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相似文献
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1.
用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。  相似文献   

2.
基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时 TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。  相似文献   

3.
基于CN HCCB TBS 的最新设计,用RELAP 5 软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS 在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。  相似文献   

4.
基于ITERCHHCSBTBM的设计特点,设计了相关的氚工艺辅助系统。描述了氚提取系统(TES)、冷却剂纯化系统(CPS)、氚测量系统(TMS)的功能、设计参数和工艺流程等。TES用于氚提取、储存、同位素的分离;CPS实现氧氮等杂质和氚的去除及冷却剂的定量处理和分析等功能;TMS不仅可以定量分析氚含量,而且必要时可替代TES。氚渗透及氚安全的分析表明,通过CHHCSBTBM以及辅助系统向环境释放的氚可控制在ITER的氚安全限度内。  相似文献   

5.
针对ITER中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(HCCB TBM)的概念设计方案进行了初步中子学设计和优化。在铍球床填充率从80%降为62%的情况下,通过调整TBM内部结构的材料和布置,提出了一种中子学性能更好且满足安全要求的设计方案。计算结果表明,优化后HCCB TBM的产氚率比概念设计值提高的满功率运行一天后的产氚量为0.42mg,但总核热和最大功率密度有了一定降低。  相似文献   

6.
根据中子诊断系统测量和控制的需求分析,在Enterprise Architect平台上建立了中子通量监测系统的设计模型。按照ITER制定的仪器控制系统框架,基于用例以及延伸出的系统需求和用户需求,进行了包括信号调理、运行控制、测量计算等功能的详细分析。通过功能映射设计出等离子放电、设备维护检修以及系统验收测试等工作模式下的自动运行流程,完成了符合ITER控制、数据采集及通讯规范的软硬件架构以及与ITER中央控制系统集成的初步设计方案。  相似文献   

7.
使用 RELAP5 对 CFETR 水冷固态增殖包层的 3#包层模块建立模型,并开展了稳态工况和不同破口 面积下的真空室内破口事故分析。结果表明,事故发生后真空室压力迅速升高,小破口事故时,向大泄压罐泄压 可防止真空室超压;大破口事故时,真空室超压保护系统无法有效地控制压力上升,且增大泄压罐体积以缓解真 空室压力的效果不显著。在添加联箱出口止回阀后,可有效防止冷却剂逆向流动进入真空室,使真空室压力维持 在安全范围内,不需要启用真空室超压保护系统。   相似文献   

8.
基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 kW。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。  相似文献   

9.
基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果.结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 kW.活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据.  相似文献   

10.
根据ITER电流引线的要求,设计和试验了分别由全铍铜(Be2%Cu)、全不锈钢(SS)和二元金属(BeCu/SS)三种不同类型分流器制作的68kA电流引线的1/90试件。研究了超导段各组件的性能,详细讨论了失冷故障实验结果。结果表明,对比全铍铜和全不锈钢分流器,二元分流器制作的超导模件更能够提高安全性以及减小冷端漏热,满足ITER高安全性和低热负荷的要求。  相似文献   

11.
为了验证国际热核聚变堆(ITER)的产氚和能量获取等性能,各国分别提出了不同的实验增殖模块(TBM)设计方案。其总体功能相同,但具体技术路线有区别,不同之处包括冷却剂选择、产氚材料选择、中子倍增剂选择、产氚区布置形式、面向等离子体材料选择、结构材料选择等方面。通过对各TBM方案进行比较分析,评价了各自的优缺点,提出了未来先进产氚包层方案的设计建议。  相似文献   

12.
给出了中国ITER氦冷固体增殖剂(HCSB)实验包层模块(TBM)整体结构的初步设计。结构设计方案以低活性铁素体钢(RAFS)为结构材料,稳定性极好的惰性氦气作为冷却剂,陶瓷硅酸锂小球为氚增殖材料。包层结构的设计特点是,采用模块化的设计方案,从而提高了包层的可靠性和安全性。  相似文献   

13.
Safety considerations of TBM are part of the design process to ensure that the TBM do not adversely affect the safety of ITER. So accurate calculations of all radioactivity and potential harmfulness are very important for designing of device, selecting of blanket and shield material, analyzing of the safety and environment, disposing of nuclear waste and operation of the reactor.  相似文献   

14.
基于ITER装置窗口C,完成了中国氦冷固态增殖剂试验包层模块的设计改进,给出了模块主要性能参数和设计参数。改进后的TBM包层模块外围尺寸为环向484mm、纵向1660mm和极向675mm。根据该模块设计的结构特点,对研制用材料CLF-1钢真空扩散连接和真空电子束焊等关键工艺进行了研究,初步探索了第一壁等关键部件的研制工艺流程,并最终成功试制了第一壁和子模块冷却板模拟件。  相似文献   

15.
ITER ƫ�������Ѷ�̽�����������ƽ�չ   总被引:2,自引:2,他引:0  
基于中国ITER氦冷固态增殖剂试验包层(CHHCSBTBM)3×3模块化结构设计,借助一维中子输运计算程序ONEDANT和二维中子输运计算程序TWODANT,对ITER实验包层模块(TBM)设计的中子学问题进行计算。计算出产氚增殖比以及不同材料区的功率密度、中子通量分布和产氚增殖率,并对计算结果进行分析比较。  相似文献   

16.
在ITER试验包层模块HC-SB TBM结构设计和热工计算分析的基础上,对包层模块中的重要部件第一壁做了优化分析。利用有限元分析软件ANSYS的可编程命令流模式,对HC-SB TBM第一壁前壁进行了温度和应力的数值模拟,在满足结构材料的许用温度和应力的前提下,给出了第一壁前壁的最佳设计方案。  相似文献   

17.
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   

18.
ITERʵ�����ƻ�����   总被引:28,自引:12,他引:16  
简要介绍了ITER计划的发展历程;综述了ITER实验包层模块计划(ITER-TBM)的历史、主要技术路线和最新的设计与研发进展;概述了与实验包层计划相关的DEMO聚变堆的定义与发展策略。最后,介绍了国内开展的基于固体增殖剂概念的ITER实验包层的初步设计概况,对TBM的研发计划提出了建议。  相似文献   

19.
以氚释放为安全分析的重点,根据氚多重包容的安全概念设计,分析了TBM氚处理系统的一种布局方式。从安全的角度进行了TBM氚处理系统的功能和材料分析,根据运行状态或危险给出了TBM氚处理系统可能存在的四个不安全状态,确定了在不同的系统状态工作人员处于不同的应急水平,应采取不同的应急措施。最后,在上述研究的基础上进行各级氚包容系统氚释放的预先危险性分析(PHA),得到了事故原因和危害后果,并提出预防氚释放危险的安全措施。  相似文献   

20.
ITER实验包层模块初步设计(英文)   总被引:1,自引:0,他引:1  
  相似文献   

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