国际热核聚变材料辐射装置调研 - IFMIF
核聚变技术发展现状及关键挑战
核聚变技术发展现状及关键挑战核聚变技术一直以来都是人类追求的能源梦想,其潜在的优势是巨大且吸引人的。
相较于核裂变技术,核聚变技术可以提供几乎无限的清洁能源,同时不会产生高放射性废物。
然而,要实现核聚变技术的商业化应用仍然面临着重重挑战。
本文将探讨核聚变技术的现状以及关键挑战。
核聚变技术的现状核聚变是太阳和恒星以及氢弹的能量来源,它通过将轻元素如氢聚合成重元素来释放能量。
由于其巨大的潜力,许多国家和国际组织在进行核聚变技术的研究和开发。
以下是目前几个主要的核聚变实验项目和研究机构:1. 国际热核聚变实验堆(ITER):ITER是目前全球最大的核聚变实验项目,由欧盟、美国、中国、日本、韩国、俄罗斯和印度等35个国家和地区共同参与组建。
它的目标是建造一个实验堆,证明核聚变在商业化应用上的可行性。
2. 中科院等机构的磁约束聚变:中国科学院等国内机构也加入了核聚变技术的研究与开发行列。
磁约束聚变是一种使用磁场将气体中的离子约束在一起进行热核聚变的技术。
中科院正在研究HT-7和EAST等磁约束聚变装置。
3. 惯性约束聚变实验:惯性约束聚变实验利用高能激光或粒子束来压缩和加热聚变燃料,使之达到发生聚变的条件。
美国的国家点火装置(NIF)和英国的宽波束实验装置(HIEF)都在进行这种类型的实验。
核聚变技术面临的关键挑战虽然核聚变技术的潜力巨大,但要实现商业化应用仍有一系列的关键挑战:1. 高温高密度的物质:核聚变要求在高温和高密度的物质环境下进行,这对材料和装置设计提出了巨大的挑战。
材料需要耐受高温和剧烈辐射,并保持结构的稳定性。
装置需要高效而可靠地控制等离子体,以保持聚变反应的稳定。
2. 聚变反应中的等离子体不稳定性:聚变反应需要将氢等离子体加热到足够高的温度和压力,以使其达到聚变的条件。
然而,等离子体自身的不稳定性会导致能量损失和熄灭。
研究人员需要找到有效的方法来控制等离子体的不稳定性,以实现持续的聚变反应。
国际热核聚变装置用回旋管的现状及技术分析
( B e i i n V a c u u m E l e c t r o n i c s R e s e a r c h I n s t i t u t e, N a t i o n a l K e L a b o r a t o r o S c i e n c e a n d T e c h n o l o j g y y f g y
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EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究
㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃EAST 聚变装置长脉冲辐射监测及研究李成勋1,2,霍志鹏1,钟国强1,胡立群1(1.中国科学院合肥物质科学研究院,合肥230031;2.中国科学技术大学,合肥230026)㊀摘㊀要:EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak )全超导托卡马克核聚变实验装置主要利用氘氘为燃料进行等离子体聚变反应,聚变反应会释放大量中子与次级γ射线㊂为了能够准确掌握EAST 聚变装置在高参数长脉冲等离子体放电条件下辐射产物的空间分布信息,利用辐射在线监测系统实现对中子与γ射线的有效监测㊂按照防护需求在EAST 装置大厅内外共布置13个重点监测区域㊂监测系统硬件方面,辐射中子与γ射线测量分别采用基于BF 3正比计数管与氩气的电离室,通过双绞线与以太网的混合组网模式将监测数据传输到采集机,监测系统软件采用基于LabVIEW 的控制采集软件实现对中子与γ射线实时剂量率及累积剂量的采集与存储㊂监测结果表明,EAST 聚变装置在长脉冲高参数等离子体运行条件下,大厅内最大辐射剂量率迅速提高3个数量级以上,放电结束后又很快下降到接近辐射环境本底水平;大厅外由于屏蔽墙的防护作用,辐射剂量率始终保持接近辐射环境本底水平㊂利用辐射在线监测系统不仅可以有效获得放射性数据,而且为辐射安全防护管理提供了数据支撑,确保聚变能安全开发利用与人员安全㊂关键词:EAST ;中子;γ射线;辐射监测中图分类号:TL75+1文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-10-12作者简介:李成勋(1994 ),男,2017年毕业于安徽理工大学自动化专业,现为中国科学技术大学科学岛分院控制工程专业在读硕士研究生㊂E -mail:chengxun.li@通信作者:霍志鹏㊂E -mail:zhipeng.huo@㊀㊀目前可控核聚变研究途径主要包括磁约束聚变与惯性约束聚变这两种[1]㊂经过长时间的探索,科学家发现利用磁约束实现可控核聚变是实验路径中最具有希望的一种,目前磁约束核聚变的研究主要集中在托卡马克装置上[2]㊂EAST(Experimental Advanced SuperconductingTokamak)托卡马克装置是由中科院等离子体物理研究所自主设计并建造的全超导托卡马克,又称为 东方超环 [3]㊂2021年12月30日,EAST 托卡马克装置成功实现电子温度近7000万ħ条件下1056s 长脉冲高参数等离子体运行㊂EAST 聚变装置采用脉冲放电模式,脉冲持续时间由毫秒至千秒级别不等㊂在放电运行期间,会释放大量放射性物质,其中以放射性中子和γ射线为重点关注对象之一㊂对于短脉冲而言,由于放电时间有限,释放出的辐射影响也相对较小㊂但2021年EAST 聚变装置创造长脉冲高参数等离子体运行记录,脉冲持续时间达到千秒之久㊂在这种运行条件下,会持续释放大量中子及次级γ射线,因此需要了解EAST 聚变装置在长脉冲高参数等离子体运行期间辐射场中子与γ射线的分布及强度,确保运行期间人员及环境的辐射安全㊂本文运用EAST 聚变装置辐射在线监测系统,实现对长脉冲高参数等离子体运行期间场所与环境中子与γ射线的实时监测与存储㊂通过对EAST 聚变装置辐射监测,不仅可以有效获得放射性数据,同时为辐射安全防护提供了数据支撑,保障聚变能安全开发利用㊂对后续实验顺利开展以及保护实验与工作人员都具有重要意义,同时也是对EAST 聚变装置辐射防护水平的一种验证[4]㊂1㊀辐射源项分析㊀㊀EAST 托卡马克装置主要进行氘氘等离子体聚变反应,核反应过程如下:D +D ң3He(0.82MeV)+n(2.45MeV)D +D ңT(1.01MeV)+p(3.02MeV)㊃154㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期㊀㊀氘氘聚变反应直接产生平均能量为2.45MeV 的中子,是聚变中子产生的最主要来源㊂EAST装置放射性来源主要包括以下方面:(1)中子来源包括D-D直接聚变反应产生中子㊁高能逃逸电子与次级高能硬X射线作用某种物质发生光致核反应产生光致中子两部分㊂(2)γ射线来源包括高能离子与装置第一壁和偏滤器等杂质核反应㊁中子与材料在输运时非弹性散射和辐射俘获㊁中子活化设备与材料产生放射性核素衰变等途径[5]㊂(3)EAST装置采用多种加热系统使聚变反应一直运行于高温与高压环境中,当采用中性束注入辅助加热系统时,该加热系统自身就是辐射源,在中性束出束运行期间会产生大量的韧致辐射㊁γ射线以及聚变中子[6]㊂为了降低电离辐射带来的影响,EAST装置建立了有效的屏蔽体结构㊂装置大厅屏蔽墙体长31m,宽28m,高23m,由钢筋混凝土建造而成㊂装置主机四周屏蔽墙的墙体厚度为1.5m,顶层也是钢筋混凝土结构,厚度达到1m,通道大门是注入水的屏蔽水门㊂通过核辐射监测系统实时监测,可以准确地获得不同监测点处的中子和γ射线剂量率,进而可以准确判断大厅外部不同监测点处的辐射屏蔽效果,以及时对薄弱处加强相应的屏蔽处理工作㊂在EAST装置周围环境中,利用移动式中子和γ射线探测设备对实验前的本底环境进行多次测量并取平均值㊂测量结果表明,EAST装置中子环境本底剂量率约为0.003μSv/h,γ射线环境本底剂量率约为0.1μSv/h㊂EAST装置等离子体放电期间,EAST大厅内部脉冲式辐射场中子和γ射线剂量率远远大于本底值,可直接用于EAST放电期间中子和γ射线辐射场的研究㊂大厅外由于绝大部分辐射被钢筋混凝土屏蔽墙屏蔽,仅有极少量辐射通过门缝㊁管道㊁天空反散射等到达外部环境,在EAST大厅外部也能测到放电产生中子和γ射线,但是剂量率较低㊂按照‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB18871 