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1.
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。  相似文献   
2.
Thermal analysis of the equatorial thermal shield for ITER is conducted in order to confirm that the cooling tube design was reasonable under both the plasma operational and the baking operational conditions.The structural performance was analyzed by means of the finite element software ANSYS.A comparison of the results with design requirements shows that the results of the simulation are within allowable design requirements,which indicates the feasibility and reliability of the equatorial thermal shield structure.  相似文献   
3.
提出了利用ZnO(氧化锌)压敏电阻来改善平顶段波形的思想。在HT-6M的V_L、I_P剪裁实验中,获得了几十毫秒的理想平顶(△V_L/V_L<5%,△I_p/I_p<5%,△N_e/N_e<10%)。显然,一个稳定不变化的温度及密度分布对许多诊断以及进一步的物理工作有重要意义。还分析了HT-6M的角向场回路,比较了计算和实验结果,介绍了压敏电阻脉冲应用的基本原则。并指出,对铁蕊托克马卡可推广到上升段使用。  相似文献   
4.
The hybrid scenario is a projection for CFETR operation with high plasma current and density. Therefore, the energetic particles (EPs) generated by fusion reactions can destabilize Alfvén eigenmodes (AEs), which could result in significant EPs loss and redistribution. Both the eigenvalue code NOVA-K and the wrapped local stability code TGLFEP are used to analyze AE stability. The simulation indicates the beta-induced Alfvén eigenmodes with n>5 in the core region are the most unstable. The NOVA-K code is used to benchmark the critical density gradient calculated by TGLFEP. In addition, the EPtran code is employed to predict EP transport induced by unstable AEs and turbulence, which reduce EP density in the core and drive approximately 30% EP transport from the core to the edge, thus the EP density profile flattens and EPs with lower energy deposit near the edge.  相似文献   
5.
托卡马克(Tokamak)聚变装置中子学分析中,聚变中子源描述是重要的输入参数,其准确性直接影响分析结果的可靠性。通过分析ITER和欧洲聚变示范堆(EU DEMO)中子学分析中所采用的聚变中子源模型,提出了一种完整描述Tokamak中L-mode、H-mode等离子体的D-D、D-T聚变中子源的数值模型。在中国聚变工程实验堆(CFETR)的工程集成设计平台上,编写了基于蒙特卡罗算法的程序SCG求解该数值模型,实现了读取(零维)等离子体参数、输出可供典型中子学软件MCNP直接读取的中子源定义文件的功能。以CFETR氦冷球床包层的中子学分析模型为基准,在相同的L-mode等离子体D-T聚变工况下,相较于采用EU DEMO源子程序,采用本模型计算得到的中子壁负载差异最大值为2.02%,包层氚增殖率差异为0.18%,全堆能量增益因子的差异为0.23%。结果表明,本模型与其他源描述的差异较小,可应用于CFETR的中子学分析。  相似文献   
6.
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。  相似文献   
7.
The High-Z material tungsten (W) has been considered as a plasma facing material in the divertor region of ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). In ITER, the divertor is expected to operate under high particle fluxes (> 1023 m-2s-1) from the plasma as well as from intrinsic impurities with a very low energy (< 200 eV). During the past dacade, the effects of plasma irradiation on tungsten have been studied extensively as functions of the ion energy, fluence and surface temperature in the burning plasma conditions. In this paper, recent results concerning blister and bubble formations on the tungsten surface under low energy (< 100 eV) and high flux (> 1021 m-2s-1) He/H plasma irradiation are reviewed to gain a better understanding of the performance of tungsten as a plasma facing material under the burning plasma conditions.  相似文献   
8.
针对工程设计中形变部件的限元模型的碰撞检测问题,提出了一种基于AABB树的快速碰撞检测算法.对于需要分析的有限元,对几何表面进行三角化,随后建立AABB包围盒,并采用优化的AABB树算法进行空间划分;利用AABB树与包围盒排除不相交图形,采用Devillers算法测试三角形相交,并利用并行方式加快计算.实验结果表明,本算法有效提高了碰撞检测的效率,适用于复杂有限元模型的碰撞检测.  相似文献   
9.
A new simple method is presented for the wavelength calibration and measurement of poloidal rotation velocities with X-ray imaging crystal spectrometer(XICS)in magnetic fusion devices.In this method,the toroidal rotation of plasma is applied for high precise alignment and wavelength calibration of the poloidal XICS.The measurement threshold of poloidal rotation velocity can be lowered to 1-3 km/s with this method.  相似文献   
10.
聚变装置工程模型极其复杂,使得中子学分析的建模十分繁琐和耗时。开源蒙特卡罗程序OpenMC通过集成DAGMC(Direct Accelerated Geometry Monte Carlo),可以直接基于CAD模型进行粒子输运模拟计算,该特性可显著提高复杂工程模型的建模与分析效率。以中国聚变工程试验堆(China Fusion Engineerging Test Reactor,CFETR)为对象,开展OpenMC在聚变中子学分析中的应用研究。基于CFETR一维柱壳模型验证OpenMC与MCNP计数结果的一致性。根据等离子体空间分布特点,基于源扩展接口自定义源类和源函数准确描述复杂聚变中子源。利用DAG-OpenMC的CAD几何功能成功建立了CFETR的三维模型,并计算获得了中子壁负载分布、氚增殖率和核热沉积等物理量。结果表明:DAG-OpenMC与MCNP的计算结果具有极好的一致性。在建立复杂的聚变堆工程模型时,基于CAD几何功能极大地提高了建模效率。DAG-OpenMC在聚变中子学应用中关键问题的验证表明了其处理复杂工程结构条件下聚变中子学问题的可行性。  相似文献   
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