摘要：针对水冷包层子模块并行通道的流量分配对热量导出的影响,以水冷包层子模块第一壁为研究对象,对其并行通道试验段的模化设计与流量分配特性展开了研究。采用模化方法对第一壁的结构进行设计,得出试验段相关参数。采用计算流体力学(CFD)的方法对模化设计的试验段进行数值模拟,并分析其流动状态。将结果与原型结构下的流动特性参数进行比较,验证了采用模化方法得到的试验段参数可以有效反映水冷包层子模块第一壁的流动特点,为试验装置的搭建提供参考。

摘要：研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。

摘要：根据DEMO情形下的堆芯和包层设计参数,基于包层产氚及热工的温度控制要求,研究了一种适合PWR水冷包层设计的氚增殖率(TBR)优化方法。利用中子学及有限元方法,建立了包层2维分析模型,计算了包层能量增益因子,并基于该因子计算了包层的总能量沉积。研究了包层结构参数变化时局部TBR的分布特点。重点基于温控方法研究了包层结构参数的变化与TBR之间的内在联系,获得了包层局部TBR达到最佳值的结构参数理论参考值。

摘要：中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)是一个类ITER的聚变实验堆.基于压水堆工况下的水冷包层是其包层设计的一种.使用RELAP5/MOD3.4对压水堆工况下的CFETR水冷包层做了增殖区破口事故的初步分析,详细描述了其事故进程并对事故结果做了简要分析.根据计算结果,CFETR水冷包层在事故中并没有发生面向等离子体第一壁熔化或氢气产量超过限值的情况.由于安全阀的存在,破口后冷却剂可以进入真空室.这使得包层的整体性得到了保障.此外由于真空室体积巨大,破口后其压力最终值也在安全阈值之下.

摘要：基于中国聚变工程试验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)1#模块的三维几何模型,应用CFD软件Fluent开展了包层热工水力学分析,验证了包层热工水力学设计的合理性。采用包层CFD全模型开展了冷却剂系统的流场分析,获得了包层冷却流道流量分布情况。在此基础上对包层冷却系统进行了设计优化,获得了较为理想的包层流场分布。

摘要：基于中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)三维中子学模型,应用蒙特卡罗输运程序MCNP5和IAEA聚变评价核数据库FENDL2.1,完成了WCCB中子学性能分析。研究了在200MW、500MW、1.0GW、1.5GW聚变功率下中子壁载荷(NWL)、氚增殖率(TBR)、核热沉积以及包层材料的辐照损伤。结果显示,目前WCCB包层核分析结果满足CFETR设计要求。