W/RAFM 钢偏滤器靶板的结构分析与寿命预测

探究RAFM 钢作为偏滤器靶板热沉的替换材料，验证其在3 种不同工况下的结构强度并预测其在交变载荷下的疲劳寿命。得出3S_m 法则下W/RAFM 钢偏滤器靶板最大可承受热负荷为8MW·m⁻²。结合中国聚变工程实验堆(CFETR)的设计目标，如果以ITER 偏滤器两年运行周期为设计准则，最大承受热负荷为7MW·m⁻²。考虑到偏滤器靶板区域呈现高热负荷低中子辐照、挡板和DOME板区域低热负荷高中子辐照特性，可以采用W/Cu 和W/RAFM 双路偏滤器靶板的结构设计。     

CFETR水冷陶瓷增殖剂包层中子学分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)三维中子学模型,应用蒙特卡罗输运程序MCNP5和IAEA聚变评价核数据库FENDL2.1,完成了WCCB中子学性能分析。研究了在200MW、500MW、1.0GW、1.5GW聚变功率下中子壁载荷(NWL)、氚增殖率(TBR)、核热沉积以及包层材料的辐照损伤。结果显示,目前WCCB包层核分析结果满足CFETR设计要求。     

CFETR 堆体活化计算与分析

运用FLUKA计算程序对中国聚变工程实验堆(CFETR)进行了一维模拟活化运算,得出了产氚包层、屏蔽层、真空室结构材料、环向场线圈等模块的中子活化特性。计算结果表明,在聚变堆以200MW聚变功率持续稳态运行一年后,刚停堆时堆体的总活度为1.05×10 ¹⁹ Bq,停堆十年后堆体总活度为1.03×10 ¹⁷ Bq,此时堆体的主要残留放射性核素为⁵⁵ Fe。研究结果表明,目前CFETR的设计不存在突出的放射性环境安全问题。     

中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m²。     

CFETR磁体系统的中子学计算及活化分析

用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况。计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×10¹⁴ MeV•m^–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求。停机后磁体组件的活度为3.33×10¹⁰Bq•kg^–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×10⁸Bq•kg^–1。研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件。     

CFETR氚增殖包层活化计算分析

运用蒙特卡洛程序MCNPX以及欧洲活化计算程序FISPACT-2007,分析了中国聚变工程实验堆(CFETR)满功率运行时产氚包层各分区的核热功率,计算了满功率运行时产氚包层在高能中子的照射下活化产物的放射性活度、典型栅元的停堆剂量率。计算结果表明,当CFETR在满功率运行一年后停堆,停堆时的包层总活度为6.61-10¹⁹Bq,停堆十年后总活度降为7.98-10¹⁸Bq,为刚停堆时总活度的12.1%。结果显示,CFETR包层设计不存在突出的安全问题。     

热通量和液态锂流速对自由流动液态锂温度分布的影响

应用商业软件ANSYS CFX 计算了等离子体热通量和液态锂流速对自由流动液态锂温度分布的影响。计算结果表明,导向槽中心附近液态锂温度较高,冷却水入口和出口对应位置液态锂温度最低。液态锂出口温度随着等离子体热通量的增大而线性升高,冷却水流速为1.5m·s⁻¹,热通量分别为0.1MW·m⁻² 和1MW·m⁻² 时,液态锂在出口处对应的温度分别为255.3°C 和458.6°C。增大液态锂流速,导向槽内液态锂的温度逐渐降低,但温度变化的幅度较小。计算结果对液态锂回路安全稳定运行提供了一定参考。     

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水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

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运用蒙特卡洛程序MCNPX以及欧洲活化计算程序FISPACT-2007,分析了中国聚变工程实验堆(CFETR)满功率运行时产氚包层各分区的核热功率,计算了满功率运行时产氚包层在高能中子的照射下活化产物的放射性活度、典型栅元的停堆剂量率.计算结果表明,当CFETR在满功率运行一年后停堆,停堆时的包层总活度为6.61×1019Bq,停堆十年后总活度降为7.98×1018Bq,为刚停堆时总活度的12.1%.结果显示,CFETR包层设计不存在突出的安全问题.     