2002)要求,放射性物质向环境排放量保持在排放管理限值以下可合理达到的尽量低水平㊂当前,EAST装置辐射在线监测系统对大厅内外边界辐射报警阈值均设为100μSv/h,当超过此阈值,及时报警以免工作人员误入强辐射环境中㊂聚变中子和γ射线是影响工作人员与环境安全的主要因素,是实现聚变能安全可控利用的一大难点,因此针对EAST聚变装置主要的运行工况和源项建立辐射在线监测系统十分必要[7]㊂2㊀监测系统的设计2.1㊀设计要求㊀㊀EAST周围环境中,每一次等离子体聚变反应放电产生的中子和γ射线的辐射场强度在EAST 大厅内外分布随着空间位置不同而有所不同,并且随着每一次等离子体聚变放电方式不同以及放电参数的不同在监测点的辐射场强度也表现出很大的不同㊂首先,针对大厅内外辐射场强度的差异,需要选择不同探测范围㊁时间响应及灵敏度的探测器,使探测器适用于不同场所的探测要求㊂其次,由于大厅屏蔽墙的屏蔽隔离作用,将大厅内外分成场所与环境区域㊂此时监测点布局既要满足EAST聚变装置放电期间重点监测区域全面覆盖,还要考虑监测点布局合理性,使辐射探测区域满足实验需求㊂接着,在线监测网络结构要相对简单,根据实际情况优化布线方式,要能实现监测数据的统一管理功能㊂通过采集机控制平台能够实现辐射监测数据实时剂量率及累积剂量的采集显示与存储,并且能够长期稳定运行㊂最后,对超过一定阈值的辐射剂量率能够及时准确报警,确保工作人员与周围环境安全[8]㊂2.2㊀探测器选型㊀㊀EAST聚变装置在放电时,大厅场所内中子与γ射线在较短时间内辐射剂量达到较高水平,而放电结束后又在较短时间衰减到低辐射剂量㊂因此大厅场所内需要选择能量响应动态范围宽且时间响应较快的探测器,而大厅外的低剂量的环境区域则选择灵敏度高且能够长期稳定运行的探测器[9]㊂鉴于EAST运行期间高参数㊁持续时间短的 脉冲式 的辐射监测,大厅内部采用高量程的探测器,测量范围0.1~100000μSv/h㊂大厅外辐射为本底水平,外部周围环境采用高灵敏度的探测器,测量范围0.01~10000μSv/h㊂2.2.1㊀中子探测器㊀㊀EAST聚变装置在D-D放电时产生大量中㊃254㊃李成勋等:EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀子,此时大厅内要求中子探测器必须能够准确测量实验场所大厅内短时间且高剂量的中子通量,响应及时且漏计数低㊂为了达到这种探测要求,经过综合考虑,最终选择了ANM型号的BF3正比计数管(ϕ2.5cmˑ13.5cm)㊂探测器经过校准,标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为1.350 nSv/脉冲,测量范围为1~10000μSv/h,能量响应为0.025eV~17MeV,总不确定度小于15%㊂ANM型号的BF3正比计数管高度集成,电极收集输出电流脉冲信号经过前置放大器㊁运算放大器㊁脉冲甄别㊁脉冲成形等电子学处理后输出电压脉冲信号,再通过单片机进一步处理得到计数率和剂量率等辐射信息[10]㊂中子探测器工作电路结构图如图1所示㊂对于EAST聚变装置主机大厅外环境中子的探测,选择了ENM型号的BF3正比计数管㊀㊀㊀㊀㊀图1㊀中子探测器工作电路结构图Fig.1㊀Working circuit structurediagram of neutron detector(ϕ5.0cmˑ35.0cm)㊂标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为0.0133nSv/脉冲,测量范围为1.0ˑ10-3~300μSv/h,能量响应为0.025eV~5MeV,总不确定度小于11%㊂BF3正比计数管对中子辐射产生的脉冲幅度比γ辐射大得多,因此能有效区分中子与γ射线脉冲,对混合场中的辐射产物有很好的甄别能力[11]㊂探测器能量响应范围较宽且能在复杂恶劣的环境下长期稳定工作,被广泛应用于核聚变实验中㊂ANM与ENM型号中子探测器外观及内部结构图如图2所示㊂图2㊀ANM与ENM型号中子探测器外观及内部结构图Fig.2㊀Appearance and internal structure diagram of ANM and ENM neutron detectors2.2.2㊀γ射线探测器㊀㊀EAST聚变装置大厅内对高剂量γ辐射的探测选择了测量范围宽,时间响应快的AGM型号的圆柱形电离室㊂电离室内充有2MPa的氩气,该探测器内部由收集电极㊁高压电极以及保护环等共同组成[12]㊂圆柱形电离室原理示意图如图3所示㊂标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为0.291nSv/脉冲,测量范围为0.1~15000μSv/h,能量响应为50keV~3MeV,总不确定度小于10%㊂对于EAST聚变装置主机大厅外环境γ射线的探测,选择了灵敏度高,工作稳定性强的EGM 