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研究聚变α粒子对第一壁材料辐照损伤随时间的发展与变化,用基于时间序列两体碰撞近似的计算机模拟程序研究数+keV α粒子对无定形铁材料的辐照损伤,计算了α粒子辐照引起的材料中空位和能量沉积分布及α粒子本身的沉积随时间的演化,还对用时间序列和速度序列两类级联碰撞模拟方法计算的结果作了比较。 相似文献
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由于使用低Z涂层材料可使传统的结构材料和技术保持不变并能降低等离子体杂质,因而为设计提供了灵活性。低Z涂层可由元素Be,B,C,Al,Ti,V及其化合物中选择。文中介绍了涂层工艺和评价方法。添加约10wt%SiC的热解碳几乎能完全抑制化学溅射。60块C+SiC涂层石墨砖在DoubletⅢ托卡马克的整个照射期间性能令人满意。 相似文献
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本文介绍了第一壁TiC涂层材料的化学气相沉积(CVD)工艺;研究了涂层工艺条件对涂层微观结构、沉积速率和基体对涂层生长的影响;给出了涂层厚度与涂层工艺条件之间的经验关系式。讨论了TiC/石墨、TiC/MO、TiC/316LSS涂层材料的电子束热冲击损伤机理和热疲劳损伤机理,并对TiC/石墨、TiC/Mo、TiC/316LSS用做现行Tokamak第一壁材料的可行性进行了分析。 相似文献
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中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)的包层和偏滤器第一壁面向堆芯等离子体,第一壁辐照损伤分析对于托克马克安全运行至关重要。赤道面外包层较其它包层距离堆芯等离子体中心更近,其结构材料承受中子辐照大。因此,进行中子辐照损伤评估十分必要。基于此目的,采用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型和蒙特卡罗中子学建模转换接口Mc CAD完成中子学建模,并用蒙特卡罗方法的粒子输运程序计算第一壁和氦冷固态外包层结构材料辐照损伤。此外,对比了铍和钨作为面向等离子体材料两种情况下第一壁的受损情况。计算结果表明,氦冷固态包层模型下结构材料可以满足CFETR一期的运行要求。 相似文献
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聚变堆第一壁辐照效应研究 总被引:1,自引:0,他引:1
本文简要介绍了聚变堆第一壁材料的辐照效应,研究了混合堆设计中CHD、TETB和TCB第一壁材料的辐照损伤问题,给出了原子位移率、嬗变气体产生率和肿胀率等的有关计算结果。预言了在设计条件下混合堆第一壁的辐照寿命。本文的结果可供第一壁材料在比较和选择时参考。 相似文献
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聚变堆包层第一壁材料所面临高能粒子辐照、电磁辐射、高热负荷、复杂的机械负荷和相应的物理化学腐蚀制约其服役性能和使用寿命,是聚变能发展的瓶颈问题。液态第一壁由于液态工质自身的特点可以承受更高的热负载、中子壁负载以及更高的出口温度,且由于液态工质的不断更新不存在中子辐照损伤问题,在未来聚变堆应用中很具有吸引力。但由于液态金属在聚变堆强磁场作用下流动形成磁流体(Magnetohydrodynamic MHD)效应,维持液态第一壁在复杂的几何结构和苛刻的工作条件的稳定流动性是现有液态壁研究的难点问题。本文针对自由表面液态金属流动时产生的MHD特性,提出了螺旋流道液态壁流动方案,通过在真空室背壁上设置沿磁场方向的螺旋型流道,使流道内液态金属沿磁场运动,进而减少切割磁场产生的MHD效应。并参考典型聚变堆FDS-Ⅱ,建立了外包层三维模型与真实磁场位型,对方案进行MHD分析与优化,分析结果表明该方案可以在真空室表面形成完整、稳定的液态金属包裹,验证了该方案在磁场作用下液态第一壁流动稳定性与初步可行性。 相似文献
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聚变驱动次临界堆概念设计研究 总被引:43,自引:27,他引:16
吴宜灿 柯严 郑善良 汪卫华 储德林 黄群英 刘晓平 许德政 王红艳 黄德所 朱晓翔 高纯静 李静惊 陈义学 吴斌 汪太平 柏云清 章毛连 刘松林 罗月童 刘萍 李春京 李强 童莉莉 翁晓毅 吴磊 王祥科 FDS课题组 《核科学与工程》2004,24(1):72-80
在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。 相似文献
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文章描述计算机模拟聚变中子辐照损伤的蒙特卡罗程序。该程序适用于含轻,重核素的非晶态复合材料及能量低于15MeV的中子和各种能量的离子。文中给出辐照后靶原子Fe,Cr,Ni,Mo,W,Si,C的DPA截面,PKA能谱和发射角分布的计算结果,并给出作为混合堆第一壁材料的316ss,钨,石墨,碳化硅化移损伤率的气体产生率。 相似文献
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铍相对于众多聚变反应堆的第一壁护甲材料,有着许多优点,这些优点使它和钨及碳基材料一起被选作国际热核聚变实验堆(ITER)第一壁的候选防护材料。对中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CHHCSBTBM)第一壁进行多场耦合模拟分析结果表明,使用表面热负荷模拟分析时,未考虑中子负载情况下,模拟分析结果与其它结果有较大出入,故使用表面热负荷模拟分析时必须考虑中子负载情况。而对第一壁热结构分析表明,铍保护板的应力超过了其许用应力,可以寻找其它铍合金或第一壁护甲材料以满足第一壁护甲材料热结构应力要求。 相似文献
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Yosuke Iwamoto Hiroki Iwamoto Masahide Harada Koji Niita 《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(1):98-107
