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。     

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。     

JT—60U的偏滤器改造

１９９７年２月至５月对ＪＴ－６０Ｕ的偏滤器和相关系统进行了改造。新偏滤器是一个由倾斜靶和一拱顶组成的Ｗ型半封闭式偏滤器,并设置有一用作偏滤器抽气的低温泵。讨论了同时增强的功率控制和芯部等离子体性能,重点放在部分脱离偏滤器的运行上。     

超导托克马克TRIAM—1M的最新进展

在超导托卡马克ＴＲＩＡＭ－１Ｍ上,广泛开展了稳态托卡马克反应堆的研究。用２．４５ＧＨｚ低杂波电流驱动已演示了密度为ｎｃ＝２＊１０＾１８ｍ＾－３,持续时间超过２ｈ的放电。在孔栏５ＭＷ．ｍ＾－２的高平均壁负载条件下,用８．２ＧＨｚ的杂波电流驱动使ｎｃ＝２＊１０＾１９ｍ＾－３高密度等离子体维持了１ｍｉｎ。     

球形环体积中子源的中心柱的机械设计研究

本文描述了基于球形环的体积中子源（ＳＴ－ＶＮＳ）的中心柱（ＣＰ）的机械和热力设计问题。目的是为用于聚变装置的核技术的发展以及包层设计的审核提供了个试验台。如文中所给出的，随着物理和工程设计的假设条件从适度水平提高到较高水平，ＶＮＳ能够分阶段在０．５－５．０ＭＷ／ｍ＾２的中子壁负载下运行。由于在２ＭＷ／ｍ＾２的壁负载下运行将是合适的，所以设计裕量得到保证。装置的大半径为１．０７ｍ，小半径为０．７７ｍ     

在聚变堆中嬗变~（237）Np的研究

研究了在聚变堆中嬗变长寿命的锕系元素￣（２３７）Ｎｐ，以及转换￣（２３７）Ｎｐ成为可裂变燃料￣（２３９）ｐｕ的物理可行性。探讨了在嬗变包层中￣（２３７）Ｎｐ的浓度、￣（２３９）ｐｕ的中于增殖率、中子壁负载的变化以及嬗变区厚度与￣（２３７）Ｎｐ嬗变率的关系。给出的研究计算结果表明，在１个聚变功率为２００ＭＷ，中子壁负载为１．０ＭＷ／ｍ２的聚变堆包层中，实现年嬗变￣（２３７）Ｎｐ约３．５ｔ，年平均产钚量约２０ｋｇ是可行的。     

ASDEX偏滤器中的等离子体分布的演变和定标

基于数据库，得出关于功率流入ASDEX托卡马克偏滤器区域的一些结论，对于铜偏滤器靶板的溅射，研究了在ASDEX中非转变到脱离，在确定低再循环区域和高循环区域后，对于欧姆加热（OH）或者在低约束模式放电中的中性束注入加热（NBI，L模），得到了在偏滤器靶板前面的功率宽度的最好拟合，在这些拟合的基础上，得出的结论是，可以把安全因子q和在偏滤器中的电子温度看作是主要的可靠参数，相反，偏滤器中输入的功率峰值不是一个可靠参数，因此引入了共线性问题。     

IRT—Sofia研究堆运行经验与老化效应对策

本文论及在处理研究堆老化效应上所做的努力，并记述了多年来在保持反应堆处于良好工况下必须的维修工作中所获得的主要经验。同时，还简单描述了在维护堆功率为２ＭＷ的情况下，所进行的改造项目。     

法国压水堆燃料元件新一代包壳材料的发展

概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状,着重介绍了所开发的新锆合金（Ｍ２,Ｍ３,Ｍ４,Ｍ５合金）在堆内外的性能。其中Ｍ４和Ｍ５合金包过央燃料棒燃耗达到５５ＧＷ．ｄ．ｔ＾－１的辐照考验结果表明,它们的堆内的腐蚀,蠕变和辐照伸长等性能优于改进型Ｚｒ－４合金包壳。     

ASDEX—U结果综述

闭合式ＡＳＤＥＸ－Ｕ偏滤器Ⅱ“ＬＹＲＡ”有能力处理高达２０ＭＷ的加热功率或１２ＭＷ／ｍ的Ｐ／Ｒ，因了与开放式偏滤器Ｉ相比到靶板上的最大热通量减小１／２以上。这种减小是由偏滤器区域内碳和氢的强辐射损失引起的，而且与Ｂ２－ＥＩＲＥＮＥ模拟预计是一致的。在中等密度的Ｈ模式下，Ｉ型ＥＬＭ行为表明与加热方法（ＮＢＩ，ＩＣＲＨ）无关。ＡＳＤＥＸ－Ｕ－ＪＥＴ无量纲同一性实验表明了Ｌ－Ｈ转变与堆芯物理限制的相容性     