型号的球形电离室㊂电离室内充有2.5MPa的氩气,该探测器内部同样由收集电极㊁高压电极以及保护环等共同组成㊂其中,收集电极和高压电极分别由ϕ50mm的小球和ϕ250mm大球构成㊂球图3㊀圆柱形电离室原理示意图Fig.3㊀Schematic diagram of cylindrical ionization chamber形电离室原理示意图如图4所示㊂标定后该探测器的主要技术指标:灵敏度为0.135nSv/脉冲,测量范围为0.01~6000μSv/h,能量响应为50keV~3MeV,总不确定度小于7%㊂经过长期实验检验,该探测器能够很好地适应对EAST聚变装置γ辐射的探测㊂㊃354㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期图4㊀球形电离室原理示意图Fig.4㊀Schematic diagram of sphericalionization chamber 2.3㊀监测点布局㊀㊀EAST聚变装置辐射监测系统共设置13个固定监测点[13]㊂其中,大厅内3个监测点用于探测实验期间大厅内高辐射剂量信息,大厅外10个监测点用于探测大厅外低辐射剂量环境信息㊂每个监测点分别布设一个相邻的中子与γ探测器㊂EAST聚变装置监测点布局如图5所示㊂其中,黑点代表中子探测器,白点代表γ探测器㊂2.4㊀辐射监测网络㊀㊀EAST装置监测点探测器较为分散且距离相对较远,为了将13个监测点的辐射信息集成到统㊀㊀㊀㊀图5㊀EAST聚变装置监测点布局Fig.5㊀Monitoring point layout of EAST fusion device一控制平台上,设立了数据采集机㊂对于方便布线的探测器,采用RS-485串口通信的双绞线连接到采集机,直接利用双绞线通讯的监测点由采集点进行统一供电㊂对于远距离且布线困难的11㊁12和13三个监测点的探测器,利用等离子体所公共以太网进行通信㊂这三个监测点的六个探测器分别采用网口的方式来进行数据读取,采用C2000 N220二串口设备联网服务器㊂整个监测系统采用双绞线与以太网混合组网方式㊂使用RS-485和RS-232相互转换的MOXA-CP-118EL多串口㊀㊀㊀㊀㊀卡,连接到采集机的DB9接口,实现通信数据的传输[14]㊂EAST装置基于LabVIEW开发了中子与γ射线辐射在线监测采集软件,通过串口查询方式获取监测点中子与γ射线的辐射剂量㊂采集软件由数据请求㊁数据显示㊁数据保存等组成,能实现对辐射监测数据的采集㊁获取和存储等功能㊂采集软件的工作界面有实时剂量率㊁累积剂量率㊁报警阈值等数据,能直观获得13处监测点聚变中子㊁γ辐射的时间㊁空间分布信息㊂㊃454㊃李成勋等:EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀3㊀辐射测量2021年12月30日,EAST托卡马克装置第106915炮放电,EAST装置放电时电流㊁环电压㊁电子密度波形图如图6所示㊂放电时等离子体电流为337.39kA,平均电子密度为1.87ˑ1019/m3,脉冲长度达到1056s㊂该装置成功实现电子温度近7000万ħ条件下1056s长脉冲高参数等离子体运行㊂整个实验过程中,辐射在线监测系统持续稳定工作,采集软件及采集电脑未出现死机㊁通信等故障,系统运行稳定性较高,准确获得了长脉冲放电过程的辐射监测数据㊂图7为EAST托卡马克装置大厅内三个监测点γ剂量率变化情况㊂由图7可以看出,长脉冲放电前大厅内三个监测点的γ剂量率在0.10μSv/h附近,放电前的γ剂量率接近环境本底水平㊂聚变装置内部等离子体快速发生聚变反应并释放大量辐射,此时γ剂量率短时间内迅速达到最大值㊂其中,监测点1㊁2和3最大剂量率分别为106.90μSv/h,75.23μSv/h,38.11μSv/h,与放电前接近环境本底水平相比,此时大厅内γ最大辐射剂量率提高3个数量级以上㊂随着放电继续进行,γ剂量率也快速下降达到相对平衡状态,此时监测点1㊁2和3剂量率分别在5.00μSv/h,1.10μSv/h,0.95μSv/h附近㊂当聚变装置连续放电1056s后,等离子体电流㊁环电压以及平均电子密度迅速降为0,此时脉冲放电结束㊂放电结束后,由于不再发生新的聚变反应,不再有新的辐射继续产生㊂此外,装置四