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针对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)基本方案,进行了中子学试验模块初步设计与分析.试验模块由3个氚增殖区、2个中子倍增区、3个冷却板以及第一壁、钨保护层、背板组成,并在试验模块中放置碳酸锂探测器进行氚测量.通过MCNP输运程序和IAEA发布的聚变评价核数据库FENDEL-2.1对试验模块中子学性能进行评估,获得了试验模块各区域的中子能谱以及氚产生率(TPR)值;各个区域中子径向通量以及由中子能谱所得到的边缘效应,表明内部区域能谱最能代表原包层的中子能谱;加反射层能提高试验模块的TPR值,综合考虑能谱,TPR以及经济等因素,加钢反射层是较好的选择.     

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Using a one-dimensional (1D) neutronics model, the neutronics performance in the China fusion engineering test reactor (CFETR) with latest design dimensions of vacuum vessel is calculated under the 2GW fusion power. The shielding effect of neutron reflecting material ZrH₂ on neutrons is calculated, and it is found that the 20cm reflector can shield 94.3% neutron fluence and 94.9% neutron nuclear heat. Meanwhile, the minimum shield blanket thickness corresponding to different neutron wall loads is calculated when CFETR is operated at 10FPY (full power year) and 20FPY. The results show that the minimum shield blanket thickness are 44cm, 53cm, and 65cm corresponding to the neutron wall loads with 1.0MW·m⁻², 1.5MW·m⁻², and 2.5MW·m⁻² respectively after the device is operated at 10 FPY; whereas the shielding blanket needs to be thicker in the radial direction to meet the neutron shielding requirements after the device is operated at 20FPY. The optimized size of the shielding blanket provides a significant reference for the design of CFETR advanced blanket.     

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This paper considers the current China fusion engineering test reactor (CFETR) design, and simplifies it to a one-dimensional model. With the multi-particle transport code FLUKA, the neutron activation character of the tritium breeding blanket, shielding layer, vacuum vessel material and TFC of CFETR has been calculated to verify the radiation safety of the present design. The related results provide data reference for designing the components of CFETR and for further neutron activation analysis and calculation. The calculation results show that under the circumstances of one year operation with 200WM fusion power, the total radioactivity is 1.05×10 ¹⁹ Bq after shutdown and 1.03×10 ¹⁷ Bq after cooling for ten years. The primary residual nuclide is⁵⁵ Fe after decaying for ten years. It shows that there isn’t seriously activation safety issue.     

CFETR 水冷陶瓷包层时间相关产氚特性初步分析

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

均匀化模型对CFETR氦冷包层中子学影响研究

在CFETR氦冷固态包层及球床结构的最新概念设计方案中,基于均匀化模型、仅球床均匀化模型与高保真模型分别进行了中子学计算分析.研究了结构均匀化及球床空间自屏效应对包层中子学影响以及小球尺寸对氚增殖比的影响.结果表明,(1)结构均匀化模型对氦冷包层中子学影响较小;(2)随着小球直径的减少,球床空间自屏效应堆氚增殖比的影响...     

自由液态锡表面结构的流体模型

应用SolidWorks 和ANSYS 软件设计了自由液态锡表面流体结构模型,计算了初始流速和热通量不同时液态锡的速度变化和温度变化,得到了流动液态锡的速度分布和温度分布。结果表明,垂直流动方向液态锡流速较为均匀,沿流动方向液态锡流速逐渐增大、液态锡液面厚度逐渐变薄。初始温度为600K 的条件下,热通量为1MW·m⁻² 时,液态锡出口温度为623.38K;热通量为5MW·m⁻² 时,液态锡出口温度为720.18K。在相同条件下使用液态锂作为计算流体,结果表明出口处液态锂的温度低于液态锡的温度。