同位素Mg靶的制备

文章介绍了＾２４ＭｇＯ转换成金属小球的还原技术以及同位素Ｍｇ的３种制备方法，即轧法，电阻加热法和聚焦重离子溅射法。滚轧法适用于制备〉０．１５ｍｇ／ｃｍ＾２的自支撑＾２４Ｍｇ靶，而后２种方法主要用来制作有衬底靶。     

JET D—T偏滤器等离子体的结果

本文介绍了ＪＥＴＤ－Ｔ阶段首批获得的最新结果，重点放在将条件仔细调节到类似于ＩＴＥＲ所要求的条件上。在有１００％的氚注入的大约２０次放电中，实现了壁负载从１００％氚向９０％的氚的转变。发现Ｈ模式阈功率与同位素质量成反比，而在无ＥＬＭ或ＥＬＭｙＨ模式放电中全域能量约束时间与质量几科有关，初步结果与全域能量约束时间的回旋博姆物理公式一致，这种公式有弱的负质量关系，但密度关系比ＩＴＥＲＨ９３－Ｐ公式更经     

几种特殊靶的制备方法

文章了几种特殊靶的制备，包括７０ｍｇ．ｃｍ＾－２的自支撑Ｂｉ靶、Ｍｏ封窗膜、１５－５０μｇ．ｃｍ＾－２的自撑Ｓｃ靶（ＣＤ２）ｎ靶和７０μｇ．ｃｍ＾－２的自支撑Ｃｏ靶。     

从大量照射Bi2O3靶中分离^210Po

基于＾２１０Ｐｏ＾４＋与金属Ｂｉ之间的电化学置换反应，可从堆照的Ｂｉ２Ｏ３靶中分离＾２１０Ｐｏ。在秦山核电站原型堆启动用＾２１０Ｐｏ－Ｂｅ中子源棒的研制过程中，采用Ｂｉ粉搅拌自镀与Ｂｉ粉柱自镀相结合的方法从Ｂｉ２Ｏ３靶中分离２１０Ｐｏ取得了良好的分离效果，提取率高达９８．６％。     

TFTR氘—氚结果综述

在经过许多年聚变研究之后，在ＴＦＴＲ上已经达到了Ｄ－Ｔ聚变堆所需的条件［Ｆｕｓｉｏｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，２１，１３２４（１９９２）］。现正在用实验室等离子体首次研究Ｄ－Ｔ等离子体中存在的独特现象。使用几乎相等的氘和氚浓度研究等离子体首批磁聚变实验已在ＴＦＴＲ上完成。目前，使用３９．５ＭＷ中性束加热在超放电中得到的最大聚变功率为１０．７ＭＷ，在高βＰ放电中在电流斜降之后的最大聚变功率为６．７ＭＷ     

200MW核供热堆功率调节系统设计原理

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运动方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流理所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。     

10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步设计

设计了１０ＭＷ高温气冷实验初装堆的两个方案，采用高温气冷堆物理设计程序包ＶＳＯＰ其进行分析计算，结果表明；两方案均能实现比较平稳地向平衡态过渡。就过渡过程中的单球最大功率、最大燃耗等参数而言，方案２优于方案１。     

^189W衰变的新λ射线

用１４ＭｅＶ中子辐照天然锇靶，发生＾１９２Ｏｗｓ（ｎ，α）＾１８９Ｗ反应。采用化学分离法分离钨，在ＨＰＧｅ探测器测得的钨样品的λ射线单谱中观察到了可归因于＾１８９Ｗ衰变的２２条λ射线单谱中观察到了可归因于＾１８９Ｗ衰变的２２条λ射线。发现其中的１８条λ射线是未知的新λ射线。     

日本改进型船用堆MRX概念设计综述

为了发展新型船用反应堆，日本原子能研究所自１９８３年以来，完成了改进型船用堆的设计研究。现在提出了两种船用堆概念设计，一种是热功率为１００ＭＷ的ＭＲＸ堆，另一种电功率为１５０ＫＷ的深海开发船用堆ＤＲＸ。两种堆都实现了高非能动安全性和紧凑布置。本文简要介绍了ＭＲＸ反应堆设计研究的主要成果。     

钨和铼的色层分离研究

以＾１８７Ｗ，＾１８８Ｗ－＾１８８Ｒｅ为示踪剂，为Ｗ和Ｒｅ在阴离子交换色层柱和酸性Ａｌ２Ｏ３色层柱上的吸附和解吸行为进行了系统研究，给出了Ｗ和Ｒｅ的放射化学分离程序，实验结果表明，无论是阴离子交换色层柱还是酸性氧化铝层柱都可使钨，铼达到满意的分离，推荐的分离程序可用于无载体＾１８６Ｒｅ的制备。