周与顶层均采用大量屏蔽材料进行屏蔽吸收且高剂量率辐射维持时间较短,因此,γ剂量率经过一段时间又很快回到放电前0.10μSv/h低剂量辐射水平㊂长脉冲整个放电过程,大厅内三个监测点的γ剂量率波动变化趋势完全一致,差异的只是剂量率大小的不同,产生这种差异的原因是径向距离的不同㊂监测点1距离装置最近,其次是监测点2,最远的是监测点3㊂EAST聚变装置是整个电离辐射的最终来源,越靠近装置辐射强度越大㊂对于大厅内中子剂量率的监测选择了大厅内距离装置最近的监测点1和最远的监测点3进行对比,这两个监测点的中子剂量率如图8所示㊂长脉冲放电前中子剂量率处于较低水平,随着不断放电,中子剂量率也不断图6㊀EAST托卡马克装置第106915炮放电电流波形㊁环电压波形及电子密度波形图Fig.6㊀Waveform diagram of discharge current,Voltage waveform diagram of discharge ring and Waveform diagram of discharge electron density of No.106915thgun in EAST Tokamak device升高,监测点1和3最大剂量率分别达到24.53μSv/h和5.58μSv/h㊂与放电前环境本底水平相比,此时大厅内中子最大辐射剂量率提高3㊃554㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期图7㊀大厅内监测点1㊁2和3的γ剂量率变化情况Fig.7㊀Change ofγdose rate at monitoring point1,point2and point3in the hall个数量级以上㊂大厅内1和3监测点的中子剂量率波动变化趋势左右呈现对称性,放电结束后,中子剂量率也很快回到放电前水平㊂图8㊀大厅内监测点1和3中子剂量率变化情况Fig.8㊀Changes of neutron dose rate at monitoringpoints1and3in the hall为了获得EAST聚变装置大厅外部环境的辐射数据,选择了监测点7和监测点10的数据进行分析㊂图9为大厅外监测点7和10的γ剂量率变化情况㊂从图9可以看出,监测点10的γ剂量率要略高于监测点7,这是因为监测点10位于屏蔽门旁边,EAST聚变装置在长脉冲放电运行时少量γ射线透过屏蔽门进入外部环境中㊂整个放电过程监测点10最大剂量率是0.128μSv/h,γ剂量率仍然是较低水平,不会对外部环境造成影响㊂监测点7位于大厅外北墙,由于屏蔽墙的作用,辐射剂量一直处于极低水平,最大剂量率是0.119μSv/h,再次验证了屏蔽墙的屏蔽效果满足辐射防护要求㊂图9㊀大厅外监测点7和10的γ剂量率变化情况Fig.9㊀Changes inγdose rates at7and10monitoring points outside the hall㊃654㊃李成勋等:EAST 聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀图10为大厅外监测点7和10中子剂量率变化情况,可以看出监测点7和10最大剂量率分别达到0.00368μSv /h 和0.0026μSv /h㊂整个放电过程两个监测点的中子剂量率均处于极低水平,对外界环境辐射影响几乎可以忽略不计㊂通过数据分析可知,EAST 聚变装置辐射防护水平较高,完全能保证工作人员与环境辐射安全㊂图10㊀大厅外监测点7和10中子剂量率变化情况Fig.10㊀Changes in neutron dose rates at monitoringpoints 7and 10outside the hall4㊀结论㊀㊀本文基于辐射在线监测系统实现了对EAST 装置在长脉冲高参数等离子体运行条件下大厅内外区域中子和γ射线的有效监测㊂在硬件方面,根据装置大厅内外辐射强度与实际需求的不同分别选择了测量范围宽,时间响应快和灵敏度高,工作稳定性强的探测器㊂由于监测点距离远近和布线难易程度不同,辐射监测系统采用双绞线与以㊀㊀㊀㊀㊀太网混合组网方式㊂距离较近且布线简便的探测器直接采用双绞线组网连接,而远距离且布线困难的探测器采用C2000N220二串口设备联网服务器,通过以太网进行传输㊂辐射监测系统采用RS -485串口通信,通过MOXA -CP -118EL 多串口卡直接与采集机进行连接,实现对通信数据的传输㊂软件方面使用自行编写的LabVIEW 