可接受的聚变堆偏滤器方案第二部分：供选偏滤器的技术现状

聚变反应堆的安全运行要求排出５－３０ＭＷ．ｍ＾－２的热能量，所提出的不同的技术解决方案取决于不同的水冷铜散热器的设计，保护层可以用钨，也可以用铍或碳，这决定于与等离子体的相互作用。通过着重于与工业缺陷的配合进行的全面比较，实现了最优化设计。已提出了可靠的设计，并对有碳质护瓦的大部分在直至１０ＭＷ．Ｍ＾－１的功率水平下进行了娄千次循环的试验。     

偏滤器高热负荷材料研究

用热等静压焊接的方法对两种性能差异很大的金属材料钨和铜进行了成功的焊接。用SEM对断口和焊接界面在各种不同条件下焊接的性能作了对比分析。给出了两种样品的断裂特征和焊接过程中元素的扩散特点。钨和铜合金的结合主要是物理结合 ,是在高温高压下 ,材料表面微观的凹凸不平而产生的犬齿交合结合在一起的 ,扩散结合只占很少的部分。偏滤器靶板的寿命主要决定于靶板材料的热疲劳性能。在真空室中用大功率电子束作为热源进行了热疲劳试验。电子束的功率密度选为 9MW/m2 ,循环周期为 4 0s,冷却水流量为 80mL/s。用直径为 0 .3mm的NiCr NiSi热电偶测量了下材料表面的温度分布。结果发现 ,在冷却充分的情况下 ,表面最高温度约 4 0 0℃ ,钨铜焊缝处的平均最高温度约1 5 0℃。经过 1 0 0 0次的循环加热后 ,没有发现靶板材料出现破坏现象。对试验条件下的材料表面温度分布进行了计算机模拟计算。计算结果和试验测得的结果是相吻合的 ,表明试验结果是真实可靠的     

可接受的聚变堆偏滤器方案第一部分：基于现今偏滤器运行的物理特性

由于预期在ＩＴＥＲ类聚变堆中通过分界面的功率达到８００ＭＷ，常规的分散功率的方法导致偏器靶板上的峰值功率负载大纺为３０ＭＷ．ｍ＾－２，它远远超过稳态运行的技术上可行的极限。种籽杂质的辐射冷却似乎是减小靶板功率负载的最有希望的等主子体物理选择方案，但将现在的实验外堆，预示了所导致的等离子体有效电荷Ｚｅｆｆ的增加允许的，关键之点在于要达到非常高的电子密度，从而由于δＰｒａｄ／δｅｆｆ∝ｎｅ＾２而导致更     

实验偏滤器物理

本文主要从实验观点评述了托卡马克的偏滤器物理，当然在可能的情况下也包括了简单的解析模拟，本文包括偏滤器研究中涉及的四个主要方面的课题；（１）从等主离子体排出的等离子的体功率的宽范围分散；（２）在抽气管道附近足够高气体压缩的产生，以便能够从系统排除燃料和氦（“灰”）气体；（３）杂质产生的消除或减少；（４）把在等离子体边界产生或故意加入的杂质与等离子体芯部离开。在本文前面部分引入一个简单的解析模型，即     

STE—2反场箍缩极向偏滤器实验的首批结果

已在有一个外偏滤器室的放电容器中产生了有单极向零的反场箍缩。在目前的实验中没有装上导电壳。极向偏滤器位形维持的时间为壁的时间常数，在磁起伏中ｍ＝１撕裂模的优势不受偏滤器位形的影响。采用偏滤器位形和在偏滤器电流达到主等离子体电流的３０％的情况下，极向偏滤器都没有引起对等离子体性能的有害效应。     

在ASDEX—U的H模式放电中对连续偏滤器脱离的观察

在ＡＳＤＥＸ中高功率Ｈ模式放电期间，反馈控制的喷氖和氘已用于控制边缘定域模行为和靶板功率沉积。已发现，９０％以上的加热功率是通过辐射损失的，并发生一种偏滤器脱离状态，而能量约束没有变差。等离子体仍处于Ｈ模式，它显示出小幅度高频率ＥＬＭ。ＥＬＭ并没有穿透到在撞击区域的靶板。     

