紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。     

中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一.结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路.本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况.     

双功能液态锂铅包层氚增殖性能分析

双功能液态锂铅(DFLL)包层作为一种高性能的产氚包层,是中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选包层之一。氚增殖比(TBR)是产氚包层核心设计参数之一,是评估聚变堆氚自持性能的重要指标,有必要对其进行详细分析。本文介绍了DFLL包层氚增殖性能数值分析与实验验证工作。其中数值分析采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC建立了全堆三维中子学模型,计算分析了包层不同位置处的TBR值,并对影响包层氚增殖性能的相关因素,如第一壁材料、钨护甲、包层增殖区厚度、6 Li富集度等进行了敏感性分析及参数优化;实验验证工作利用强流聚变中子源HINEG,开展了DFLL中子学实验模块不同位置产氚率(TPR)测量。研究结果显示,经过优化的DFLL包层TBR设计参数可达到1.208,满足CFETR第一阶段的氚自持要求;实验结果与理论计算结果的最大偏差为8%以内符合,实验结果的测量不确定度在2σ内优于9.8%。     

液态锂铅回路冷阱过滤芯捕集效率数值分析

液态锂铅纯化技术是聚变堆锂铅包层关键技术之一,冷阱是锂铅在线纯化的常用装置。鉴于冷阱过滤芯捕集杂质的效率难以在线测量,本文利用Fluent中离散相模型(DPM模型)对某些影响过滤芯捕集效率因素进行了数值模拟,得出了三种规格单层过滤芯周围的离散相浓度场分布及捕集效率。结果显示:在考虑杂质结晶析出速度的前提下,增大流体速度和降低过滤芯孔隙率可以提高过滤芯对杂质的捕集效率,且速度增大到一定数值之后,过滤芯对杂质捕集的效率增速减缓。相关结果可为冷阱过滤芯的的优化设计及液态金属流速的确定提供理论依据与参考。     

填砾工艺在地浸钻孔施工中的应用

填砾式结构作为一种比较先进的钻孔结构,自运用到我国地浸生产钻孔以来,其施工技术已相对成熟,施工工艺也从静水填砾发展到动水填砾,特别是动水上升流填砾工艺已广泛得到应用,在大量实践中积累了丰富经验,使填砾式钻孔结构的施工工艺进一步完善.     

基于流固耦合的铅铋回路冷却器应力分析

基于流固耦合的方法对KYLIN-II液态铅铋回路中的冷却器进行了应力分析与强度评定.首先在ANSYS Fluent中进行计算流体动力学CFD(Computational Fluid Dynamics)分析,获得了冷却器中准确的温度分布;然后将冷却器的温度以热载荷的形式导入ANSYS Mechanical软件中,并考虑流体的静压载荷,设计了两种不同工况,开展冷却器结构静力分析;最后基于JB 4732-95标准对计算结果进行应力分类和强度评定.结果表明,换热管与管壳连接处存在应力集中现象,但结构仍然满足强度要求,冷却器的结构设计方案合理、可行.     

中国液态锂铅包层材料研究进展

液态锂铅包层是国际上普遍关注和最有发展潜力的聚变堆包层概念设计之一,而包层材料是液态锂铅包层的核心问题之一.目前,液态锂铅包层普遍选用低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)作为结构材料,液态锂铅作为中子倍增剂及氚增殖剂.另外,部分设计采用了耐高温、电绝缘流道插件作为功能材料,以降低磁流体动力学效应及提高冷却剂出口温度(高于700℃).为适应液态包层的发展需求,中国科学院等离子体物理研究所FDS团队联合国内外相关研究单位,进行了具有中国自主知识产权的中国低活化马氏体钢(CLAM钢)及液态锂铅包层功能材料研发,并开展了锂铅热对流及强迫对流回路的设计、研制及腐蚀实验研究,以研究液态金属锂铅的流动特性及其与结构和功能材料的相容性.同时建立了聚变堆材料数据库平台,为促进中国聚变堆液态包层及材料技术的研究和发展提供数据支持.     

聚变驱动次临界堆第一壁材料辐照损伤的初步研究

介绍了中子对材料的辐照损伤原理及化合物原子平均离位(DPA)截面计算方法;使用辐照损伤计算程序SPECTER计算了聚变驱动次临界堆(FDS-I)第一壁材料CLAM钢的辐照损伤参数,并将CLAM钢的辐照损伤计算结果与相同条件下316SS、SiC等聚变堆结构材料的计算结果进行了比较.     

高碳酸盐型铀矿床微酸中性地浸采铀试验

某砂岩铀矿碳酸盐含量高,为避免常规酸法或碱法地浸的化学堵塞,开展了微酸中性地浸试验。以0.3g/L的硫酸溶液为溶浸剂,双氧水、氧气为氧化剂。浸出体系pH控制在6.1~6.7避免了碳酸钙沉淀;Ca~(2+)、SO_4~(2-)分别不超过900mg/L和2 100mg/L,硫酸钙沉淀得到有效控制。酸液与矿石碳酸盐反应可获得400~450mg/L的HCO_3~-作为浸铀剂,在双氧水氧化条件下可使浸出铀浓度达到24~31mg/L,改用300~350mg/L的氧气则使铀浓度进一步升高到48~62mg/L。与常规酸法和碱法工艺相比,微酸中性工艺更有利于在浸铀的同时对硫酸钙和碳酸钙沉淀进行有效控制。     

伊宁铀矿某矿床地浸浸出液中平均铀质量浓度的预测

介绍了矿床采区浸出液中平均铀质量浓度的预测原理、方法和实例，并讨论了存在的问题。