聚变发电试验堆固态包层瞬态电磁载荷的数值模拟

包层作为聚变堆中最重要的部件之一,其工作状态的分析是保证包层系统安全稳定运行的必要一步.以中国聚变工程试验堆中氦冷固态包层为例,分析包层工作所处的电磁环境,根据等离子破裂的具体工况,利用Ansys Workbench平台中的Maxwell电磁模块进行了磁场系统和包层系统的建模,模拟分析具体工况下固态包层上的瞬态电磁载荷,得到等离子破裂下的涡流分布图、矢量图、电磁力曲线图以及产生的扭矩.可知破裂产生的电磁影响在径向上最大,径向电磁力最大且线性破裂的影响大于指数破裂.为CFETR固态包层的安全分析和进一步设计改进提供参考数据.     

氚增殖包层对CFETR纵场波纹度的影响研究

氚增殖包层作为中国聚变工程实验堆的核心部件之一,其主要功能是实现氚增殖,为聚变反应提供氚燃料.由于聚变反应产生的中子会使材料活化,因此,CFETR氚增殖包层采用低活化钢作为结构材料.低活化钢材料的铁磁特性会使等离子体区域产生磁场绕动影响装置等离子体运行的稳定性.针对CFETR装置开展纵场波纹度的研究,建立了磁场分析的有限元模型,计算了F28H、CLF-1等低活化钢的波纹度分布,得到了不同结构材料的磁场强度和波纹度大小,结果显示,磁饱和值较低的结构材料有利于降低磁场波纹度.本研究可以为后续包层材料的选择与优化提供一定的参考.     

CFD方法研究CFETR WCCB全包层模块不同湍流模型的流场分布与压降

由于高压水具有优良的热工水力学性能与成熟的工业基础,水冷陶瓷增殖(WCCB)包层成为中国聚变工程实验堆(CFETR)的一种主要的候选包层.为了研究所设计的WCCB包层内的流场分布与压降,采用三维计算流体动力学(CFD)数值模拟方法研究了WCCB包层全模块内的冷却剂流动.结果表明,在冷却板、分隔板和侧板中质量流量分布较均匀,而第一壁中则较不均匀(不均匀度约为30%).由于冷却板中流道较长及流动方向的频繁改变,最大压降出现在冷却板中.考虑到所设计联箱结构上的复杂性,综合考虑湍流模型对模拟结果的影响是必要的.湍流模型的敏感性研究结果表明,湍流模型对包层模块各部件质量流量分配的影响较小;然而,湍流模型对压降的影响是显著的.另外,由于第一壁流场分布得不均匀,有必要对现有包层模块的设计进行优化.     

中国ITER计划采购包进展

国际热核聚变实验堆(ITER)计划,是我国以平等、全权伙伴身份参加的迄今为止规模最大的国际科技合作项目.它的实施结果将决定人类能否迅速地、大规模地使用资源丰富且无污染的聚变能,并从根本上解决未来能源问题.本文简要介绍了中国参与ITER计划的主要背景和总体情况,并概述了中国ITER采购包的执行成果,展示了中国的聚变实力,并为中国聚变工程实验堆(CFETR)奠定了丰富的科学与技术基础.     

包壳相关行为对严重事故进程的影响分析

严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量热量,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。本文使用一体化严重事故分析程序,研究百万千万级压水堆核电站发生全场断电叠加破口事故下,包壳行为对严重事故进程的影响。分析结果表明,锆水反应精细化计算模型修改后,全场断电叠加大破口事故下堆芯产氢量减少24.1 Kg;共晶反应能够加速熔融物向下封头迁移同时延长堆芯失效时间。     

聚变-裂变能源混合堆可行性及在我国核能发展中作用的分析

简要论述了核能在我国能源发展战略中的地位及聚变－裂变混合堆在核能持续发展中的重要作用。对以不久将来即可实现的ITER聚变装置作驱动堆芯、天然铀水冷裂变系统作包层的混合堆做了细致的分析。这种混合堆型可以实现GWe级净电功率输出,年造钚1 656 kg,支持2.68个同功率压水堆电站对易裂变燃料的需要。初步的经济评估说明,混合堆电的成本是同功率压水堆电成本的1.67倍;而在不计燃料成本的情况下,混合堆与压水堆组合系统电的成本是同功率压水堆电成本的1.18倍。考虑到一般压水堆需消耗大量的天然铀,加上铀浓缩成本,混合堆与压水堆组合系统电的成本,与压水堆电的成本是可以相比拟的。     

