“氚坑深度”和“氚坑时间”

裂变堆中的氙-135中毒效应是由于裂变产生的碘-135经由β衰变产生氙。135，后者吸收中子的截面很大，如停堆时剩余反应性不够，就要经过一段“碘坑时间”才能恢复到原来停堆前的反应性后才正常工作起来。与此类似却有所不同的一个全新的概念，“氚坑深度”和“氚坑时间”首次被我们引入到聚变堆研究领域，它表明为了实现“得失相当”，起动一个聚变堆所要求的最少氚储备和运行时间。“氚坑深度”和“氚坑时间”与具体的氚回收方案、提取氚的工艺过程、堆部件材料中的氚扣留量、增殖剂中不可回收的氚份额、泄漏到堆大厅的包容惰性气体氦中的份额以及氚自然衰变等等有关。     

球形环嬗变堆包层冷却管道热工设计与热结构力学分析

利用球形环托卡马克作为聚变中子源、处置裂变堆长寿命放射性核废料的嬗变堆作为聚变能早期应用的重要途径。因核废物的日益积累和已具备现实的技术基础而受到广泛的重视。也是目前国际聚变界研究的前沿课题。     

FEB-E动态气靶偏滤器的研究

在ＦＥＢ－Ｅ设计阶段,偏波器从开放式固定板靶优化为封闭式气体靶,以改善偏滤器的杂质控制和增加离子与气体的相互作用,通过喷气和注入杂质获得的部分脱靶等离子体形成了动态气体靶,喷气能降低删削层（ＳＯＬ）处等离子体温度,沪入的杂质增加了ＳＯＬ处的辐射功率,使靶板的负载降低,用ＮＥＷＴ１Ｄ编码模拟了ＳＯＬ处等离子体和杂质（硼杂质）的输运,得到了杂质、等离本温度和等离了体密度分布。着眼于杂质的滞留物辐射,优     

HCCB-DEMO氦冷固态包层热工水力计算及分析

根据这几年HCCB-DEMO包层技术的发展,对原氦冷固态氚增殖包层进行相应设计改进。利用三维有限元软件CFX对该改进设计进行了热工水力学计算及分析。分析模型包括：第一壁,增殖单元,筋板以及三者集成模型。结果表明：各子部件在单独分析的情况下,材料最高温度低于设计要求限值;冷却剂进出口温度为300/500°C,满足设计需求。同时对比分析了集成计算及单独计算的结果,得出第一壁与铍球床之间的相互热作用较大,铍球床材料最大温度会高于设计限值。针对经集成计算后发现的问题,未来将对氦冷固态包层的设计进行进一步的优化。     

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利用通用有限元程序ANSYS对中国氦冷固态氚增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁进行了稳态热分析。结果表明,第一壁铍保护板和RAFM钢的最高温度符合热工安全设计要求。对第一壁表面热流密度随时间变化的瞬态情况进行了分析,给出了随时间变化的结果。对第一壁两种典型的事故情形开展了初步分析,并对分析结果和事故影响进行了相应讨论。     

低活化马氏体钢热等静压焊接接头性能初步研究

研究了低活化马氏体钢(CLF-1)热等静压(HIP)焊接接头的性能,经980℃/1h/空冷+740℃/2h/空冷的性能热处理后,接头组织保持着CLF-1钢母材回火马氏体组织;常温拉伸性能与母材相当,断口为韧窝状且有第二相粒子产生,为塑性断裂且断于焊缝;常温冲击功最高为母材的26.2%。初步分析认为焊接表面制备状态、表面污染物、表面清洗状态、表面氧化膜都会影响基体原子充分扩散,导致界面扩散层不均匀,焊缝裂纹敏感性增强,冲击功低,且不稳定。     

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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。     

D-3He先进燃料靶惯性约束聚变的燃耗和增益

计算了球形均匀D-3He先进燃料靶惯性约束聚变(ICF)的燃耗和增益。讨论了这种堆系统的能量平 衡。设计了一种新型的由毛细管阵列组成具有抗辐射损伤、可自动更新的液态金属锂自由表面多孔湿壁,用它取 出聚变能。同时与D-T热核燃料靶系统的燃耗和增益及它们不同的堆工程特性作了比较。     

ITER试验包层模块的中子学分析与设计

ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据。本文首先应用TRANSX程序完成基于FENDL2.0新库制作,以及中子输运程序和数据库的基准检验;然后应用二维中子输运程序TWODANT,计算和分析了中国氦冷Li₄SiO₄固体氚增殖剂的试验包层模块的功率密度分布、增殖区产氚特性、结构材料的中子辐照特性、结构材料和增殖材料的产氢和产氦等特性,并给出一个经合理优化的 TBM中子学初步设计结果。