摘要：为评估热管堆中芯块与热管间装配间隙对热管堆传热及结构安全的影响,建立热管堆三维传热及力学数字模型,在验证热管及传热模型后,分析了3 kW热管堆在不同装配间隙下的温度场及应力场。结果表明,热管堆受热膨胀后,在变形位移上芯块与热管大小及方向并不一致,两者间局部接触,局部应力集中。随着装配间隙增大,芯块及热管的应力峰值不断减小,间隙增大到0.4 mm后,芯块与热管将不再接触,间隙进一步增大,应力峰值变化微小;但随着装配间隙增大,芯块与热管间的传热方式由接触传热向气体传热和辐射传热组合转变,热管堆的传热热阻不断增大,堆芯的温度不断升高;综合热力分析,3 kW热管堆燃料芯块与热管装配间隙为0.2 mm较为合理,研究结果可为热管堆结构及热工设计提供参考。

摘要：强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。