ITER屏蔽包层研讨会简报
第一壁制作工艺对CuCrZr合金性能的影响
文章编号:1006-4079(2008)02-0012-04第一壁制作工艺对CuCrZr 合金性能的影响Ξ叶林森1,张鹏程1,谌继明2,鲜晓斌1,王锡胜1,谢东华1,沈军1(1中国工程物理研究院绵阳621700;2核工业西南物理研究院成都610041)摘要:采用屏蔽包层第一壁制作工艺对不同状态的CuCrZr 合金进行处理,通过室温力学性能和微观组织的分析,获得了适合ITER 结构设计的CuCrZr 合金。
结果显示:经1040℃/150MPaHIP 后合金强度降低,热处理后性能得到恢复;580℃/145MPaHIP 代替时效处理过程,合金强度下降不大,锻造态EU-Cu 晶粒细小,而热轧态SY-Cu 晶粒显得异常粗大,能实现时效效果的同时恢复铜合金的硬度,最终表明了锻造态EU-Cu 较适合用来在580℃/150MPaHIP 进行扩散连接。
关键词:热等静压;CuCrZr 合金;力学性能;金相组织中图分类号:TG146.2;TG166.2 文献标识码:AEffectofthefirstwallmanufacturin gonthepropertiesofCuCrZrallo ysYELin 2sen 1,ZHANGPen g 2cheng 1,CHENJi 2ming 2,XIANXiao 2bin 1,WANGXi 2sheng 1,XIEDon g 2hua 1,SHENJun1(1China Academ y of En gineerin g and Physics ,Mian yan g ,612900;2SouthwesternInstitute of Physics ,Chen gdu 610041)Abst ract:Thevariationofthemicrostructureandmechanical propert yofChineseCuCrZrandEuropeanCu 2CrZrallo ysdurin gmanufacturin goftheITERFirstWallisinvestigated.TheCuCrZralloy,besuitedtotheITERFirstWall,isobtained.Theresultsshowthatthestren gthofCuCrZrallo yisreducedafter1040℃/150MPahotisostatic pressin gdiffusionbondin g (HIP ),butrecoveredafterheattreatments.After 580℃/150MPaHIP,beinsteadoftheageingheattreatment,thestrengthisafewdescended.Thegrainofthefor gedEU-Cuallo yisfined,butthehotrolledSY-Cuallo yhasabnormal gain growthcoarsenin g.HardnessoftheCuCrZrallo yisrestoreddurin gthe processofa gingtreatmentorHIP.So,thefor gedEU -Cuallo yismoresuitabletohotisostatic pressin gdiffusionbondin gat580℃/145MPa.Ke ywords:hotisostatic pressin g (HIP );CuCrZrallo y;mechanical propert y;metallur gicalstructure引 言在国际热核聚变反应堆(ITER )结构设计中,屏蔽包层第一壁(Firstwall,FW )面对等离子体元件由铍(如S65C )、Cu-Al 2O 3(DS-Cu )或CuCrZr (PH-Cu )热沉材料、316L (N )不锈钢背板等材料构成[1-3]。
高温氦气实验回路概念设计与数值分析
华中科技大学硕士学位论文高温氦气实验回路概念设计与数值分析姓名：***申请学位级别：硕士专业：制冷及低温工程指导教师：陈焕新;冯开明20080505摘要ITER实验包层概念将是未来聚变反应堆实现氚自持、高热量提取并转化为电能的重要实验平台，同时也将为今后建造DEMO堆包层技术提供可靠的数据依据。
ITER 作为发展聚变能源的一个重要实验平台，参与国都在该装置上进行相关的技术实验。
为此，中国于2004年底向TBWG提交了《中国ITER固态实验包层模块（HC-SB TBM）的设计描述文件（简称DDD报告）》。
目前，HC-SB TBM的相关设计、技术研发正在执行中。
在ITER运行的第一天，用于电磁性能测试的第一个实验包层模块(EM-TBM)也将在ITER上投入实验运行，为了验证中国ITER-TBM设计可靠性，需要建设一套符合设计要求和参数的高温氦气实验回路（High Temperature Helium Experiment Loop, HTHEL）来进行相关技术的实验。
本文在对国内外氦气实验回路调研的基础上，根据TBM设计实验的目标提出了高温/高压氦气实验回路的概念设计，分别对氦冷主回路系统、压力控制系统、水冷系统、氦气净化系统、数据采集与监控等系统的设计和各系统中的各关键部件的特性进行了描述。
