掺杂石墨在高能激光束和电子束作用下的热冲击行为

石墨被广泛用于当今的托卡马克装置中 ,作为真空室第一壁和偏滤器靶板的保护材料 ,也是未来聚变堆的一种候选面对等离子体材料。其抗化学溅射性能和抗热冲击性能受到广泛关注。用高能激光束和电子束轰击实验材料 ,模拟聚变堆面对等离子体材料在等离子体破裂时的工作状态 ,考察了 4种掺杂石墨材料在热冲击下的热腐蚀规律。实验结果表明 ,石墨掺杂能有效降低材料的烧蚀率。当激光单脉冲能量密度为 491 5KJ m2 时 ,冲击频率 1 0Hz,持续辐照 3 0秒后 ,几种掺杂石墨的失重率不超过2 1 3 6mg cm2 ,表现出了比纯石墨更优良的抗热冲击性能。     

面对等离子体材料铍的抗热冲击性能

金属铍作为面对等离子体材料的候选者之一,其热冲击性能受到广泛关注。以高功率扫描电子束加热模拟聚变堆面对等离子体材料的高热负荷工作状态,考察了５种不同方法制备的铍材经热冲击后表面熔化、升华及裂纹形成规律,在１０ＭＪ／ｍ２热冲击能量密度以内,几种铍材的表面烧蚀深度约在１５０μｍ以内。材料失重率不大于４０μｇ／ｍｍ２。实验表明：等离子体物理气相沉积法制备的样品具有较好的抗热冲击性能。     

B4C涂层作为等离子体面对材料的一些性质

介绍了利用等离子喷涂设备,B4C/Cu梯度功能涂层及非梯度涂层的制备技术,在模拟实验装置中测量了在高能粒子(3 keV,D+)的作用下,B4C涂层的化学溅射产额、热解吸性能、热冲击性能及热导率.结果表明B4C是一种有希望为未来聚变装置中等离子体面对的材料.     

中国聚变堆材料研究

概述了中国在聚变堆材料研究方面的活动。现已研制的或正在研制的有多种结构材料、氚增殖材料和面对等离子体材料。在辐照效应、相容性、等离子体与材料相互作用、等离子体破裂期间的热冲击、氚的产生、释放与渗透以及中子在铍和铅中的倍增等方面,都已进行了系统的研究工作。文中给出部分实验结果。     

中国聚变堆材料研究(英文)

概述了中国在聚变堆材料研究方面的活动。现已研制的或正在研制的有多种结构材料、氚增殖材料和面对等离子体材料。在辐照效应、相容性、等离子体与材料相互作用、等离子体破裂期间的热冲击、氚的产生、释放与渗透以及中子在铍和铅中的倍增等方面,都已进行了系统的研究工作。文中给出部分实验结果。     

西德研究冷气体注入热等离子体的新方法

【西德《自然科学家》1981年第7期报道】西德伽兴马克斯·普朗克等离子体物理研究所采用了一种把低温固态气体注入热等离子体的新方法。实验用的注入装置是研究受控热核聚变的基础设施。注入方法是将     

用钨和低Z面积等离子体材料的托卡马克性能的比较

为了优化等离子体芯部性能和能够进入大的运行空间，目前在聚变装置中使用石墨材料。对于这些面向等离子体材料运行存在的物理学数据库，这些材料也表明在未来的装置中它们的用途是延长燃烧时间。边缘和偏滤器区的碳杂质辐射明显有助于降低撞击区的峰值功率负载，但是碳辐射也支持进入高密度的MARFE不稳定性的形成。对石墨的主要担心是它与氢有强的化学亲和力，这导致化学腐蚀和富氢碳层的形成。这些碳层能存贮总氚燃料的大部分，在未来的氚装置上这也许会禁止使用这些材料。从这点来说，高Z面向等离子体材料有多得多的优势，但是如何这些材料进入等离子体芯部，这些优质将和等离子体的毒化对抗。在几个装置上已获得高Z壁材料的新的有前途的经验。关于这些经验，本文给出了综述并研究了未来研究和发展工作中有待解决的问题。     

