产氚试验包层模块中子诊断系统的初步设计

1封装薄箔活化片分析系统 此种方法己广泛用于裂变堆的中子强度测量，现己用于几乎所有大型托卡马克的中子产额测量，利用中子辐照某些高纯材料薄箔（样品），被中子活化的样品辐射某种能量的γ射线，经高分辨能力的半导体探测器[如HP—Ge或Si（Li）]测量，得到辐照到样品上的中子的中子数。     

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中子屏蔽结构的虚拟装配研究

国际热核实验反应堆ITER计划是一项大型国际研究合作项目。中子屏蔽结构位于真空室内、外壳之间,其作用是屏蔽中子流、降低环向磁场波纹度。中子屏蔽结构的虚拟装配需要与其设计同时进行,以便指导和改进设计。为了实现其虚拟装配,运用反装思路,通过DELMIA创建其拆卸路径来设计并仿真整个装配过程,实时分析其装配间隙,作为对模型进行优化设计的依据。所得结果满足ITER国际组对中子屏蔽结构的设计要求,并为结构的实际装配提供了参考依据。     

ITER第一壁CuCrZr/316L(N)复合板的制作及检测

以CuCrZr合金板为基板,316L(N)-IG不锈钢板为复板,制作了CuCrZr/316L(N)-IG爆炸复合板用于ITER第一壁热沉部件。对其进行了金相试验、硬度测试以及拉伸试验等。结果显示,复合板界面层具有明显的波状组织,平均波长和波高分别为1200μm和500μm,室温下抗拉强度达到394MPa。用复合板制作了6个第一壁小模块,进行质量认证试验,结果表明其满足ITER要求。     

EAST装置第一壁热沉冷却结构关键工艺的研究

对由埋管引起的面对等离子体第一壁热沉冷却结构冷却效果的下降进行了实验测量与数值模拟。在相同加热源条件下,比较了热沉内光孔、埋管打压胀管及高温真空埋管钎焊三种工艺实验件的换热效率,并与数值模拟的结果进行比较,确定了合理的计算模型和参数。对高场测的热沉原型件,比较了埋管打压胀管和高温真空钎焊连接换热效率,为EAST热沉冷却结构优化提供了依据。