聚变堆用CLF-1 钢与316L 钢TIG 焊接接头组织与性能初步研究

对用W19123L 为焊丝的聚变堆用低活化CLF-1 钢与316L 钢的钨极氩弧焊(TIG)焊接接头金相组织及性能进行了初步研究。结果表明：焊接接头成型良好、无缺陷;金相组织表明焊接接头由CLF-1 侧(母材区、热影响区、熔合区)、过渡层、焊缝区、316L 侧(母材区、热影响区、熔合区)组成;室温拉伸试验结果优于母材的最低要求值;弯曲试验后的焊接接头内外表面完好,无裂纹产生,变形均匀;焊接接头冲击值成凹型分布,焊缝区冲击值最低,焊缝两侧热影响区冲击值次之,母材冲击值最高,316L 侧冲击值略高于CLF-1 侧,均满足焊接接头设计值;焊接接头上表面1.6mm 硬度波动较大,略高于1/2T 和下表面1.6mm 处,焊接接头1/2T 和下表面1.6mm 硬度分布较均匀,从CLF-1 侧到316L 侧有下降趋势。整体焊接性能基本稳定,满足异种钢焊接性能匹配要求。     

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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.     

流动氦气出口温度控制仿真与分析

分析了电加热器对流动氦气的加热过程,从能量平衡和热传导的角度建立了系统数学模型,用解析的方法表达了热量的传递过程,得到了传递函数。用Matlab 的Simulink 模块搭建了PID 的控制框架,用积分分离的策略改进了温度控制的效果。仿真结果显示流体在进口温度不断变化的情况下,通过加热器的功率调节获得了比较稳定的气体出口温度,表现出了良好的控制结果。     

中国氦冷固态TBM对ITER环向场线圈能量沉积的影响

基于国际热核实验堆(ITER)的Alite 模型和中国氦冷固态陶瓷试验包层模块 (CN HCCB TBM),对装载了CN HCCB TBM后ITER装置的环向场线圈(TFC)的能量沉积的分布和CN HCCB TBM对能量沉积的影响进行了计算分析。结果表明,放入CN HCCB TBM 会使TFC能量沉积减小了3%左右,不会使TFC能量沉积情况恶化;TFC能量沉积主要位于内侧的14个扇区,TFC包壳和超导材料的功率密度的最大值低于限值,满足要求。     

具有3×3子模块结构的中国HCSBTBM的三维中子学计算

采用三维中子学程序MCNP及FENDL2．0数据库,对具有3×3子模块结构的中国氦冷固体增殖剂（HCSB）的氚增殖包层模块（TBM）进行了三维中子学计算。计算条件是:壁负载因子是0．78MW／m^2、运行因子是22％。计算得到的TBM氚增殖比（TBR）是 0.907、总氚产生率是0．0175g／d、最大功率密度9．27MW／m^2及总功率沉积0．422MW／m^3。By using three-dimension MCNP code and FENDL2.0 data library, the neutronics calculation for a HCSB （Helium Cooling Solid Breeder） TBM （Test Blanket Module） with 3 × 3 sub-modules has been performed. Under neutron wall loading of 0.78 MW/m^2 and duty factor of 22%, it is given for the tritium breeding ratio （TBR） of 0. 907, total tritium generation rate of 0.0175 g/d, peak power density of 9.27 MW/m^3 and total power deposiit of 0.422MW/m^3.     

An ingenious approach of determining hydrogen isotope solubilities, diffusivities and permeabilities in GWHER-1 stainless steel

In this paper, by using an ingenious method, the hydrogen isotope solubilities and diffusivities in GWHER-1 stainless steel have been determined by a vacuum heating degassing approach at the temperature range of 597-1022 K on a set of specimens with different sizes previously charged for 24 h under a hydrogen isotope pressure of 105 Pa in the temperature range of 800-1000 K. The permeabilities are then derived from the relation Φ = DKs. It is found D = 1.52 ×10^-6exp（-54100/RT）, Ks = 2.2×10^-exp（-5400/RT） and Φ = 3.3 ×10^-12exp（-59500/RT） for hydrogen, where Ks （Sieverts＇ constant） is given in Pa^-1/2, D in m2.s^-1.Pa^-1/2, T in K and R=8.31 J.mol^-1.K^-1. By taking isotope effects into account, the corresponding Arrhenius relations for deuterium and tritium are also deduced.     

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使用有限元分析方法,初步分析了中国ITER实验包层模块(CHHCSBTBM)在等离子体大破裂时的电磁安全特性。根据CHHCSBTBM设计结构建立了TBM及其子模块的电磁分析模型,模拟了等离子体大破裂情况下的电磁场边界条件,对CHHCSBTBM及其子模块进行了涡流、应力计算,得到了相应的感生涡流和应力分布。根据得到的应力分布,计算出在等离子体大破裂的不同时刻CHHCSBTBM及其子模块受到的电磁扭矩。用计算结果与材料的容许值相比较,确定了TBM设计的电磁安全性。     

ITER ƫ�������Ѷ�̽�����������ƽ�չ

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。     

产氚包层中聚变中子诊断系统的概念设计和计算

1 TBM中的中子通量和能谱 根据ITER等离子体可达到的运行参数和放电条件，用MCNP模拟计算D—D和D—T中子通量在中子产氚试验包层（NT-TBM）中随其小半径r的变化，如图1所示。     

聚变堆与聚变堆材料——ITER氦冷固态增殖剂实验包层模块初步设计

ITER将扮演第一次在聚变堆环境下进行包层实验的重要角色。对发展示范聚变堆的一些关键技术，如氚的自持、高等级热负荷的排出、设计标准的确定、安全需求和环境问题等将在ITER实验包层模块（test blanket module，TBM）中进行实验验证。