偏滤器物理设计与实验研究

应用B2-code模拟了偏滤器等离子体行为,优化了HL-2A装置偏滤器位形。研究了偏滤器刮削层中等离子体与器壁间过渡鞘层的离子碰撞效应,模拟研究了利用LHCD和NBI控制等离子体剖面分布在HL-2A中建立准稳态的反磁剪切位形。HL-2A装置首次实现了下单零点的偏滤器位形运行,完成了偏滤器初步物理实验,截至2004年底,获得等离子体电流320 kA,等离子体存在时间1 580 ms,环向磁场2.2 T。开展了高功率密度聚变堆偏滤器靶板的设计研究,特别是流动液态锂偏滤器靶板表面的物理过程的研究。探索性研究了用RF有质动力势改善偏滤器排灰效率和减少氚投料量。对FEB- E聚变堆偏滤器进行了优化设计。用电子束模拟对碳基材料及钨进行了高热负荷冲击实验,完成了钨/铜合金的热等静压焊接及热疲劳试验研究。研究了氦在钨中的滞留与热解吸行为。     

美国核反应堆压力容器热冲击分析概况

受压下的热冲击事件是威胁核压力容器完整性的主要事件.热冲击分析是目前美国核安全分析方面的主要课题之一.本文摘要介绍热冲击现象、其分析过程、主要分析结果和当前美国进行热冲击理论分析的组织和现状,以及可能采取的措施和行动.     

卡勒姆的球形托卡马克规划

球形托卡马克（ＳＴ）是常规托卡马克中环径比最小的托卡马克,并且似乎在一种较简单的装置中具有吸引人的物理特性。ＳＴＡＲＴ（小型紧凑环径比托卡马克）实验在世界上首次证明了ＳＴ位形中热等离子体的特性。它从１９９１年１月至１９９８年３月在卡勒姆运行,获得了等离子体电流达３００ｋＡ,脉冲持续时间为￣５０ｍｓ。它的下一代装置ＭＡＳＴ即将峻工,是一个特建的高真空装置,设计的等离子体体积增加１０倍,其等离子体电流     

以最高效率产生等离子体电流

日本原子能研究所宣布 ,在世界最大托卡马克聚变实验装置“ＪＴ 60”上进行负离子中性粒子束照射 ,成功地产生了 1 6ＧＡ·ｃｍ- 2 的世界最高效率的等离子体电流。核聚变连续进行中 ,聚变装置磁场中会产生等离子体电流。作为国际热核聚变实验反应堆 (ＩＴＥＲ)的等离子体电流产生装置 ,是组合有希望的负离子方式的中性粒子束入射与高频加热装置 ,首次成功地实现了高效率产生等离子电流。日本原子能研究所在提高束流能量的同时 ,提高了等离子体的电子温度 ,两者结合进行了检验。摘自中国原子能科学研究院《科技信息》以最高效率产生等离子体…     

本刊声明

[日本《原子能产业新闻》2004年6月17日报道] 2004年6月11日,日本原子能研究所宣布,临界等离子体实验装置JT-60成功地使国际热核聚变实验堆(ITER)所需的高压等离子体持续了24s,这是迄今世界上高压等离子体持续时间最长的。     

JT—60U氘实验的最新成果和辐射安全

ＪＴ－６０在１９８９年－１９９１年经强电流化改造成ＪＴ－６０Ｕ后，实验主要围绕着“约束性能改善”和“稳态化”两大研究课题进行。其目的是通过改善等离子体约束性能和研究托卡马克装置的稳态化，对国际热核聚变实验堆ＩＴＥＲ物理研究的主要课题作出贡献，同时推进和实施对未来动力堆设计不可缺少的前期研究。     

中性束注入和离子回旋加热对HL-1M边缘极向流速和电场分布的影响

改善托卡马克等离子体的约束是聚变研究的重要课题,等离子体边界条件对整个等离子体约束性能的影响是非常敏感的。L-H模转换机制与边界径向电场E_r、E_r的梯度及极向旋转速度等参数密切相关,同时,边缘等离子体的径向输运与边缘极向电场E_θ的变化有关。在ASDEX装置实验中,中性束注入第一次观测到H模产生,指出了中性束注入降     