The displacement cross-sections, implemented in the particle and heavy ion transport code system (PHITS), have been calculated to estimate the radiation damage in structural materials used at accelerator facilities. The event generator in PHITS was used to calculate displacement cross-sections for 14 elemental targets and two practical alloys irradiated with neutrons at energies from 10?10 MeV to 3 GeV, and protons and deuterons at energies from several keV to 3 GeV. These displacement cross-sections were used to estimate the displacement per atom (DPA) in the target assembly at accelerator driven system (ADS) Target Test Facility (TEF-T) using 400-MeV protons, and in the Type 316 stainless steel target using 40-MeV deuterons. For the target assembly at TEF-T using 400-MeV protons, the DPA value for the proton component was approximately twice higher than that for the neutron component. For the Type 316 target using 40-MeV deuterons, radiation damage took place near the surface of Type 316 because of the Coulomb scattering effect between the incident deuterons and the material. 相似文献
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Mustafa Übeyli 《Journal of Nuclear Materials》2006,359(3):192-201
Evaluating radiation damage characteristics of structural materials considered to be used in fusion reactors is very crucial. In fusion reactors, the highest material damage occurs in the first wall because it will be exposed to the highest neutron, gamma ray and charged particle currents produced in the fusion chamber. This damage reduces the lifetime of the first wall material and leads to frequent replacement of this material during the reactor operation period. In order to decrease operational cost of a fusion reactor, lifetime of the first wall material should be extended to reactor’s lifetime. Using a protective flowing liquid wall between the plasma and first wall can decrease the radiation damage on first wall and extend its lifetime to the reactor’s lifetime. In this study, radiation damage characterization of various low activation materials used as first wall material in a magnetic fusion reactor blanket using a liquid wall was made. Various coolants (Flibe, Flibe + 4% mol ThF4, Flibe + 8% mol ThF4, Li20Sn80) were used to investigate their effect on the radiation damage of first wall materials. Calculations were carried out by using the code Scale4.3 to solve Boltzmann neutron transport equation. Numerical results brought out that the ferritic steel with Flibe based coolants showed the best performance with respect to radiation damage. 相似文献
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Tomás Mora Adrian Aguilar Luis Mena Maite Mancisidor Jorge Aguilar 《Journal of Nuclear Science and Technology》2018,55(5):548-558
The details concerning the generation and accumulation of radionuclides produced by spallation reactions within the neutron generation target to be installed at the European Spallation Source are described. The resulting radiation damage for the target tungsten blocks constituents as well as the target encasing is evaluated and explicit results are given for the effects of knock-on atoms as well as those resulting from the accumulation of light and volatile hydrogen and helium isotopes resulting from spallation reactions. Their effects on the mechanical properties are discussed on the light of available experimental data and, on this basis, an estimation of the target lifetime is given. 相似文献