中国氦冷固态增殖剂实验包层模块材料研究进展

在未来核聚变反应堆中,为补充氚的消耗,需要在核聚变堆的包层中进行氚的在线增殖,以维持核聚变反应的持续进行。为验证这一关键技术,在国际热核聚变实验堆（ITER）上开展了ITER TBM计划（实验包层项目）。作为ITER计划成员方之一,中方以中国氦冷固态增殖剂实验包层模块（HCCB TBM）概念参与ITER TBM计划。HCCB TBM现今进入初步设计阶段,而材料的制备技术和性能数据是支撑其结构设计、安全分析和服役工况评估的基础。本文综述和分析了HCCB TBM结构材料低活化铁素体/马氏体钢（RAFM钢）与功能材料氚增殖剂和中子倍增剂的研究现状,并对这些材料下一步的研究方向进行了展望。     

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

基于国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层方案,提出了一个超临界水冷固态实验包层概念设计方案。设计采用Be作为中子倍增剂,Li4SiO4作为氚增殖剂,CLAM钢作为结构材料。包层第一壁采用多层盘道设计以提高第一壁出口温度,内部采用增殖剂与中子倍增剂分层布置以提高热沉积与氚增殖率。为验证包层设计的可行性,分析计算了三维包层氚增殖率与热沉积的分布,然后根据中子学计算得到的结果对超临界水冷固态实验包层进行了数值模拟研究。结果表明:包层功率密度分布较合理;氚增殖率满足运行中氚自持的要求;在冷却剂出口温度达到500℃条件下材料温度不超过限值。该设计方案能满足中子学设计与热工水力的要求。     

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。     

Li4SiO4陶瓷球的研制

产氚包层是聚变堆的关键系统，其设计与研发是我国参与ITER计划的重要研究领域。氦冷／固态氚增殖剂产氚包层采用锂陶瓷材料，目前，国际上最为关注的是具有较为优异和全面氚增殖特性的LinSiO4和Li2TiO3等。     

固态氚增殖剂研究进展

增殖包层作为实现可控核聚变燃料"自持"的关键,不仅能实现氚的增殖,而且起着能量转换的作用,氚增殖剂是其中最重要的功能材料。本文从材料体系的制备、性能以及改性总结了固态氚增殖剂的发展趋势。同时,基于当前的研究现状对固态氚增殖剂的发展进行了展望。     

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。     

ITER氦冷固态实验包层模块第一壁氢同位素双向输运数值分析

氦冷固态实验包层模块(HCCB-TBM)安装于国际热核聚变实验堆(ITER)中,用以验证HCCB包层概念的氚增殖能力与热移出能力。HCCB-TBM第一壁用于承受堆芯等离子体粒子轰击和包容内部功能材料。外侧等离子体驱动氘、氚粒子渗透与内侧氢分压驱动渗透的同时存在,形成了第一壁的双向氢同位素输运。此双向输运可能对第一壁外表面再循环系数、包层增殖氚的纯化产生重要影响。基于商业软件COMSOL建立第一壁双向氢同位素输运模型,研究第一壁的氢同位素的输运特征。仿真结果表明：第一壁中的冷却剂流道具有强的氢同位素移出能力,使得双向输运解耦合;在ITER等离子体脉冲周期中,放电过程中已扩散到材料内部的氚在等离子体关停时扩散回流到真空室侧,关停时的回流将降低向冷却剂流道的氚渗透损失。     

基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析

实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了氦冷固态氚增殖剂(HCCB)TBM结构,其聚变环境下的辐照损伤行为可为中国HCCB TBM结构设计提供支持。针对固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤问题,利用蒙特卡罗模拟,对比分析了Li_4SiO_4和Li_2TiO_3的中子辐照离位损伤和嬗变气体损伤。结果表明:在相同的服役时间下,Li_4SiO_4比Li_2TiO_3将产生更多的嬗变气体,且在高6 Li丰度情况下,其中子辐照损伤也更严重,会产生更高的损伤剂量和更大的损伤截面。但是,嬗变气体所造成的空位损伤Li_2TiO_3要比Li_4SiO_4严重;对两种陶瓷材料来讲,氦损伤效应均强于氚损伤效应。     