控制采集软件对13个固定监测点进行实时采集㊁显示以及数据存储[15]㊂EAST 装置在等离子体电流为337.39kA,平均电子密度为1.87ˑ1019/m 3长脉冲高参数等离子体运行条件下,大厅内的中子和γ射线辐射很快达到较高水平㊂以监测点1为例,该监测点中子和γ射线最大剂量率分别达到24.53μSv /h 和106.90μSv /h㊂与放电前环境本底水平(中子环境本底的剂量率约为0.003μSv /h,γ射线环境本底的剂量率约为0.1μSv /h)相比,中子和γ射线最大剂量率均迅速提高3个数量级以上㊂放电结束后又很快回到放电前的低剂量率水平㊂此外,大厅内监测点的辐射剂量率波动变化趋势大致一致,差异只是剂量率大小的不同㊂产生这种差异的原因是径向距离的不同,监测点距离主机装置越近,辐射剂量率越大㊂整个运行过程,大厅外部环境区域监测点7和10中子最大剂量率分别达到0.00368μSv /h 和0.0026μSv /h,γ射线最大剂量率分别达到0.119μSv /h 和0.128μSv /h,中子和γ射线电离辐射始终处于接近环境本底水平㊂通过对EAST 装置长脉冲高参数等离子体运行时辐射中子和γ射线监测,获得了宝贵的辐射原始数据,确保了整个实验过程中工作人员与周围环境辐射安全,保障了EAST 托卡马克聚变装置安全有效运行㊂参考文献:[1]㊀钟德俊.磁约束等离子体边界层里杂质辐射的研究[D].上海:东华大学,2015.ZHONG Dejun.Study of impurity radiation in edge layer of magnetic confined plasmas [D ].Shanghai:DonghuaUniversity,2015.[2]㊀张微,杜广,徐国飞.核聚变发电的研究现状与发展趋势[J].产业与科技论坛,2019,18(8):58-60.ZHANG Wei,DU Guang,XU Guofei.Research status and development trend of nuclear fusion power generation [J].Industrial and Science Tribune,2019,18(8):58-60.[3]㊀闫朝辉.EAST 托克马克往复式快动探针设计与分析[D].淮南:安徽理工大学,2014.YAN Chaohui.Design and analysis on EAST tokamak for fast reciprocating probe system [D].Huainan:Anhui Universityof Science and Technology,2014.㊃754㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期[4]㊀柴竹新,吴宜灿,刘伯学.核聚变装置EAST高可靠性辐射防护控制系统[J].核电子学与探测技术,2005,25(1):28-31.CHAI Zhuxin,WU Yican,LIU Boxue.High reliability radiation protection control system for fusion device EAST[J].Nuclear Electronics and Detection Technology,2005,25(1):28-31.[5]㊀周梦洁,胡立群,钟国强,等.EAST在不同加热模式下的辐射响应研究[J].核技术,2020,43(3):82-88.ZHOU Mengjie,HU 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2015,54(19):4836-4839.㊃854㊃李成勋等:EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究㊀Monitoring and research of long pulse radiation in EAST fusion device LI Chengxun1,2,HUO Zhipeng1,ZHONG Guoqiang1,HU Liqun1(1.Hefei Institutes of Physical Science,Chinese Academy of Sciences,Hefei230031;2.University of Science and Technology