对JT—60U和DⅢ—D偏滤器的不同抽运几何位形下的粒子抽运特性的研究

比较了JT－60U W形偏滤器内侧专用通量区域的抽运（HPP）和专用通量区两侧的抽运（BPP）之间以及JT－60U IPP和DⅢ－D下挡板偏滤器的抽运之间的粒子抽运特性。BPP的抽运能量在再循环中性粒子通量弱内外不对称的情况下比IPP的小约1／2，在强内外不对称的情况下小5／7－11／13。BPP抽运通量的下降是与蒙特卡罗模拟一致的，在该模拟中已观察到由于内外再循环的不对称而引起的发生在外抽运缝处的返流。在Ip＝0.8MA,BT=1.6T时DⅢ－D上的抽运通量与相同密度工况下Ip－＝1.0MA,BT=3.8T和Ip＝1.5MA,BT=3.5T时的JT－60U IPP的抽运通量相当，或者小于它。在带有专用通量区抽运的DⅢ-D偏滤器上，抽运通量随着内外不对称的增大而下降。用在整个等离子体上积分的Dα发射归一化的抽运通量在JT－60U IPP和通过外偏滤器等离子体区域抽运的DⅢ－D下偏滤器中表现出了对抽运缝和撞击点之间距离的一个类似的依赖关系。     

自由表面液态锂偏滤器靶板物理过程研究

本文建立了一种高温液态锂蒸发、锂蒸气云等离子体运动、它对入射等离子体粒子屏蔽和锂蒸气云等离子体内的光子辐射和输运的综合物理模型.导出了与温度相关的蒸发功率.研究了静态液态锂表面在10 MJ/m2,1 ms高脉冲表面热负荷作用下考虑蒸发和不考虑蒸发两种情况下靶板温升并作了比较.结果表明定常自由表面液态锂靶板也可以取出大量表面热负荷.最后计算了入射到偏滤器靶室中的高能α粒子和弱相对论性电子在锂蒸气云等离子体中的能量沉积.     

中国低活化马氏体钢CLAM热等静压扩散焊接初步研究

热等静压扩散焊接由于其独特的优点而被认为是聚变堆包层第一壁及冷却板等复杂结构件的首选制造技术之一.本文对中国低活化马氏体钢CLAM的热等静压焊接进行了初步研究.实验中CLAM钢自身焊接的拉伸性能已经达到母材的水平,但冲击断口为原接合面,且强度较低,X射线能谱(EDS)分析发现冲击断面上有强氧化物形成元素Al、Si、V等富集,初步认为焊接前期处理过程中待焊接面形成的稳定氧化膜导致冲击性能较低.     

聚变堆偏滤器冷却通道结构优化分析

偏滤器作为直接面向等离子体的内部部件之一,其表面承受的热流密度很高。为提高其冷却通道的冷却能力,降低此部件面向等离子体面边缘的温度,从改变冷却通道截面形状的角度提出了不同的改进方案,并采用理论计算与有限元仿真对原始设计和改进方案进行了流体、热和结构分析。结果表明:在冷却通道的横截面积不变的情况下,随着湿周周长的增加,冷却能力有所提高,钨边缘的局部温度过高得到改善;但冷却通道形状的变化出现应力集中现象,通过提高长宽比可适当提高其在材料应力限值下所能承受的稳态运行的热流密度。这些优化分析结果可为聚变堆偏滤器冷却结构的设计提供理论参考。     

Beryllium/ferritic martensitic steel joining for the fabrication of the ITER test blanket module first wall

The first wall of an international thermonuclear experimental reactor (ITER) test blanket module (TBM) is a multilayered component consisting of plasma facing armor and structural materials including the cooling channels. One of the main issues about the R&D on the TBM is to develop the joining technologies for a fabrication of the TBM first wall. The objectives of this study are to optimize the hot isostatic pressing (HIP) conditions and the interlayer combination for the fabrication of beryllium (Be)/ferritic martensitic steel (FMS) joints without a degradation of the mechanical properties of the FMS. Effects of HIP joining conditions including the temperature and interlayer types were investigated. The HIP temperature was selected for the anticipated tempering condition for FMS to avoid a grain coarsening which would deteriorate the mechanical properties of FMS. Several interlayer materials were applied in order to manufacture high strength joints. Be and FMS were joined successfully by the application of a Ti/Cu interlayer and it showed a relatively high bending strength, 257 MPa, among the interlayer types studied. The fracture was caused by a delamination of the reaction layer between FMS and the coated interlayer without a plastic deformation. This paper summarizes the results of a Be/FMS joints manufacturing and an investigation of their properties.     