ITER氚增殖实验包层设计研究进展

国际热核实验反应堆(ITER)为人类开发聚变能提供重要的物理和工程技术实验平台,ITER氚增殖实验包层模块(TBM)技术是必须掌握的关键技术.参与ITER计划的成员国根据本国商用演示堆包层发展策略,分别提出了各自的实验包层概念,以便在ITER运行期间进行实验.本文对ITER-TBM目前已经开展和正在进行的主要设计研究工作进展进行总结,介绍了各方提出的设计方案、支撑设计的相关技术研究进展,以及合作实验窗口的分配现状.     

聚变发电反应堆概念设计研究

在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜力的液态锂铅氚增殖包层,在对这个概念进行中子学、热工水力学、力学、安全与环境影响和经济学等一系列计算分析的基础上,给出了初步的概念设计和进一步设计优化的共性原则。     

堆内辐照氚增殖剂球床有效热导率分析

氘-氚聚变反应堆中，固态氚增殖剂包层能不断为聚变反应提供氚核素，是实现聚变反应堆商用的关键技术之一。由锂陶瓷小球堆积形成的球床形式的固态氚增殖剂包层具有比表面积大、产氚效率高等优点，是我国重点发展的氚增殖剂包层形式。氚增殖剂球床须能支撑在堆内辐照时的高温环境，这就要求氚增殖剂球床有较好的导热特性。球床的有效热导率在球床设计和辐照过程中的安全分析十分重要，因此在中国先进研究堆（CARR）开展了氚增殖剂球床在堆内辐照环境下的有效热导率测量实验。根据MCNP计算得出的球床发热功率，结合实验测量的球床温度分布反推得到氚增殖剂球床的有效热导率，并与广泛应用于球床有效热导率计算的改进型ZBS模型计算结果以及堆外实验结果进行对比分析，理论值与实验值能较好吻合。     

基于PHA的TBM氚系统安全分析

使用预先危险性分析(PHA)方法对国际热核聚变实验堆计划(ITER)实验包层(TBM)附属氚处理系统的初级氚包容系统进行安全分析。首先给出PHA分析的基本过程,其次简要分析氚系统功能和多重包容安全措施,划分出控制氚迁移的多重包容边界和流体回路边界,确定氚释放为PHA的重点。最后编制出PHA表,分析造成氚危险性释放的原因和危害后果,并给出预防措施。在PHA的基础上,列出应进行深入分析的几种典型事故。对氚设施和其他各种核设施安全水平的评估方法进行初步研究,对影响氚设施安全水平的几类重要因素进行分析,给出核设施安全水平的计算方法。     

CFETR氦冷陶瓷增殖包层在等离子体主破裂时的电磁结构耦合分析

增殖包层作为中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的核心部件,承载着能量转换和氚增殖的重要作用。中国科学院等离子体物理研究所在之前增殖包层设计的基础上,又提出了氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic Breeder,HCCB)包层的概念设计。为评估电磁载荷对HCCB包层结构安全性的影响,借助通用有限元软件ANSYS,研究计算了在等离子体主破裂时包层中产生的感应涡流、洛伦兹力和力矩。通过多物理场耦合分析方法,获取了包层中产生的等效应力和形变位移。结果表明,在等离子体电流指数衰减时,HCCB包层模型上产生的最大等效应力和形变位移满足包层结构设计的要求,同时模拟分析结果也为未来的包层结构优化以及支撑结构设计提供了必要的数据支撑。     

CFETR氦冷陶瓷增殖包层中子学分析

为满足中国聚变工程实验堆(CFETR)包层的应用要求,本文提出氦冷陶瓷增殖(HCCB)包层方案。为验证HCCB包层设计方案的合理性与可行性,采用三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,计算和分析了HCCB包层方案的氚增殖比、中子壁负载、中子通量密度、核热、辐照损伤等中子学特性。结果表明,HCCB包层方案满足氚自持要求,中子通量密度和核热分布合理,屏蔽性能良好,基本满足设计要求。     

ITER中国氦冷固体实验包层模块温度场和氦气流场三维数值分析

采用通用计算流体力学软件Fluent对应用于国际热核实验堆(ITER)的实验包层模块(TBM)的第一壁Be、Be球床中子增殖区、Li4SiO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场和氦气流道内流场进行了三维数值模拟,研究了TBM的温度场及冷却管道内的氦气流场的分布.结果表明,除极小区域外,材料的温度在该材料所允许的工作范围之内;氦气表现出很好的流动和换热特性.     