回热器是回路中的关键部件。
根据其气—气换热的特性，设计中采用高效紧凑的翅片式结构换热器，并对其进行了热力设计与数值分析，分析结果表明板束承受的热应力在许用范围之内。
本文选用专门的管道分析软件对关键管系应力情况以及管道对风机进出口管嘴的受力情况进行了计算、分析，并对管系的设计进行了改进，结果表明改进后的管系设计强度满足要求，其应力情况和对风机的影响均在允许范围内。
文中对回路的运行及安全进行了论证,文章最后总结了本文研究的主要内容，并对进一步的工作提出了建议。
本文的设计、计算、分析对今后的详细设计和工程设计具有一定的指导意义。
ITER屏蔽包层结合质量超声检测方案研究
图 １ 第一壁剖面 图及尺寸
２ 第一壁无损检测 的要 求
收稿 日期 ￣０ ６ ７ ５ ２ ０－ － ００
Ｉ 加工工艺相 当复杂 ， 层与层间不仅要
求无结合缺陷， 且要求有一定的结合强度 ， 必须 对其进行无损检测 和评价 ， 检测所要求的基 其
３ ５ ９
作者简 介 ： 恩超 （９２ ， （ 佬族 ）贵州 遵 义 石 １８一）女 仡 ， 人， 首都师范大学光学专业硕士生
１ ＩＥ Ｔ Ｒ第一壁 的构成
ＩＥ Ｔ Ｒ第一壁的示意 图如图 １ 所示 。最 内 层是铍瓦 ， 厚度为 １ｍ 它将直接面对高温等 ０ ｍ， 离子体 ， 承受高温 、 中子辐射； 后为穿插 不 强 其 锈钢冷却管的铜合金 ， 厚度为 ２ｒ 其 中不锈 ２ ｍ， ａ 钢冷却 管 的外径为 １ ｍ 厚度为 １ ｍ， 冷 ２ ｍ， ａ ｒ 起 却作用 ； 最外层为钻有一定孔的不锈钢基体板 ， 厚度为 ４ｒｍ， ９ ａ 起支撑作用 ； 和最外层相连 的管 状物是支撑梁 ， 起支撑和进、 排水作用［ 。 ２
Ｉ Ｒ屏 蔽包 层 结 合 质 量 超 声 检 测 方 案研 究 ＴＥ
石思超 沈京玲 何凤歧 金 １０ ３ ； ． ００７ ２北京维泰凯信新技术有限公司北京 １０８） ０ ０３
摘要： 国际热核聚变实验反应堆（ 腮
） 是一项大型的国际合作项 目， 中屏蔽包层（ 其 即第一壁，
３ １ 异种材料结合质量超声检测理论分析 ． 下面 以 Ｂ Ｃ 界面 的结合 质量超声检 测 ｕ
理论分析为例 ， 阐述 Ｆ 结合质量超声检测的 Ｗ
可 行性 。
第３ ： 步 将上述两个 部件和铍瓦热等静压 焊接在一起 ， 进行最后一次结合质量无损探伤 。
第一壁壁板的超声建模技术研究
第一壁壁板的超声建模技术研究作者：柴玉琨李宁王哲高三杰来源：《科技视界》 2014年第13期柴玉琨李宁王哲高三杰（中国核动力研究设计院第四研究所，四川成都 610041）【摘要】针对带间隙网格状多斜率曲面模块第一壁壁板，国内首次采用超声技术与数学建模相结合的方法，通过对曲面工件仿真测量的方法，获得了探头与工件表面距离及五维运动坐标，应用曲面反求技术重构工件的数据模型，进而建立每个被检工件的CAD模型。
在获得探头与工件表面距离及五维运动坐标之后，研制专用超声检验系统，实现曲面多维扫查，通过计算机自动调整检验探头与被检表面的角度与距离，配之以相应的控制软硬件及数据采集处理系统，实现第一壁壁板超声波自动检验。
【关键词】超声；数学建模；CAD模型0 引言第一壁壁板属于聚变堆屏蔽包层材料，而屏蔽包层作为国际热核聚变实验堆（ITER）的关键部件之一，其主要作用是作为直接面对等离子体的部件，承载聚变反应过程中的高热及中子辐照，因此屏蔽包层技术是ITER的关键技术之一。
屏蔽包层包括第一壁和屏蔽块两个部分，第一壁直接面对等离子体，屏蔽块在第一壁的后面，其主要作用是带走聚变反应过程中的核热及屏蔽中子辐照。
为了使第一壁及屏蔽包层能够承载高的核热，达到聚变试验堆安全运行的目的，对聚变试验堆屏蔽包层的结合质量检测就显得尤为重要；若第一壁壁板不进行结合质量的检测，在等静压和电子束焊接的过程中，或者在材料加工过程中难免会造成一些缺陷和裂纹，而这些缺陷和裂纹对第一壁和屏蔽包层整体功能的影响很大，对于反应堆来说甚至是致命的[1]。
因此，为了保证将来反应堆的安全运转，必须对第一壁壁板的结合质量进行无损检测。
2008年，中国核动力研究设计院开发的原理样机只能检测平面型屏蔽包层材料的结合质量，而第一壁壁板结构为曲面的铍瓦表面，检测难度很大。
目前，国内外还没有专门系统检测这种工件，其主要难度在于超声检测曲面工件，需要确认探头和工件要始终保持垂直，以此保证探头能接收工件所反射回的超声波信号。
托卡马克工程
2，包层 包层（blanket）是聚变堆中置于真空室内面对等离子
体的屏蔽层，功能是吸收中子、传输能量、氚增殖。 ITER 的包层由冷却剂（氦或水）、氚增殖剂、中子
增殖剂和结构材料组成。氚增殖剂为含锂材料，由下列 反应产生氚：
6Li + n → 4He + T + 4.78MeV 7Li + n → 4He + T + n -2.47MeV 第二个反应虽是吸热的，但又产生一个中子，所以两 种增殖剂混合使用，可以使氚的增殖系数大于1。 为进一步增殖中子，使用铍或铅作中子增殖剂，发生 如下的反应
伏秒数ΔΦ决定于变压器线圈（螺线管和外线圈）的 几何尺寸或者说其电感，以及放电电流。为了增加这 个伏秒数，一般使变压器先向反向磁化到最大电流， 再使电流反向。此时使气体击穿，产生等离子体和感 应等离体电流。这样，在最大电流为一定值条件下， 使伏秒数加倍。