Numerical Simulation and Experimental Identification of Divertor Configuration in the HL-2A Tokamak

Single- and double-null divertor configurations in HL-2A are simulated by SWEQU equilibrium code. Lower divertor discharges in the first physics campaign have been achieved by two kinds of power supply method of multipole-field coils. Single-null divertor configuration has been identified by visible photography, target probe arrays and the reconstructed magnetic surface. Magnetic separatrix and minor radius of plasma column are obtained by a reconstructed code of multiple current filaments using 18 Mirnov signals.     

Design Study of Swimming Pool Type Tokamak Reactor (SPTR)

In order to relieve the difficulties of repair and maintenance and to make the reactor size compact, a concept of tokamak reactor which is installed in a water pool has been proposed. Preliminary design study of the concept was carried out. As the result of this study the following advantages over conventional tokamak reactors are shown; The size of TF coil can be considerably reduced while retaining sufficient space for repair and maintenance because a solid shield is eliminated. Disassembling and reassembling of vacuum vessel seems to be done with realistic remote handling technique. The problem caused by radiation streaming can be considerably eased. Radioactive waste disposal is reduced considerably because a solid shield is eliminated.     

中国先进研究堆水平孔道屏蔽设计优化研究

考虑辐射安全和经济性,对中国先进研究堆(CARR)的水平烫源孔道作了屏蔽设计优化研究.通过分步计算,克服了MCNP4C在计算粒子深穿透问题中的耗时、结果差的缺陷.再建立模型,将转门的屏蔽设计优化问题转化为屏蔽材料的组合优化问题.使用特征统计算法(CSA)结合ANISN程序,编写屏蔽设计优化程序.经过大量方案的筛选,很快找到了符合辐射安全、经济性和材料的机械特性的屏蔽设计优化方案optCH2;用MCNP4C程序计算了优化的方案,并与原方案做了比较.结果表明,optCH2方案的安全性能和经济性都比原方案提高很多.     

磁约束聚变“点火”装置中聚变中子测量

概述了大、中型托卡马克在D-D和D-T运行条件下聚变中子能谱和强度的测量的最新方法;推介了几种最新的聚变中子探测器和能谱仪及活化分析方法;评估了各种聚变中子探测器和能谱仪的优势,适用的范围和技术方面的局限性。对即将建成的HL-2A(中环流器二号A型)托卡马克的聚变中子的泄漏能谱和辐射强度的时、空分辨测量以及研究聚变中子在通过中子倍增剂过程中的能谱变化,在探测器方面提供了几种可供选择的技术方案。     

基于蒙特卡罗方法的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算.结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要.     

模块式小堆超压风险及设计优化研究

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器（OTSG）的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统（RCS）可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。     

控制棒水力驱动系统的设计和研究

分析了２００ＭＷ核供热堆控制棒水力驱动系统的设计特点;系统中主要设备的设计特点及特性;旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表明：ＨＤＳＣＲ和各设备的设计合理,运行可靠;各设备的设计不仅降低了设备的加工难度及安装难度,而且改善了系统的温度特性;系统安全能满足２００ＭＷ核供热堆对控制棒驱动机构的要求。     

液钠沸腾两相流流型与临界热流密度(CHF)机理实验研究

通过大量的液态金属钠临界热流密度 (CHF)的实验研究 ,结合液钠两相传热流动特性及液钠的物性特点 ,分析了起始沸腾流型 ,泡状流 ,块状流 ,环状流和双向环状流的热工水力特性 ;并从实验结果出发 ,深入分析了液钠发生临界热流密度时的气泡爆炸和液膜撕裂或局部蒸干的两种传热恶化机理     

低温堆上空腔破口失水后期的流动振荡实验研究

在５ＭＷ低温堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象,揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律,同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化,这些变化又反过来对各参数产生影响,使循环流量的传热情况发生周期性变化