ITER实验包层吹洗气前处理系统的FMECA研究

实验包层(TBM)输出吹洗气前处理系统将安装在国际热核聚变实验堆(ITER)装卸TBM的通道内(Port Cell),它的功能是将TBM输出的含氚吹洗气进行过滤、除HTO、冷却、调流量等处理,处理后输出到氚提取系统。介绍了该系统的工艺过程和系统组件,以氚释放危险为判据,对该系统进行FMECA(故障模式、影响及危害性分析),并作出分析表。找出了几种故障模式或薄弱环节,进行了尝试性的风险优先数和故障模式危害度计算,提出了设计改进措施和使用补偿措施;最后确定了需要重点关注的4种需导致释非正常过量释放的潜在故障模式。这些故障分析为降低系统氚过量释放危险设计提供了依据,也为TBM其他附属氚系统的安全分析奠定了基础。     

He冷却试验包层模块的热-力耦合分析

试验包层模块(TBM)是国际热核聚变实验堆(ITER)的关键核心组件,其设计涉及多学科综合优化分析.本文介绍了He冷却固态增殖试验包层的设计概念,并应用热功耦合模拟方法对所提出的包层概念模型的热力响应特性进行分析.结果表明,包层内部各区域的最大温度值和最大应力值均未超过材料容许的限值,所提出的包层设计概念在正常运行工况下是安全可靠的.     

高氚增殖比包层的设计及热工水力分析

本文设计了一种高氚增殖比包层(HBRB),该包层采用多孔U-10Zr合金作为中子倍增剂,Li4SiO4球床作为增殖剂,低活化马氏体(RAFM)钢作为结构材料。在详细研究包层加工工艺、流量分配、中子性能等问题的基础上,完成了包层内部详细结构设计。利用中子学软件分析计算了包层的氚增殖比(TBR)和热沉积分布,并根据计算结果对包层进行热力耦合分析。结果表明:包层TBR较高,且核性能稳定;冷却剂的流量分配情况和压降合理;包层内各组件冷却充分,温度和结构材料热应力不超过限值。     

中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运初步分析

氚输运分析是开展中国氦冷固态增殖剂实验包层系统安全分析及未来聚变堆氚自持运行的重要研究内容之一。基于氚输运理论和固态增殖剂包层系统设计,利用FDS凤麟核能团队开发的聚变系统氚分析程序TAS,构建了固态增殖剂包层系统氚输运分析系统动力学模型。该模型氚输运结果与文献报道的吻合得很好,误差小于6%,验证了模型的正确性。针对中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运问题进行了两种计算方法(稳态、脉冲模式)的初步分析,获得了氚提取系统、氦气冷却系统回路氚分压,实验包层模块冷却流道、窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路材料中氚滞留量,窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路氚日渗透量等数据。最终对比结果显示,脉冲模式分析方法能够实时地跟踪源项的快速变化,更符合中国氦冷固态增殖剂实验包层系统实际运行情况。窗口室内氦气冷却系统回路材料中氚滞留量占到日产氚量的31.3%,因此需要在这些氚滞留损失严重的部位考虑适当的阻氚措施。     

中国双功能锂铅实验包层系统在ITER赤道窗口的界面设计

中国双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)是中国计划在国际热核实验堆(ITER)进行氚增殖包层实验的两个候选概念之一.实验包层系统(TBS)与ITER界面设计关系到TBS能否在ITER装置有限空间内安装和实验,是ITER国际组关注的重点.本文根据ITER对TBS的设计要求、DFLL-TBS概念设计,结合中国与印度TBS在实验窗口的功能、安全和空间分配的定义,利用CATIA三维设计软件进行了DFLL-TBS在ITER窗口塞、管林区、窗口室的界面设计,初步设计可以满足ITER实验窗口空间要求.