在一次放电中，首先启动环向场，在它达到或接近 平顶时，启动变压器反向磁化，但不使气体击穿。反 向磁化达最大电流后，在正向磁化，使气体击穿，产 生等离子体。
在B∝1/ R磁场形态中，存在一种纯张力线圈。电 动力在其中引起的应力是纯张力，无垂直方向的切 应力。从受力角度这样的线圈比较合理。它的形状 可用微分方程表示：
ky 1 y3 2
y
其中k为一常数。这一方程无解析解，但可得到一积 分式
y ln xdx C k 2 ln2 x
常数C说明它可上下任 意移动。如果要上下对称 则 C=0 。 常 数 k 决 定 曲 线 的形状。这一线圈接近于 D形。所以在一些大的装 置中，环向场线圈往往做 成这一形状或称D形。当 前所有大型装置的环向磁 体均采用D形的纯张力线 圈。
的气体，表面状况对于等离子体的纯度至关重要。 ➢ 除去真空性能外，还要求真空室材料的电阻高、无
ITER-核工业西南物理研究院门诊部
采用有DKR发展而来的FDKR程序以及与FDKR程
序配套的衰变链数据库AF-DCDLIB 进行计算；
结构材料采用EUROFER97-T数据； 中子通量采用3-D MCNP计算结果； 由于数据库局限，本次计算没有计算中子倍增材料
Be。 图8 BHP随停堆时间的变化 图9 余热随停堆时间的变化
图10 材料活化随停堆时间的变化
图6 功率密度在半径方向的分布
5. 余热、BHP及活化计算
有中子的活化引起的放射性和余热计算对聚变堆是
非常重要的，环境影响的评价，事故分析，维修程序， 以及某种程度上包层和屏蔽材料地选择都依赖于放射 性和预热的确定； 在停堆初时， 总的BHP为 4984KM3/KW， 到后期，BHP主 要来自于 Li4SiO4。 在停堆初时，余热 是0.025MW. 10年 以后总的余热为 5.7×10-5MW.，同 样的，到停堆后期， 余热主要来自于 Li4SiO4。 停堆初始， 总的活化 为6.5MCi， 一百年后， 基本趋于 零。
表1 各功能区内能量沉积
7.0 6.0 5.0 4.0 3.0 2.0 1.0 0.0 -1.0 220 230 240 250 260 270 280 290 Distance from plasma core /cm 300
Power density /MW/m3
图7 12个子模块的排列
表1 各个子模块中的TBR、TPR
核工业西南物理研究院
第十三届全国等离子体科学技术会议 2007,8,20-22, 成都
ITER 中国氦冷固态氚增殖剂包层中子学设计
李增强 张国书 冯开明 袁涛
核工业西南物理研究院 lizq@
1.引言
ITER实验包层模块（Test Blanket Modules, TBM）是将来发展DEMO聚变堆包层技术而进行电磁性能测试、热工水力学测试、氚增殖实验的重要工具， 也是验证未来聚变反应堆能否实现氚自持、高热量的提取的重要实验平台。是ITER可以提供在综合聚变环境下进行包层决定性测试的唯一可用机会。 ITER是可以提供在综合聚变环境下进行包层决定性测试的唯一可用机会，ITER-TBM(实验包层模块)计划是ITER各方氚增殖与获得能源的技术发展的 中心问题，包层实验是ITER关键任务之一，是ITER与DEMO之间的决定性纽带。ITER-TBM的主要目是：1) 演示包层氚增殖性能和氚在线提取与控制 技术；2) 演示高温排热以及可用于发电热的获得；3) 验证设计工具和database, 包括中子学、电磁、热工水力、冷却系统设计、结构等软件代码的有效 性；4) 证实包层在热、结构和电磁载荷作用下综合性能及事故态时的安全性；5) 观察包层模块在可能辐照条件下的性能；6) 证实维修途径和工具；7) 获取包层及其实验模块相关的可行性信息。按计划, TBM要在ITER运行初期就放入，其位置在ITER装置中中子流强最高、热流密度最大的赤道面上， 因其位置的强中子性，TBM中的大量问题都受中子的影响，所以中子学计算显得非常重要。
西物院ITER项目强矩阵管理模式探索与成效
西物院ITER项目强矩阵管理模式探索与成效作者：周晓璐来源：《管理学家》2024年第07期[摘要]ITER计划是目前全球规模最大、影响最深远的国际大科学工程，由欧盟、中国、美国、日本、俄罗斯、韩国、印度等七方共35个国家参与，也是我国参与的最大的国际合作项目，我国承担任务在所有七方中完成最好，多次受到ITER总干事的表扬。
文章主要针对西物院ITER项目强矩阵管理模式探索进行了总结，希望为未来参与大科学工程项目提供借鉴。
[关键词]ITER计划；项目管理；管理模式中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1674-1722（2024）07-0016-03核工业西南物理研究院（以下简称“西物院”）承担了中方I T E R关键部件研制（采购包）项目（以下简称“项目”）中绝大部分涉核部件研制任务。
I T E R产品部件研制具有复杂程度高、研制技术难度大、质量要求高等特点。
随着西物院I T E R项目实践不断深入，为适应I T E R项目管理的需要，西物院持续优化项目组织模式，创新项目管理机制，逐步统一项目管理职能，开展了基于强矩阵的项目统一管理模式的探索，实现了西物院从单项目管理向项目集群管理的转变，形成了一套符合当前单位发展实际的大科学工程项目管理方法，更好满足了客户需要，实现了项目集群效益最大化的目标。