非能动安全壳冷却机制安全壳大气净化分析

 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主冷却剂系统、专设安全设施、非能动安全壳冷却系统的事故分析模型,该模型耦合了核电厂热工水力、安全壳响应及裂变产物行为分析。研究了小破口失水事故(SB-LOCA)、大破口失水事故(LB-LOCA)以及主给水丧失事故(LOFW)始发严重事故序列下非能动安全壳冷却机制对安全壳大气的净化作用,对非能动安全壳空冷和水冷工况下对安全壳内气溶胶的去除行为进行了分析。通过无冷却、空冷有效、空冷和水冷同时有效的三种工况下气溶胶行为的比对分析,研究了冷却机制对扩散电泳和热电泳引起的气溶胶沉积。分析结果表明,非能动安全壳冷却机制可以增强气溶胶扩散电泳和热电泳的去除效应,相关分析可为严重事故管理导则的制定提供技术支持。     

封面说明

<正>本期出版了"中国磁约束聚变科学技术研究进展"专题.有着"人造太阳"之称的磁约束热核聚变是解决人类未来能源危机的最终途径.中国依托东方超环(EAST)和环流器二号(HL-2A)两个托卡马克装置的实验研究成果和参与国际热核聚变实验堆(ITER)的设计建造经验,全面启动了中国聚变工程实验堆(CFETR)的物理     

聚变堆氦冷固态增殖包层中子学分析

聚变堆固态包层框架下,针对初步设计的聚变堆氦冷固态包层进行了中子学分析。选择增殖区的氚增殖剂和中子倍增剂分层分布方案,建立了20°对称D型轮胎环全堆计算模型,对聚变中子源分布离散化处理。借助M on te-C arlo粒子输运程序M CNP对聚变堆包层的氚增殖性能和核热功率进行了计算。结果表明,堆总体氚增殖率达到1.247,核热密度峰值在赤道包层模块,能够实现聚变堆运行的氚自持条件。     

双冷嬗变包层中液态锂铅磁流体压降研究(英文)

使用计算流体力学程序和专用的MHD程序,对聚变裂变混合堆双冷嬗变包层中的液态金属锂铅进行数值模拟,依据结构设计、热工水力学参数和中子学计算参数,对相应包层中液态金属锂铅在三维效应作用下的压降进行分析计算,并对包层模块关键部位进行数值模拟,给出锂铅局部的速度场和压力分布,同时计算模拟不同电导率比值对锂铅速度的影响.依据速度场和压力分布的模拟结果,对双冷嬗变包层设计方案在等离子体稳态运行条件下可行性进行分析.     

CFETR物理与工程研究进展

磁约束聚变是利用磁场将氘和氚燃料以等离子体的形式约束并发生聚变反应,被认为有希望彻底解决人类的能源问题.中国聚变工程试验堆(CFETR)是中国磁约束聚变发展路线图规划的下一个托卡马克聚变装置,其运行将分为两个阶段:第一阶段实现200 MW聚变功率、氚自持的稳态运行;第二阶段实现1000 MW聚变功率并示范聚变电能输出. CFETR将着力解决ITER与DEMO之间存在的物理与工程技术难题,包括实现氘氚聚变稳态运行、公斤级氚的增殖与循环自持、能长时间承受高热负荷与强中子辐照的材料技术等,为我国2050年前后独立自主建设聚变电站奠定坚实的基础.     

聚变-裂变增殖堆包层的初步中子学设计

 基于国际热核实验堆ITER的堆芯参数和套管结构,对聚变-裂变增殖堆包层的进行了初步中子学设计。基于国际热核实验堆的堆芯参数提出了采用套管结构,以天然金属铀为燃料和硅酸锂为氚增殖剂的快裂变-增殖堆包层的初步中子学设计设计方案。使用FENDL 2.1核数据库及MCNP程序自带的核数据库,用MCNP程序对套管结构快裂变-增殖堆包层进行一维的方案筛选及三维中子学的计算分析。计算分析包层内的一维功率密度分布、产氚率、钚增殖率分布,通过优化设计分析给出合理的包层设计方案,并计算氚增殖率TBR、能量放大倍数M、有效增值系数k_eff、裂变增殖比等参数。     

CFETR α粒子在纵场波纹扰动下的损失模拟

托卡马克燃烧等离子体中高能α粒子的损失和输运是聚变实验和模拟研究中的关键问题,纵场磁体分立性导致的磁场波纹扰动可能引起显著的α粒子损失.本文利用粒子导心轨道跟踪程序ORBIT和等离子体输运程序TRANSP/NUBEAM针对中国聚变工程实验堆(CFETR)920 MW混杂运行模式参数进行波纹损失相关的数值模拟,分别考虑了α粒子初始分布、稳态慢化分布、不同碰撞率和不同分布剖面模型,得到了损失份额、损失位置以及局域热负荷等信息,结果显示CFETR混杂运行模式下α粒子波纹损失引起的局域热负荷约为0.13 MW/m~2,在聚变堆第一壁安全阈值0.5 MW/m~2允许范围内,本文还分别从物理和工程角度讨论了降低波纹损失的途径.     

