核聚变实验装置HT-7U停机辐射剂量率三维计算与分析

在基于三维蒙特卡罗方法的聚变装置停机剂量率计算方法“严格两步法”(R2S)的基础上,首先建立了核聚变托卡马克实验装置HT-7U三维精确模型,然后对HT-7U各种D-D放电模式下的停机剂量率进行了详细的三维计算与分析,从而为装置实验方案及实验维修人员的安全操作规程的制定提供了理论基础,也对装置的辐射防护问题具有参考价值。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析

对等离子体注入ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁滞留的氚进行了分析,考虑了第一壁温度梯度、材料表面清洁度、加挂Be瓦及结构材料内缺陷等因素对氚滞留量的影响。分析结果显示,滞留的氚主要存在于中子辐照引起的缺陷内;氚滞留量对第一壁面向等离子体侧的清洁度及加挂Be瓦很敏感;总的氚滞留量约0.58 mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显著影响。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块设计研究与实验策略

在广泛调研和深入分析国际聚变堆包层发展状况的基础上,根据液态锂铅包层一般特点和中国发展的系列液态锂铅包层概念设计,提出了一个具有演示氦气单冷却剂和氦气/锂铅双冷却剂包层技术的双功能包层模块实验系统方案,对其性能进行了分析研究,作为中国向ITER实验包层工作组(TBWG)提交的液态包层实验模块最终设计描述文件的内容框架。总结了该工作主要内容,包括基本设计思想和方案描述、性能分析概况、对辅助系统的要求和实验策略与关键技术等。     

真空扩散连接CLAM钢接头的微观组织与性能

将CLAM钢采用真空扩散连接工艺进行连接后,观察分析采用不同连接温度和保温时间连接的接头微观组织,通过拉剪试验对接头的剪切强度进行评测.结果表明:在合适的连接温度和保温时间下用真空扩散连接的方法可以实现CLAM钢的可靠连接(结合率大于90%),接头剪切强度可达648 MPa.     

一维中子-光子输运程序ANISN在核聚变实验装置HT-7U周围环境辐射剂量计算中的应用

在一维几何模型的基础上采用ＮＡＩＳＮ程序,计算并分析了ＨＴ－７Ｕ超导Ｔｏｋａｍａｋ在Ｄ－Ｄ放电时周围环境辐射剂量当量率的变化规律,计算与分析的结果可供Ｔｏｄａｍａｋ核聚变实验装置作环境评价和防护设计参考。     

核聚变实验装置HT-7U及大厅活化分析

使用一维ＳＮ离散坐标法输运程序ＡＮＩＳＮ、活化计算程序ＡＦＤＫＲ并使用一维球几何模型对ＨＴ－７Ｕ装置米要部件及混凝土屏蔽墙的活化进行了计算和分析,给出了中子能谱、γ能谱、大厅内外剂量率空间分布及放射性水平的时间分布,对ＨＴ－７Ｕ装置的主要中子学参数及周围居民接收剂量水平给出了定量的分析。     

中国低活化马氏体钢CLAM在液态锂铅中腐蚀的初步实验研究

液态金属锂铅包层是最具发展潜力的聚变堆包层之一,其首选结构材料为低活化铁素体/马氏体钢,而它与液态锂铅的相容性是聚变堆材料研究领域的关键问题之一.本文介绍中国低活化马氏体钢CLAM在液态金属锂铅回路DRAGON-1热对流工况下的实验情况及500 h 480 ℃下初步腐蚀实验结果,并与同样工况下316L奥氏体钢腐蚀结果进行了对比分析.结果显示CLAM钢与液态锂铅的相容性优于316L钢.     

核反应堆材料数据库系统及其应用

核材料数据库可高效存储核材料数据,并有效发掘数据中的信息,其建设可推动核材料的研究与发展。在各国积极发展核材料数据库的背景下,为推动中国核材料领域数据库的发展,FDS团队正在发展核反应堆材料数据库NRMD(Nuclear Reactor Materials Database)。该系统包含查询、结果处理、信息管理和帮助四个模块,首次在设计上整合了裂变材料和聚变堆候选材料各类数据信息,可满足用户的性能查询、选材、可视化分析等多种应用需求。目前,核反应堆材料数据库已初步整合了我国现有的和部分国际上的核材料数据,保证了核材料数据信息的高效存储及有效利用,其有效应用和不断发展将有助于推动核材料的研发和核能系统的工程设计。     

ITER氚增殖实验包层设计研究进展

国际热核实验反应堆(ITER)为人类开发聚变能提供重要的物理和工程技术实验平台,ITER氚增殖实验包层模块(TBM)技术是必须掌握的关键技术.参与ITER计划的成员国根据本国商用演示堆包层发展策略,分别提出了各自的实验包层概念,以便在ITER运行期间进行实验.本文对ITER-TBM目前已经开展和正在进行的主要设计研究工作进展进行总结,介绍了各方提出的设计方案、支撑设计的相关技术研究进展,以及合作实验窗口的分配现状.