（一）項目技术难度高、执行周期长、管理难度大ITER项目往往涉及新材料、新技术、新工艺，存在大量的工艺路线选择和验证，每道工序、每个节点均可能存在难以克服的技术难题，会对成本、进度和质量造成巨大影响。
如何合理规划、充分调研，如何策划备选方案等影响着项目的成败，也影响着西物院在国内外聚变界的信誉和声誉。
同时，根据ITER计划进度要求，西物院承担的项目启动时间不一，存在着项目执行周期长、成本增加等挑战。
（二）提高项目整体的执行水平和效率ITER项目需要完成的任务复杂、工作量巨大，西物院需要建立各项目的全周期管理计划，保持项目集群之间进行高效统筹、经验共享，放大和强化优势资源，提高项目整体的执行水平和效率。
聚变堆材料体系及特点
~300
1000
SiCf/SiC复合材料典型目标值
结构材料发展综合评价
e.g.2-Phase Li+W Alloy
风 险 性 、 吸 引 力
RAFM钢 V合金 SiCf/SiC
成 熟 度 、 可 行 性
Measure of Attractiveness
Self-cooled Pb-17Li He-cooled CB Self-cooled Li Self-Cooled LM+Insert He-Cooled Water- CB Cooled CB or LM
• 缺点
– 抗氧化性能差 – 规模生产经验少，目前基本处于实验室水平
• V-4Cr-4Ti是V合金中的首选
– 发展V合金的国家有：日本、苏联、美国、中国等
SiCf/SiC复合材料
• 优点
– 高强度 – 低活化水平 – 耐高温（1000℃）热效率高
Thermal conductivity (W/mK) Therm. expans. coeff.(10-6K-1) Electrical conductivity (1/m) Porosity Young’s modulus (GPa) ~20 ~4 ~500 ~5% ~300
– 在中子辐照下性能一般会下降，如辐照引起的材料硬化，从而使延 展性下降导致韧脆转变温度(DBTT)升高，缩小了材料的安全使用 温度范围。 – 在D/T聚变堆中D及T在材料中的氚滞留和循环使用问题是很重要 的，这影响到堆的正常运行。
•
安全和废料的处置
– – 在反应堆停止运行后的材料的处理，这就要求在选择材料时不能用 活化特性金属（嬗变元素放射性寿命较长）。 材料的有些杂质控制非常的严格一般在ppm量级，这对材料的制 造及加工是一个很大的挑战。
关于ITER计划专项国内配套研究
附件1：关于ITER计划专项国内配套研究2010年度项目申报指南和申报要求一、申报指南1．HL-2A高时空分辨等离子体诊断研究发展托卡马克装置上高时空分辨诊断系统，满足对高温等离子体的输运、高能粒子物理、芯部湍流等近堆芯等离子体物理的研究需要。
内容主要包括建立等离子体电流分布及磁扰动测量系统，即激光极化干涉仪(动态斯塔克效应测量仪)等；用于等离子体旋转及分布测量的微波多普勒反射仪、用于二维高时空分辨电子温度测量的成像汤姆逊散射和电子回旋辐射成像等。
2. HL-2A上的H-模研究优化托卡马克装置放电条件，实现在高等离子体参数下的稳定的H模放电，发展进行H模实验研究所必需的一系列关键技术，包括放电的集成控制、壁处理技术、先进的加料技术、台基结构的特殊测量技术和理论数值模拟等。
需研究解决的科学问题包括：L-H 模转换的物理机制，特别着重研究剪切流和带状流触发H模的作用，进一步加强H模阈值功率定标律的物理基础；决定输运垒结构(特别是输运垒宽度)的物理机制，确定ETB宽度的定标律；研究ELM演化动力学与能量损失机制，以及ELM的缓解技术；发展小—1—或无ELM的改善约束模式，保持约束改善因子基本不变的条件下，使ELM的能量损失减小。
3. HL-2A强流中性束加热关键技术研究研究离子源关键技术和工艺，优化和改进大功率正离子源的离子光学性能，研制多功能、大动态范围的离子源及中性束实验测试平台，研发中性束加热系统的强流离子源单元、中性化单元和高功率密度的量热测量单元等实验系统，最终完成中性束功率2兆瓦、脉冲宽度大于2秒的中性束加热系统研制和系统测试。
4. EAST先进偏滤器物理研究开展偏滤器边界理论模拟；开展先进位形条件下偏滤器边界等离子体行为、粒子及热流的产生机理和控制方法、杂质产生及偏滤器屏蔽研究；开展不同加料方式对偏滤器及中心等离子体的影响研究；开展在2MW/m2热负荷条件下边界再循环的机理和控制研究。
5. EAST低杂波电流驱动研究开展2兆瓦长脉冲低杂波的关键单元技术、低杂波对偏滤器等离子体高效的耦合、波在等离子体中的转播、高密度条件下有效电流驱动方法和机制、低杂波对约束改善的机制、波与等离子体作用的非线性等方面的研究。
磁约束热核聚变
向速度就要减小，甚至为零。通常将这种由弱到强的磁场位
形叫做磁镜。如右图，两个同向通电线圈产生中间弱两边强
的磁场位形，带电粒子在横向受到磁场约束，在纵向则在两
线圈中来回反射，从而达到约
束的目的。
不过，一部分纵向动能较大的粒子仍然有可能从磁镜两
环形磁约束结构
端逃出。而采用右图所示的环形磁约束结构则可避免这种情况。这种结构也是下面将要提到 的托卡马克装置的基本结构。
莫维齐宣布在苏联的 T-3 托卡马克上实现了电子温度 1 keV，质子温度 0.5 keV，nτ=10
的 18 次方 m-3.s，这是受控核聚变研究的重大突破，在国际上掀起了一股托卡马克的