MOPOL程序开发及IVR有效性评价中的不确定性分析

根据熔融物堆内滞留（IVR）的有效性评价方法--风险导向的事故分析方法（ROAAM）开发了IVR有效性评价的集总参数程序MOPOL，并对其进行验证.同时，分析了ROAAM评价过程中的破口尺寸、堆芯平均有效辐照时间及堆内材料质量等关键参数对IVR有效性评价结果影响的不确定性.结果表明：在大破口尺寸事故和辐照时间较长的工况下，压力容器发生热负荷失效的安全裕量较小；适当增加压力容器内的一些结构质量，可以提高IVR的有效性.     

冷聚变研究现状和前景——兼评日本新氢能计划的下马

1989年3月弗莱希曼和庞斯（以下简称F—P）宣布在纽阴极电解重水系统中观测到在化学层次无法理解的超额热效应,当时称之为冷聚变。这一巨大发现本身和它所蕴含的能源价值在当时掀起一场世界范围内的冷聚变热,但时隔不久,由于很多实验室无法重复他们的实验,特别是美国能源部顾问委员会在对部分实验结果进行调查并公布了其持否定性倾向的报告后,冷聚变热迅速降温,冷聚变研究从此在经费和舆论上都遇到很大的压力。虽然如此,近年来的冷聚变研究仍在困难条件下取得重大突破,为了使读者对冷聚变有一个简明的印象,本文介绍近期内几个著名…     

CFETR CSMC 900 W/4.5 K氦制冷流程优化分析

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor, CFETR)中心螺线管模型线圈(central solenoid model coil, CSMC)低温测试系统的研制是保证CSMC稳定运行的重要前提。文章以换热器总综合传热数(UA)值、透平功率、压机功率、循环效率和换热器最小换热温差为优化变量,选取透平路分流量、透平出口温度与压力以及节流前的温度为优化目标,对CFETR CSMC低温测试流程中的900 W/4.5 K氦制冷流程进行优化分析。优化后的氦制冷流程循环效率在19%以上,换热器总UA值为37.84 kW/K,总制冷量达到1 kW以上,为CSMC低温测试提供了一定的基础。     

SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估

为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。     

CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析

全厂断电事故是导致核电厂发生严重后果的重要事件之一.采用模块化事故分析程序对CPR1000全厂断电事故进行建模与分析,计算一回路压力、压力容器水位、堆芯温度等参数,详细分析了事故进程.分析结果显示:全厂断电事故会导致反应堆压力容器在高压下失效,这将会有安全壳直接加热的风险;同时,事故过程中会产生大量氢气,这部分氢气会逐步迁移到安全壳或者辅助厂房中,从而带来氢气爆炸的风险.针对全厂断电时主泵容易出现轴封破口这一问题,选取了早、中、晚3个时期的事故序列,对轴封破口发生时间做敏感性分析.结果表明,早期破口会加速严重事故的进程,而较晚时间发生破口,尤其是事故中期发生破口能较好地延缓压力容器损毁进程.相关数据可为有关人员防范和缓解严重事故提供参考.     

ITER十年——回顾与展望

正2017年11月28~29日,由科技部主办的"ITER十年—回顾与展望"会议在中国科技会堂召开。科技部部长万钢出席了会议。这次会议回顾了我国参加ITER计划十年来的历程,展示了ITER计划专项执行十年取得的成果。会议还展望了核聚变未来发展前景,介绍了中国聚变工程实验堆(CFETR)的设计进展情况,并邀请欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯、美国六方代表针对各自国家的     

ITER中国固态TBM中子倍增剂和氚增殖剂布置优化

在国际热核实验堆(internationalthermonuclearexperimentreactor,ITER)中国氦冷固态实验包层模块(testblanketmodule,TBM)的初步设计的模型基础上,选择不同的中子增殖剂和氚增殖剂体积比,利用粒子输运程序MCNP(MonteCarloN-particletransportcode)对该TBM物理性能进行了研究。根据均匀混和模型的结果,在Be和Li4SiO4的体积比为2至6之间,氚增殖率最大可达1.20。因此,采用Be和Li4SiO4夹层布置,在几何上逼近最优体积比,选择前端Be和Li4SiO4体积比为2时,氚增殖率达到1.158,能够较好地满足聚变运行的氚自持条件。