摘要：为了验证国际热核聚变堆(ITER)的产氚和能量获取等性能,各国分别提出了不同的实验增殖模块(TBM)设计方案。其总体功能相同,但具体技术路线有区别,不同之处包括冷却剂选择、产氚材料选择、中子倍增剂选择、产氚区布置形式、面向等离子体材料选择、结构材料选择等方面。通过对各TBM方案进行比较分析,评价了各自的优缺点,提出了未来先进产氚包层方案的设计建议。

摘要：聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。

摘要：磁体支撑结构是国际热核聚变实验反应堆(ITER)的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。通过对磁体支撑结构各工况下的强度、刚度的数值分析,给出了磁体支撑结构对应工况下各零部件的应力分布及变形量;分析结果表明磁体支撑结构各零部件的最大应力值均小于许用应力,满足强度要求,各零部件变形合理,不会出现脱开失稳现象。通过数值分析,为国际热核反应堆磁体支撑结构提供了理论设计数据,提升了磁体支撑结构的安全性和可靠性。

摘要：先进裂变反应堆及聚变堆要求材料在高温高压、强中子辐照、长服役周期等苛刻服役环境下具有卓越的结构和性能稳定性。氧化物弥散强化(ODS)钢由于具有优异的耐高温及耐辐照性能成为第四代反应堆包壳及核聚变包层最有希望的候选材料。基于材料的中子辐照损伤特性,主要介绍了ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子的表征方面的研究进展。

摘要：增殖剂球床是聚变堆或混合堆产氚包层可选结构之一,准确把握增殖剂球床中载带气体的流动特性有助于提高对球床载氚过程的认识并优化包层设计。采用离散元程序PFC3D模拟增殖剂小球的填充行为,在球床内不同位置随机截取不同尺寸的控制体,利用布尔运算中的"差集"得到孔隙范围,建立孔隙分布的三维几何模型,进一步划分网格并用计算流体力学(CFD)方法求解,得出控制体上单位长度的压降以及单元体内的速度分布特征,计算结果发现载带气体速度分布与γ分布很类似,且只要选取恰当的控制体,通过计算流体力学方法可以较好地分析整个球床孔隙内流体的流动,有利于进一步研究载氚及相关过程。

摘要：有限元方法(finite element method,FEM)适应于复杂几何问题的数值计算,但目前反应堆物理有限元程序所采用的前处理(即几何建模和网格划分)方法繁琐抽象,较难应用于高维复杂结构。该文通过采用计算机辅助设计(computer aided design,CAD)商业软件GAMBIT进行可视化自动建模和网格划分,并应用于自主开发的有限元三维中子扩散程序FEMND,实现了对高维复杂堆芯的直接准确模拟。该程序系统对二维和三维几何分别采用非结构三角形和四面体网格划分,采用不完全LU分解预优共轭梯度法求解代数方程组,可处理临界和含外源问题。通过多个理论模型和基准问题验证了程序的可靠性和正确性,表明有限元方法与CAD前处理相结合,可以充分发挥有限元方法的优势,实现对复杂结构堆芯的有效模拟。

摘要：基于国际热核聚变实验反应堆磁约束聚变-裂变混合能源系统次临界包层的物理-热工设计结果,提出了聚变-裂变混合堆次临界包层燃料区结构设计方案,包括纵骨支撑结构、燃料区结构和锆包壳结构。运用Pro/e建模软件建立了次临界包层燃料区结构模型,并利用ANSYS-workbench mechanical有限元分析软件对纵骨式支撑结构开展了初步力学分析,得到了燃料部件和纵骨式多层支撑结构的最大Tresca应力值、应力分布云图和总变形量,其中最大应力为87.04 MPa,最大变形量为0.17mm。按照第3强度理论校核,计算结果表明纵骨式次临界包层结构各部件能够满足强度要求。

摘要：重力支撑(GS)作为国际热核聚变实验堆(ITER)磁体支撑系统的关键部件,不但要承受环向场超导磁体净重以及交变的电磁载荷,同时还需隔离来自杜瓦环的热量以维持环向场超导线圈的热稳定性。本文通过有限元分析和工程测试验证了GS结构设计的可靠性;通过换热分析和真空热交换效率测试验证了热锚连接结构的可靠性;通过全尺寸螺栓77 K疲劳测试验证了螺栓原型件的疲劳性能。在随后的制造过程中,使用液压拉伸器和研制的高精度螺栓伸长量测量装置对所有的螺栓进行了均匀、精确地紧固。真空正压氦检漏的测试结果证明了GS的泄漏率远低于ITER的要求。基于以上工程测试的结果,本文设计的GS的结构是可行的且能运用于ITER装置中。

摘要：为解决中国聚变工程实验堆316L不锈钢焊缝超声波检测时,探头扫查空间受限、检测信噪比低的难题,提出了基于双晶面阵探头的相控阵超声检测方案.通过CIVA仿真,分析了不同聚焦参数下DMA探头的声场特征,确定对接接头的检测工艺.参考NB/T47013.3-2015《承压设备无损检测第3部分:超声检测》附录I,设计并制作了对比试块,验证了检测工艺下的声束覆盖和Φ2 mm侧横孔信噪比.结果表明,DMA探头可以在有限的扫查空间内实现焊缝声束全覆盖,对比试块中不同位置的Φ2 mm侧横孔信噪比大于15 dB.试验结果可为316L类不锈钢对接焊缝相控阵超声检测工艺制定提供参考.

摘要：束流限制器是中性束注入(NBI)装置中典型的高热流承载部件,用来吸收束通道上发散的多余能量,其稳定运行能力对实现高功率NBI系统安全运行至关重要。结合东方超环准稳态NBI装置的运行要求,本文对该装置束流限制器结构进行了初步设计,并基于FLUENT软件对偏转系统入口处束流限制器初步结构进行了稳态热分析。分析结果表明,初步设计方案在给定工作条件下能较好满足东方超环准稳态NBI系统(4 MW,脉宽100s)的运行要求。本文研究为东方超环准稳态NBI装置其他典型部件的设计和系统安全运行提供了有益的参考。