热 潮 ，各 国 相 继 建 造 或 改 建 了 一 批 大 型 托 卡 马 克 装 置 。其 中 比 较 著 名 的 有 ：美 国 普 林
最早的托卡马克装置是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐等人在 20
世纪 50 年代建造的。相比其他方式的受控核聚变，托卡马克拥有不少优势。1968 年 8
月 在 苏 联 新 西 伯 利 亚 召 开 的 第 三 届 等 离 子 体 物 理 和 受 控 核 聚 变 研 究 国 际 会 议 上 ，阿 齐
邀请欧共体、日 本、美国和加拿大、前苏联的代表在维也纳开会，讨论加强核聚变研究的
国际来的 ITER。
三、国际热核聚变实验堆计划（ITER） 1985 年，前苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上倡议，由美、
苏、欧、日共同启动"国际热核聚变实验堆（ITER）"计划。ITER 计划的目标是要建造 一个可自持燃烧（即"点火"）的托卡马克核聚变实验堆，以便对未来聚变示范堆及商 用聚变堆的物理和工程问题做深入探索。此后几经波折，在美国退出后，2001 年， 欧、日、俄三方通过了提案，ITER 项 目正式启动。2003 年，中国加入到 ITER 计划中，进一个月后，布什政府表示 愿意返回计划。 2005 年，韩国也宣布 加入 ITER。在各国达成协议后，ITER 的建设地点选在法国核技术研究中心 Cadarache。整个计划将投资 50 亿美 元（1998 年值），由各方按不同的比 例承担。建造期预计为 8 至 10 年，运 行期 20 年。2006 年，印度加入 ITER， 使 ITER 的参加国几乎覆盖了世界上全
中国ITER固态实验包层模块活化特性计算分析_韩静茹
摘要 :基于中国 IT ER 氦冷固态实验包层 ( HCSB2TBM) 3 ×6 模块化结构设计 ,对其活化特性进行了计 算分析 。利用蒙特卡罗程序 MCN P 及数据库 FENDL/ 2 进行三维中子输运计算 ,在此基础上 ,使用欧洲 活化分析系统 EAS Y22007 进行了详细的活化计算 。结果表明 ,刚停堆时 ,测试包层模块 ( TBM) 总活度 为1. 29 ×1016 Bq ,总余热为 2. 46 kW ,且均主要受低活化马氏体钢 Eurofer 材料控制 。活度和余热值均 在 TBM 安全设计范围内 ,且不会对环境造成显著影响 。同时 ,根据计算的接触剂量率可知 , TBM 中的 活化材料均能采取远程操作实现循环再利用 。活化计算结果表明 ,当前的 HCSB2TBM 设计从中子活化 角度满足 IT ER 安全设计需求 。 关键词 :活化 ;氦冷固态实验包层模块 ;MCN P 程序 ; FISPACT 程序 中图分类号 : TL627 文献标志码 :A 文章编号 :100026931 (2009) 0520389206
中国 的 固 态 实 验 包 层 模 块 ( C H2HCSB2 TBM) 设计始于 2004 年 ,经两年多的设计 ,已 完成氦冷却固态增殖剂实验包层模块的初步设 计工作[3 ] 。本工作就中国 I T ER 氦冷Li4 SiO4 固体实验包层 3 ×6 模块设计 ,利用国际通用的 粒子输运程序 MCN P[4] 和最新的欧洲活化计 算分析系统 EA S Y22007[5] ,在精确的三维模型 基础上对 C H2HCSB2TBM 中的 3 种主要组成 材料 ( Eurofer ,Be ,Li4 SiO4 ) 的活化特性进行计 算和分析 。
国际热核实验反应堆_ITER_真空室的设计介绍
国际热核实验反应堆_ITER_真空室的设计介绍!（,-./）国际热核实验反应堆真空室的设计介绍丁亚清（核工业西南物理研究院，四川成都0!$$1!）摘要：国际热核实验反应堆（,-./）是建造中的世界上最大的聚变反应堆，目前选址已确定在法国的卡达拉“演示聚奇。
这是一项国际合作计划，参加合作的六方为：欧盟、俄罗斯、日本、中国、韩国和美国。
,-./设计的宗旨是变能和平应用的科学和工艺可行性”。
主要介绍,-./*2.3-真空室的设计。
关键词：真空室；设计介绍,-./；中图分类号4-506!’#718-90!7)6文献标识码4.文章编号4!$$0*:$（!%1&,++*1#22#(3#2!4%.$#2#%3!%456/789:（2;?@A=@B9!9A=8=DA8EA，,>@9:F896）&KA=B6E=：,-./;?@A?=BCD?E@FGE,-./MHHK?CB@L@D?;BFA：,-./8OBMGGLO?EE?=8N?EH引言它具有拉长截面的等离子体和单零极向偏滤器。
设计给,-./是一个长脉冲托卡马克聚变实验反应堆，定感应驱动生产%$$WX的Y!-聚变功率，燃烧时间1$$E，使用%$WX的辅助加热功率Z![1\。
该托卡马克的主要部件的超导磁体系统，它用来磁性约束、成形和控制环形真空室内的等离子体Z%\。
磁中心螺线管(T]+、极向场(^2+线圈和校正线圈(TT+组成。
作用在Y形环向场线体系统由环向场(-2+线圈、圈的向心力由其自己形成的环行拱顶所支撑。
-2线圈绕组被安装在坚固的钢盒子中。
真空室是个双层不锈钢结构，被支撑在-2线圈盒的Y形孔中。
真空室内有基本的室内部件和可置换的室内部件。
