摘要：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。

摘要：在中子活化计算中,由于输入核数据存在一定的固有不确定性,这将对计算结果产生一定的影响。而计算结果的不确定度对核设施源项分析、辐射屏蔽设计发挥着重要的作用。首先研究了用于不确定性分析的直接求导方法和Gear算法,随后进行了活化系数矩阵以及敏感性系数矩阵的构造,最后利用Gear算法同步求解活化方程组和敏感性方程组,得到核素存量对于核数据的敏感性系数,并结合核数据的相对不确定度得出核素存量的相对不确定度。将本工作研发的方法集成到中子活化程序ABURN中,并选取典型例题进行了测试验证。结果表明:ABURN程序对于核素存量及其敏感性系数与相对不确定度的计算结果,与解析解和欧洲活化程序FISPACT数值解的计算偏差很小,绝大部分偏差不超过0.2%,最大偏差不超过1%,说明此方法和程序具备了高精度分析核素存量的敏感性和不确定性的能力,能够为核设施辐射防护以及源项分析工作提供工具和数据支持。

摘要：基于中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)提出了一种新型氦冷固态氚增殖包层设计方案。以托卡马克中平面上一块外包层模块为例,系统介绍了该包层概念设计。基于工程流体力学理论,对包层模块内冷却剂的流动特性进行了理论求解。同时采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件CFX,对包层模块流体域和固体域进行耦合传热分析,求解得到冷却剂的流动特性和理论计算难以求解的固体域温度场分布。计算结果表明:理论计算与模拟结果吻合程度良好,冷却剂在包层内总压降为243 k Pa,总温升为194.6°C,运行在合理区间;包层各结构材料在正常运行工况下的温度可以满足材料的最高温度限制要求,为该包层方案的进一步结构优化和安全分析提供参考。

摘要：J-TEXT装置是华中科技大学恢复建造的中型托卡马克装置,已于2007年放电运行,其控制系统采用分布式结构,由多个子系统组成。为提高子系统集成、维护和更新的效率,并有效地管理各子系统、控制装置的运行状态及保障设备和人员安全,J-TEXT装置参考ITER CODAC的设计思路,结合J-TEXT装置的需求设计了J-TEXT CODAC系统。J-TEXT CODAC系统为装置各子系统提供统一的设计模型和相关设计标准,使用EPICS软件作为通讯中间层,设计了全局控制系统、时序和同步控制系统、联锁保护系统,并将原有控制系统改造、集成到J-TEXT CODAC系统中。目前该系统已部署在J-TEXT装置上,在2012年春季以来的多轮实验中运行良好。

摘要：介绍了频率选择表面的理论模型和高通滤波板的模拟结果.通过在高通滤波板中规律性地加入介质,提高了高通滤波板高通上升沿的上升速度,并在模拟中证明了其可行性.论证了使用介质填充的方法可明显优化上升沿速度,并拓展通带带宽,拓展了高通滤波板的使用范围,提高了工作性能.为先进微波成像的高斯光束空间滤波提供了理想部件.

摘要：先进托卡马克装置需要长脉冲放电实验运行,针对装置长脉冲放电实验的数据存储和交互技术是重要的研究内容之一。本工作设计了一种Web数据显示系统,系统采用***架构和数据分段技术从MDSplus数据库读取分段数据,利用NI Measurement Studio控件库将数据显示在Web页面中。数据分段技术将长脉冲实验数据划分为多个较小的数据单元——数据段,用户可按需读取长脉冲实验数据中的部分数据段。同时系统制定了高效的分段读取策略,可准确、快速地显示用户所需的数据波形。Web数据显示系统在J-TEXT托卡马克上进行了测试,运行性能稳定,达到了系统的设计目标。

摘要：正在研发的中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,包括磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块。模块设计中涉及用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件来对堆内部件开展热工水力分析,CFD的热源项包括中子学计算产生的核热,而中子学分析软件(如Monte Carlo N particle transport code,MCNP)核热输出结果文件存在CFD软件无法直接读取等问题。因此,基于网格-网格插值和点-点插值法,开发了中子学与CFD核热耦合模块,提供两种途径实现高精度的三维核热耦合。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷陶瓷包层(Helium Cooled Ceramic Breeder blanket,HCCB)中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果表明了核热耦合模块功能的可靠性。

摘要：在聚变堆液态锂铅包层设计中,结构材料表面需覆盖一层阻氚涂层。涂层一般需要兼顾两方面功能:(1)高阻氢渗透因子,能够稳定地抑制氢渗透以维持反应堆的氚安全;(2)较高的耐腐蚀性能,以保证结构材料的结构完整性及热力学性能稳定性。阻氚涂层与锂铅直接接触会发生腐蚀,产生缺陷(如腐蚀坑等),影响涂层结构稳定性和阻氢渗透效率,进而直接影响涂层的服役寿命。本文重点综述了液态锂铅与阻氚涂层的相容性以及液态锂铅腐蚀对阻氚涂层阻氢性能影响的相关研究进展。已有的研究显示,Cr_(2)O_(3)-Er_(2)O_(3)-ZrO_(2)涂层、铝基涂层等在静止液态锂铅环境中均展现了良好的相容性和稳定的阻氢性能。本文还指出了目前相关研究存在的共性问题及未来可能的研究发展趋势。相关领域还需进行更为全面、系统的研究,为未来聚变增殖包层中阻氚涂层的服役寿命评估提供支撑。

摘要：EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)作为世界上第一个全超导非圆截面托克马克,其目标是研究1 000 s的长脉冲稳态运行的前沿性物理问题,要达成这一目标,必须有高功率电流驱动和辅助加热系统以实现EAST装置的高参数稳态运行。中性束注入(Neutral Beam Injection,NBI)加热是等离子体辅助加热和维持最有效的手段之一,为此一套注入功率4–8 MW、脉冲宽度10–100 s的中性束注入系统于2010年开工建设,并于2014年实现了对等离子体的加热和驱动。本文主要展示了EAST中性束注入器的最新进展,从长脉冲束引出和高功率束引出两个方面介绍了EAST中性束注入器综合测试台的最新实验结果,结果表明在束功率和脉冲宽度方面已经达到或超过设计指标。

摘要：中子诱发裂变反应率是表征和检验中子在材料中的输运、裂变放能等过程的重要物理量.贫化铀球壳裂变反应率径向分布数据,可为铀核数据宏观检验及研究裂变放能与贫化铀球壳厚度的关系提供数据支持.本文设计了内径为13.1 cm,外径分别为18.10,19.40,23.35,25.40,28.45 cm的五种不同厚度的贫化铀球壳组合装置;利用位于球壳中心的氘氚中子源轰击贫化铀球壳装置,中子产额约为3×1010-4×1010s-1;在"赤道"平面与入射氘束成45°方向测量裂变反应率随径向分布的情况.为了克服裂变室和俘获探测器等自身对模型和中子场的扰动,本文选择与装置材料相同的贫化铀材料作为活化探测器,以活化探测器中的裂变碎片143Ce发射的γ射线作为测量对象,通过HPGe探测器测量的γ射线数,基于143Ce裂变产额数据反推裂变反应率.通过实验获得了贫化铀球壳内的裂变率及其径向分布规律,裂变反应率和相对标准不确定度分别位于5.28×10-29-7.58×10-28之间和6%-11%之间.基于蒙特卡罗程序和ENDF/BVI.8数据库完成了模拟计算,并与实验结果进行了对比分析,两者在不确定度范围内一致.