混合堆第一壁中子辐照损伤模拟

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。     

混合堆第一壁中子辐照损伤模拟

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。     

聚变堆候选金属材料的惰性气体离子辐照损伤的研究

综述了有关核聚变反应堆材料的辐照损伤问题的研究,主要包括国产316L奥氏体不锈钢中氦的扩散与氦泡形核生长的研究、316L及低活化FeCrMn合金的高能Ar离子辐照缺陷与空洞肿胀的研究、近期开展的低活化马氏体钢和氧化物颗粒弥散强化合金的高能Ne离子辐照损伤和效应的研究成果。This paper gives a review of our recent studies on the irradiation damage induced by energetic inert-gasions in metallic materials candidate to fusion reactors. The work includes the study of helium diffusion and helium bubble formation in 316L stainless steels, the study of void formation and swelling in the low-activation Fe-Cr-Mn alloy irradiated with high-energy Ar ions, the study of irradiation damage in some low-activation Fe-based steels and ODS alloys by high-energy Ne ions.     

ST托卡马克聚变堆嬗变中子学初步设计

从ITER设计概念外推到发电的托卡马克堆，被称为“标准的”或“传统的”托卡马克聚变堆。鉴于“传统的”托卡马克的致命缺点，比如非稳态运行、聚变功率密度低、装置尺寸大、电成本高等。为此，人们努力寻求一种先进的托卡马克概念，最终建成在结构简单、运行稳定、经济上有吸引力的聚变电站。     

前混合磨料射流切割聚变堆第一壁钨材料研究

针对聚变堆第一壁钨材料的加工问题,开展前混合磨料射流切割钨试验,研究切面表面形貌,分析射流压力和切割速度对切面粗糙度、切面光滑区深度的影响.结果表明:切割速度对粗糙度影响较大,减小切割速度可以降低切面粗糙度;射流压力对粗糙度影响略小,提高射流压力可以增加切面光滑区深度,改善切面质量.试验发现切面存在拖尾纹、残余楔角和冲...     

聚变α粒子对第一壁辐照损伤的蒙特-卡罗研究(Ⅲ)——固体中位移原子深度分布

本文用基于两体碰撞的蒙特-卡罗方法研究α粒子轰击固体靶的位移原子深度分布,并分析了位移原子深度分布与固体中能量沉积的关系。文中给出入射α粒子能量、入射角及靶材料的改变对位移原子深度分布的影响。结果表明,位移原子数与轰击离子在靶中的弹性能量损失密切相关。聚变α粒子在SiC中产生的位移损伤远小于它在不锈钢材料中的位移损伤。 关键词：     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计

基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究,提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择,确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供中子学计算和结构设计参考,给出了在以嬗变次锕系元素（MA）核废物为目标的一维中子学计算结果。     

国际聚变材料辐照装置屏蔽中子学设计研究

介绍了中国科学院等离子体物理研究所与德国Forschungszentrum Karlsruhe合作开展的国际聚变材料辐照装置（IFMIF）屏蔽中子学方面的相关设计研究工作。重点介绍了新开发的三维耦合屏最计算方法,包括其基本原理和程序系统等,以及基于该方法的IFMIF的三维屏蔽计算典型结果与分析。The International Fusion Materials Irradiation Materials Irradiation Facility （IFMIF） is a joint project within the framework of the Fusion Materials Implementing Agreement of the International Energy Agency （IEA）. Shielding is one of the key issues of the IFMIF engineering design. Due to the complex geometry and large size of the shields, it is difficult to make accurate shielding design using the conventional computational tools. To handle this problem, a coupled 3-D computational scheme has been developed under the cooperation of the Institute of Plasma Physics of Chinese Academy of Sciences and Forschungszentrum Karlsruhe Germany. This paper presents the newly-developed 3-D coupled computational scheme and its application to the IFMIF shielding design.     

球环型产氚聚变堆中子学分析

对球环型产氚聚变堆概念设计中的中子学设计进行了计算分析。此设计利用了球形环的先进等离子体物理性能和紧凑的结构特征,并尽量利用真空室内的空间安置氚生产包层以减少氚泄漏而提高氚增殖率,达到年产氚量1kg的目标。2D中子学计算得到的氚增殖率高于1．68的设计是其它类似设计没有达到的,进一步体现出球环型产氚聚变堆的先进性。     

SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应北大核心CSCD

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。     

低能中子在锆中产生的辐照损伤的计算机模拟研究

以GEANT4为基础采用蒙特卡罗方法对能量为1 MeV的中子在锆 材料中的输运过程进行了模拟分析. 首先计算得出: 反冲核的能量主要分布在1 keV和15 keV之间, 中子和靶核发生两次弹性碰撞的平均空间距离为29.47 mm. 由于中子和靶核在发生连续两次弹性碰撞过程中产生的两个反冲核能量较低, 它们的空间距离又比较大, 由此可以推测出: 由初级离位原子产生的后续级联碰撞可以看做是一系列独立的子级联碰撞过程, 同时也计算了中子在靶材的不同深度区域内产生的反冲核数目和平均能量. 其次, 利用蒙卡方法计算得到的结果, 采用分子动力学方法, 分别计算了五种不同能量下的初级离位原子产生的级联碰撞情况, 给出了初级离位原子的能量与其产生的次级离位原子数目之间的关系以 及不同能量下的初级离位原子产生的损伤区域范围等情况, 通过蒙特卡罗方法和分子动力学方法的结合, 给出了能量为1 MeV的中子在锆材料中产生的初级辐照损伤分布图像. 关键词： 辐照损伤 级联碰撞 蒙特卡洛模拟 分子动力学     

聚变堆第一镜材料块体金属玻璃表面特性

研究了块体金属玻璃（块体非晶合金）Zr65Al7.5Ni10Cu17.5, Co61.2B26.2Si7.8Ta4.8和金属多晶钼3种第一镜材料经低温等离子体H和Ar辐照后的表面特性变化。结果表明,两种块体金属玻璃的抗H等离子体溅射能力与其成分有关。随着等离子体辐照时间的增加,金属多晶钼和块体金属玻璃Zr65Al7.5Ni10Cu17.5的表面粗糙度增大,镜面反射率降低;而块体金属玻璃Co61.2B26.2Si7.8Ta4.8的表面粗糙度减小,镜面反射率升高。X射线衍射仪（XRD）分析表明,块体金属玻璃在离子体溅射过程中,表面微结构具有自修复性。     

ST嬗变堆中心柱的中子学及中子辐照效应研究

基于先进核数据库ENDF/B-VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果，分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布，以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及更换寿命的影响进行了分析和计算。结果表明，中子辐照直接改变了中心柱导体材料的电阻率分布。热工-水力学分析和计算表明，电流不均匀分布可显著地延长中心柱的使用寿命，并估算出ST嬗变堆中心柱设计的更换寿命大约8年。     

基于CFD 方法的TBM 模块第一壁水力学分析

基于计算流体动力学(CFD)方法,结合首个完整的模块系统对第一壁以及与其相连接的两个隔板结构进行了热工水力分析,包括压力分析、流速分析、流量分配分析、对流换热系数分析。给出了所有分析的计算结果。同时将数值模拟计算得到的对流换热系数与相关经验公式推导得到的结果进行了比较,基本一致。