它们包括孔栏、加热天线、包层模块、实验包层模块、偏滤器盒模块以及诊断模块等。
它们吸收来自等离子体的辐射热和大部分中子，从而保护真空室壁和磁体线圈免受过分核辐照。
屏蔽实验完成后，屏蔽包层模块可以被在它外边的也兼具屏蔽功能的氚增殖包层所:\。
ITER包层系统的电磁场分析
ITER包层系统的电磁场分析[ 康伟山 ][核工业西南物理研究院，610041][ 摘要 ] 本文采用有限元方法计算在事故条件下，ITER包层系统及周围主要部件的电磁场力和力矩。
通过ANSYS APDL模拟垂直位移事件过程中形状和电流大小随时间变化的等离子体，并加载外界磁场，计算得到包括包层在内的所有导体内部的感应电流分布。
通过计算，得到各个位置的包层模块的力和力矩，可用于评估事故下包层的安全性。
[ 关键词]ITER 包层电磁场 ANSYSElectromagnetic Analysis of ITER Blanket System[ KANG Weishan ][Southwestern Institute of Physics, 610064][ Abstract ] Electromagnetic force and torque of ITER blanket system and their surrounding conducting component under accident event were assessed with finite element method. ANSYS APDLwas used to simulate the shape and magnitude of plasmas current dynamically, and externalmagnetic field was imposed, then the eddy current distribution inside the conductor wasobtained from the calculation. The force and torque for every blanket module was obtainedto assess the safety of blanket system.[ Keyword ] ITER, Blanket, Electromagnetic Analysis, ANSYS1前言国际热核聚变实验堆（ITER）计划是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一，旨在验证和平利用核聚变能的科学与技术可行性。
CFETR 偏滤器几何结构设计 - 聚变堆总体研究室
需要屏蔽包层，如果需要应明确屏蔽包层应该多厚；
●
偏虑器具体工程结构设计正在逐步细化。
PF3U
CS3U
CS2U
CS1U
CS1L
CS2L
CS3L
PF3L PF2L PF1L
ASIPP 3. 偏滤器靶板设计考虑
●
材料选择：
参考ITER偏滤器材料，选择 - 面对等离子体材料 W（瞬态事件可忍
受20 MW/m2); - 热沉材料为CuCrZr; - 结构材料为奥氏体316L(N) ● 冷却方式： 水冷; ● 结构形式：monoblock.
● ITER 参数： -Inlet temperature: 100 °C -Inlet water pressure: 4.2 MPa -Total pressure drop: < 1.4 MPa -CHF margin: > 1.4 -Total flow rate: < 1000 kg/s ● CFETR：水冷参数有待偏滤器具 体结构确定后进一步研究;
4. 总结
●
外侧及下部可增加屏蔽包层0.5m，内侧屏蔽包层的厚度
在不改变装置大半径的前提下基本无法加入，内靶板做成 垂直方向可加屏蔽包层约0.2m；
● ●
增加屏蔽包层真空室下部必须相应下移约0.5m； 由于真空室下移造成PF线圈位置变化是否影响现有的等
离子体位形？
●
偏滤器靶板区域中子壁负载需要重新计算，以确认是否
、 叶民友、肖炳甲、朱思铮、 陈一平、李国强等
2012-8-31
1
ASIPP
1. CFETR偏滤器结构设计目标
1）CFETR计划实现50-200MW的聚变 功率，且要实现氚自持（中子壁载荷 ~0.3MW/m2），因此偏滤器工程设计必 须完成以下目标任务： ● 预留合理的通道空间实现抽气功能； ● 能有效地把靶板热流均匀化及排除；
ITER论文：ITER屏蔽包层屏蔽块温度场流场热应力冷却管道
ITER论文：ITER 屏蔽包层屏蔽块温度场流场热应力冷却管道【中文摘要】ITER(国际热核实验反应堆)是目前在建的世界上最大的托卡马克实验装置,其是验证开发受控热核聚能在技术上和工程上的可行性,为今后的商用提供理论基础和实验指导。
在ITER的运行过程中聚变反应产生大量的能量,这些能量以14.1MeV中子的形式释放出来,而这些中子是通过和真空室中与等离子体接触的屏蔽包层的碰撞将能量转换到屏蔽包层中的。
另外,ITER装置在运行中有大部分的能量都是通过水冷系统输运出去的。
因此,包层的设计中一个重要的要求就是要确保包层的冷却能力足够好,以带走足够的能量。
屏蔽包层由第一壁和屏蔽块组成,而其中承担主要的能量输运工作的是屏蔽块,屏蔽块的冷却能力的好坏足以影响整个屏蔽包层的冷却效果。
