摘要：介绍了次临界能源堆包层中子学概念研究进展。采用MCNP与ORIGENS耦合的输运燃耗程序MCORGS开展研究。利用一维模型改进了产氚区和屏蔽区的设计。产氚区采用多区分层布置,降低水对中子的吸收,大幅减少了Li4SiO4的用量。屏蔽区采用铁和水多区分层布置,包层泄漏中子数为10-4量级,超导线圈沉积热小于60kW,28a内中子注量小于1022 m-2。针对不同的铀水体积比(RV),探讨了相应的后处理策略。随着RV的减小,需去除的裂变产物相应增加。建议采用RV=2的物理设计,平常只需作燃料重整,每隔几十年作1次高温干法去除沸点在3 600K以下的裂变产物即可。最后,参考国际热核实验堆几何结构,建立三维包层模型,进行了初步研究。

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：建立了一种微型气相色谱仪测定聚变堆燃料模拟气H2中He、Ne、N2、CH4、CO等杂质气体含量的方法。实验研究了微气相色谱的柱温、柱头压、进样时间等因素对H2中杂质气体分析的影响,并探究了微气相色谱对微量杂质气体的检测效果。研究结果表明,该方法能实现对H2中杂质组分的快速完全分离,可对H2中数十ppm含量的CH4气体实现定量检测,能满足氚工厂对杂质气体快速定量分析的要求,是一种快速、准确、实用的分析方法。

摘要：用于ITER偏滤器的朗缪尔探针工作于恶劣的热核聚变反应条件并承受极大的热流密度。因此,偏滤器探针的结构设计及优化很重要。使用ANSYS软件对探针进行了热分析和不同模型的对比,获得了探针热力学工况的基本特点,可为ITER偏滤器朗缪尔探针的工程设计提供参考。

摘要：介绍了为开展漏孔检测、氘-氦分辨性能及真空检漏技术等相关实验研究而进行的四极质谱计分析与测量系统的研制,描述了真空室结构、抽气设备的选型、测量仪器的选择及控制保护子系统工作方式。对系统进行了包括极限真空、残余气体质谱分析、漏放气率、质谱计性能等测试,结果表明本系统达到了设计要求。

摘要：对三维输运与燃耗耦合程序MCORGS进行了适应性改造,并对利弗莫尔实验室提出的激光惯性约束聚变裂变混合能源(LIFE)概念进行了分析和改进。输运计算采用MCNP程序,燃耗计算采用ORIGENS程序,增加氚控制模块和功率控制模块。建立了与LIFE等价的以贫化铀为燃料、Be为中子增殖剂的包层方案,通过数值模拟验证了MCORGS程序的可靠性。针对Be资源短缺及冷却复杂问题,设计了以贫化铀为燃料、Pb为中子增殖剂的包层方案,包层能量放大了4倍,可在55a内稳定输出2 000 MWt功率。

摘要：未来托卡马克聚变反应堆中,等离子体破裂放电会使器壁释放大量的吸附气体,对燃料恢复、抽气系统设计、等离子密度控制等存在重要影响,在HT-7装置上破裂等离子体放电占总放电次数的10%左右,因此研究破裂放电对器壁出气的影响具有非常重要的意义。HT-7上初步的研究结果表明破裂放电时各气体成分分压峰值均高于正常放电,破裂后等离子密度出现上涨,在高密度破裂放电后密度涨幅主要在10%到70%之间,而在低密度情况下涨幅可以达到500%。并且破裂放电后,器壁气体的分压下降速率明显加快,表明破裂放电对器壁有很好的清洗效果,反过来干净的器壁对所释放出来的气体有很强的吸附能力。破裂放电对器壁出气的影响还同器壁的状态有关,硼化后破裂放电H的释放增加,而D的释放降低。在HT-7装置中,破裂放电后壁平均释放的粒子数约为5×1019个。高充气量下正常放电时壁的燃料滞留有饱和趋势,而破裂放电时未出现饱和趋势。

摘要：离子回旋波加热系统是EAST装置最重要的辅助加热工具,作为系统最核心的分系统之一,高功率射频发射机为加热等离子体提供射频波能量,对提高等离子体运行参数起着极为重要的作用。基于电路分析、传输线和波导谐振腔等相关工程理论,本文系统地总结了射频发射机系统高功率放大器输入输出回路、放大器级间匹配、寄生振荡抑制、腔体冷却等部分的设计原理和实现方法。在假负载上进行了系统测试,在设计频段内获得了1.5MW的射频输出功率,测试结果表明系统达到了设计的技术指标。通过两轮EAST射频加热实验验证,发射机系统运行稳定可靠,满足射频加热等相关物理实验要求。

摘要：设计了旋转叶片式纳米流体腐蚀实验装置,以ITER堆内部件水冷设计方案为参考条件,开展了两种质量分数(0.01%和1%)氧化铝纳米流体对聚变堆结构材料RAFM钢、316L(N)钢及管道热沉材料CuCrZr合金等样品服役条件下的腐蚀实验。样品的SEM、EDS、XPS分析结果表明:两种质量分数的纳米流体对RAFM钢、316L(N)钢的腐蚀轻微,与纳米流体呈现良好的相容性;CuCrZr合金表面生成一层氧化膜,表面腐蚀形貌呈现出点坑及裂纹;腐蚀时间、纳米流体流速及纳米颗粒含量对腐蚀程度和表面形貌影响显著;CuCrZr合金表面发生了吸氧腐蚀与冲刷腐蚀,两者的耦合效应加速了腐蚀进程。

摘要：偏滤器是托卡马克装置——中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的核心部件之一,是高温等离子体与材料直接接触的过渡区域。本文在满足CFETR总体设计要求和设计依据的前提下,针对不同的等离子体位型(类ITER和雪花等离子体位型),设计了同一盒体支撑的3种偏滤器结构,即类ITER偏滤器、雪花偏滤器和类ITER-雪花偏滤器,并对类ITER偏滤器结构进行了详细设计,包括第一壁设计、两侧支撑轨道设计、冷却系统设计和抽气系统设计。通过计算磁力线膨胀系数,验证了3种偏滤器结构设计的合理性,为偏滤器结构进一步优化和改进提供了必要的理论依据。