SWIP-RFP装置等离子体环电压和电流测量(英文)

介绍SWIP-RFP装置等离子体环电压和环电流的测量方法和测量结果。对RFP环电压模型也作了初步分析,实验中采用单匝线圈测量的环电压很大程度地取决于外电路的电流,这一电压中存在一感应分量,即使考虑了测量环电压的感应分量,RFP等离子体的环电压也要大于环形磁约束系统等离子体的经典电阻环电压,这是反场箍缩等离子体螺旋量守恒的一个重要课题。对与环电压有关的电磁特性也作了一定研究。测量结果表明,SWIP-RFP装置的等离子体电流一般大于60kA,在较好的放电条件下,等离子体电流可以驱动到100kA,等离子体电流最大值时刻的单匝线圈测量的环电压约为250V。这样的结果与其它方式的估算是相对应的。测量结果还揭示了RFP装置大的等离子体电流密度和异常的环电压的存在。     

HL-1M等离子体q(r)分布的初步测量

输运过程和各种不稳定性的物理机制的研究是受控热核聚变的重要课题之一。理论模型建立在假定这些过程与等离子体电流密度分布或q(r)分布相联系的基础上,然而这却是最难测量的等离子体参数之一。目前,有一些技术用于q(r)分布的测量,例如塞曼效应、法拉第旋转、非相干散射光的谱线调制、运动斯塔克效应以及磁化粒子的直接观察等。如果要运用这些技术获得更进一步的数据,就必须使用更加专门的诊断。要在HL-1M装置上进行这样的诊断目前还有一些困难。     

核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展

结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。     

HL-1装置等离子体删削层的热通量研究

在HL-1托卡马克装置中采用石墨圆筒屏蔽的钼探针,研究了删削层等离子体离子侧和电子侧的热通量及其径向分布。用热电偶测定了HL-1抽气孔栏头部石墨瓦片在一次托卡马克放电中的热负荷通量及其不均匀的极向分布。当从孔栏头部喷气加料时,等离子体密度增加,并观测到石墨瓦片的热负荷明显降低,这表明用局部喷气的方法可以降低孔栏头部或偏滤器中性化板的热负荷,并且使等离子体品质得到某些改善。     

热等离子体

虽然已许多工业应用开发了热等离子体工艺，但是由于经济和竞争的原因，和／或再现性和可靠性方面的原因，它们未能作为一种制造技术得到广泛认可，本文着重评估现在对以下课题的了解：１）等离子体炬和吹弧（直流或交流）传热弧以及射频炬的性能；２）确认的工业应用，其重点是切割，焊接，喷涂，传热弧回收，再加热和纯化，再加热金属熔化，还原熔炼，化学运行以及废物破坏；３）最近对等离子体炬在电源，阴极（热的冷和热）阳极（     

高温热冲击对J75合金力学性能影响及损伤机理

采用自行研制的大电流瞬态加热设备,研究了沉淀强化奥氏体不锈钢 J75 经受不同温度热冲击及在一定温度下经受多次热冲击作用后的力学性能变化规律,并探索了导致性能损伤的机理性原因。研究结果表明,在作用时间为 1 s 的情况下,温度低于 610 ℃,J75合金的力学性能无明显损伤,温度大于 750 ℃,材料的强度和延伸率都显著降低;温度在 610 ℃,增加有限次数的热冲击,对材料的强度和延伸率影响不很明显,但温度在 750 ℃时,随热冲击次数的增加,材料的强度和延伸率都明显降低。显微分析表明,热冲击温度和热冲击次数的增加,促进了合金晶粒细化,但使材料析出相发生了明显的变化,在高于 750 ℃下产生的大量片状 η 相的析出及 γ′强化相的粗化和不均匀分布,是引起 J75 合金强度和延伸率显著下降的主要原因。