另外,良好的冷却管道设计能够减小流体的局部阻力系数,使流体速度分布均匀,屏蔽块内部温度变化幅度小,减小由于热分布不均而造成的热应力和热形变。
基于以上这些要求,对屏蔽包层中屏蔽块的热分析和流体分析显得尤为重要,它为屏蔽块的设计可靠性和有效性提供了验证结果和指导方法。
本文首先利用通用计算流体动力学软件ANSYS CFX计算屏蔽包层中的四号屏蔽块和八号屏蔽块屏蔽块设计模型的温度场和流场分布,并在ANSYS Wo...【英文摘要】ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) is currently the largest tokamakexperimental device under construction in the world, the purpose is to verify the technical and engineering feasibility of controlled thermonuclear, and provide a theoretical foundation and experimental guidance for future commercial application. The operation in ITER fusion reactions produce large amounts of energy, which is in the form of 14MeV neutrons, and the energy of these neutrons is converted to shield blankets...【关键词】ITER 屏蔽包层屏蔽块温度场流场热应力冷却管道【采买全文】1.3.9.9.38.8.4.8 1.3.8.1.13.7.2.1同时提供论文写作定制和论文发表服务.保过包发.【说明】本文仅为中国学术文献总库合作提供，无涉版权。
ITER中子屏蔽层结构的传热机理研究与分析的开题报告
ITER中子屏蔽层结构的传热机理研究与分析的开题报告论文题目：ITER中子屏蔽层结构的传热机理研究与分析开题报告：背景介绍国际热核聚变实验堆（ITER）是一个由欧洲联盟、日本、中国、南韩、俄罗斯、美国和印度等七个国家合作建设的核聚变实验设施。
其中，中子屏蔽层是保护反应堆的关键部件之一，由于中子能量高、穿透力强，中子在反应堆结构中发生碰撞时会释放出大量的热量，导致中子屏蔽层温度升高。
因此，在ITER中子屏蔽层的设计中，传热是一个重要的问题。
研究目的本研究旨在分析ITER中子屏蔽层结构的传热机理，并提出相应的传热改进措施，以提高中子屏蔽层的散热性能。
研究内容1. 分析ITER中子屏蔽层结构的传热情况，包括传热方式、传热路径和传热系数等。
通过数值模拟方法或实验方法，得出ITER中子屏蔽层的温度分布和热流分布情况。
2. 探究影响ITER中子屏蔽层传热性能的因素，包括中子屏蔽材料、材料厚度、结构和散热方式等因素。
通过参数敏感性分析等方法，确定各因素对传热效果的影响程度。
3. 提出改进ITER中子屏蔽层传热性能的措施，包括使用不同的中子屏蔽材料、改变屏蔽层厚度和加强散热系统等。
通过数值模拟和实验验证，对改进措施的传热效果进行评估。
应用前景本研究的结果对于提高ITER中子屏蔽层的散热性能、优化ITER反应堆的设计具有重要意义。
此外，在其他高能物理实验中，中子屏蔽层的传热性能也是一个重要问题，本研究的结论也可为相关领域的研究提供参考。
预期成果本研究将得出ITER中子屏蔽层结构的传热机理，并初步提出针对传热效果的改进措施。
最终将形成一份完整的博士论文，并有望发表在国际著名的SCI期刊上。
ITER 实验包层计划综述
近四十年的世界性研究和探索使托卡马克途 径的热核聚变研究已基本趋于成熟，但是，在达到 商用目标之前，基于托卡马克的聚变能研究和开发 计划还有一些科学和技术问题需要进一步探索。为 此，确定了 ITER 的科学目标[2]：
（1）通过感应驱动获得聚变功率 500MW、Q 大于 10、脉冲时间 500s 的燃烧等离子体；
TBWG 的任务是在实验包层模块的方案选择、 设计与技术研发、国际合作、辅助系统的建立、实 验窗口和设备空间分配、实验计划安排等方面，协 调 各 方 立 场 。 经 过 协 商 ， 重 建 的 TBWG 要 求 ITER-TBM 各参与方必须在 2005 年底前实验包层计划综述
2 实验包层模块计划
2.1 TBM 的发展历史 ITER 包层分为屏蔽包层和实验包层两种。其
中屏蔽包层主要用于装置的辐射防护，在已经完成 的 ITER-FEAT 设计中有较完善的包层设计和技术 研发。而实验包层模块（Test Blanket Moldule， TBM），主要用于对未来商用示范聚变堆（DEMO） 产氚和能量获取技术进行实验，同时用于对设计工 具、程序、数据等的验证和一定程度上对聚变堆材 料进行综合测试。实验包层由各参与方提出自己的
方提供了单独进行实验的机会。 ITER-TBWG 主席 Gaincarli 给 ITER 国际组负
责人（IT）关于 TBM 的报告中指出[5]：“ITER 将在 综合聚变环境下，为包层性能测试提供唯一可获得 的机会。ITER-TBM 计划是 ITER 各参与方进行氚 增殖技术和能源获取研发技术的核心问题。 包层 实验是 ITER 关键任务之一，是 ITER 与 DEMO 之 间的决定性纽带”。美国 TBM 计划负责人、国际聚 变界著名人士 Abdou 教授于 2003 年 3 月 11 日在 美国 ITER 实验包层战略研讨会上指出[6]：“对 TBM 几百万美元的投入可以获得极其关键的数据和技 术，是对 ITER 几十亿美元投资的最丰厚的回报”。 同时，强调“美国应积极参加 TBM 计划，确保美 国感兴趣的概念不会被排除在 ITER-TBM 计划之 外”。
ITER包层屏蔽块全尺寸原型件的设计与关键制造技术的研发
ITER包层屏蔽块全尺寸原型件的设计与关键制造技术的研发康伟山;吴海标;谌继明;吴继红;陈耀茂;侯少毅;刘浩然;郭时玲;李玲;邓智勇【期刊名称】《核聚变与等离子体物理》【年(卷),期】2015(000)001【摘要】ITER包层屏蔽块全尺寸原型件应基于当前的设计方案，满足其物理功能，并符合包层界面的设计要求。
另外，在屏蔽块全尺寸原型件的设计中，还要充分考虑关键制造技术的研发结果，例如深孔钻、TIG焊接、NDT 检测等技术，这些关键制造技术的研发结果，为设计提供了技术保障。
该全尺寸原型件的顺利完成并通过ITER相应认证程序，是中方签署采购的必由环节，也为今后完成采购包奠定了基础。
【总页数】6页(P35-40)【作者】康伟山;吴海标;谌继明;吴继红;陈耀茂;侯少毅;刘浩然;郭时玲;李玲;邓智勇【作者单位】核工业西南物理研究院，成都 610041;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;核工业西南物理研究院，成都 610041;核工业西南物理研究院，成都 610041;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455【正文语种】中文【中图分类】TL62+6【相关文献】1.ITER屏蔽块真空热氦检漏装置热工水力学设计与分析 [J], 冷桢;康伟山;谌继明2.ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析 [J], 康伟山;张秀杰;袁涛;谌继明3.ITER屏蔽包层屏蔽块热工水力分析 [J], 张秀杰;谌继明;康伟山;袁涛;吴继红4.中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层系统设计研发进展 [J], 王晓宇;中国HCCBTBS团队;段旭如;赵奉超;张龙;盛倩;吴姝琴;罗德礼;郁杰;武兴华5.ITER屏蔽块冷却通道热工水力分析与设计改进 [J], 赵玲;李华奇;郑健涛;易经纬;康伟山;谌继明因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
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ITER屏蔽包层研讨会简报
10月26日－27日，“ITER屏蔽包层研讨会”在成都召开。
研讨会由核工业西南物理研究院组织，国家科学技术部、宁夏东方有色金属集团公司、中国工程物理研究院、水口山有色金属有限责任公司、四川航空工业川西机器厂、中核包头光华化学工业公司、中国核动力设计研究院、航天二院、西安重型机械研究所和核工业西南物理研究院等单位的40多位领导和专家参加了研讨会。
核工业西南物理研究院院长潘传红研究员、副院长刘永研究员主持了这次会议。
研讨会的主要目的是:交流铍材料、热等静压焊接(HIP)工艺、检测、防护等方面的信息；研讨整合我国原材料、加工、检测等资源，形成ITER计划屏蔽包层的攻关网络;制定工作计划，为ITER屏蔽包层模块研制打下良好的基础，同时促进我国铍工业的发展。
国家科学技术部基础研究司马燕合副司长、高新技术发展及产业化司郑方能调研员分别作了重要讲话，指出：我国受控核聚变研究有着较高的水平和实力，为参与国际热核实验堆计划提供了强有力的技术支持和保证。
国家高度重视核能开发和参与国际热核实验堆计划的相关工作，希望各方根据国家发展需求并从市场发展方向出发，相互沟通，摸清家底，认识不足，形成凝聚力，努力做好各项工作，为国家争光。
潘传红院长阐述了这次会议的目的，介绍了国际热核实验堆计划的进展情况，并特别针对屏蔽包层模块的重大意义、技术难点以及研制方案进行了详细的说明。
核工业西南物理研究院ITER屏蔽包层预研任务负责人全面介绍了ITER屏蔽包层设计及有关要求。
各单位参会专家就铍的加工工艺、材质、检测、防护等分别作了专题报告并展开了热烈地讨论，基本结论是：我国的铍材料生产、铍加工（如铍－铜热等静压焊接，焊接过渡层制备等）以及无损探伤等方面，都有一定的基础，承担ITER屏蔽包层
研制任务是可行的。
但也存在一些困难，如铍材质、铍－铜及铍－不锈钢热等静压焊接工艺、大尺寸热等静压焊机、复杂结构的无损探伤等目前都不能满足ITER屏蔽包层的要求，需要在国家支持下进一步攻关才能解决。
与会专家一致认为，尽快提高我国铍的生产及加工能力与水平，不仅仅是ITER屏蔽包层研制的需要，也在我国国防建设中有重要需求。
这次会议在广泛、深入研讨的基础上，形成了“ITER屏蔽包层研讨会讨论纪要”，明确了今后的工作方向，确定了近期的任务与目标。
会议达到了预期的目的，为完成ITER 屏蔽包层摸块的研制创造了有利条件。