of China,Hefei230026) Abstract:EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)conducts plasma fusion by deuterium and deuterium,which releases large amounts of neutrons and secondary gamma rays.In order to accurately understand the spatial distribution of radiation products in the EAST fusion device under the condition of high parameter long pulse plasma discharge,the radiation on-line monitoring system is used to realize the effective monitoring of neutron andγrays.According to protection requirements,13key monitoring areas are arranged inside and outside the EAST installation hall.In terms of monitoring system hardware,radiation neutrons andγrays are detected by ionization chamber based on BF3proportional counter tube and argon respectively,and monitoring data are transmitted to acquisition machine through twisted pair and Ethernet hybrid networking mode.The monitoring system software adopts the control acquisition software based on LabVIEW to collect and store the real-time dose rate and cumulative dose of neutron and gamma rays.The monitoring results show that the maximum radiation dose rate in the hall of the EAST fusion device rapidly increases by more than3orders of magnitude under the long pulse and high parameter plasma operation condition,and then drops to the radiation background level soon after the discharge.The radiation dose rate outside the hall is always kept close to the radiation background level due to the protective effect of the shielding wall.The online radiation monitoring system can not only effectively obtain radioactive data,but also provide data support for radiation safety protection management to ensure the safe development and utilization of fusion energy and personnel safety. Key words:EAST;neutron;γray;radiation monitoring㊃954㊃。
核聚变研究的国际合作现状
核聚变研究的国际合作现状核聚变,这个被誉为“能源圣杯”的技术,一直以来都是全球科学家们共同追求的目标。
在探索核聚变的道路上,国际合作发挥着至关重要的作用。
它不仅能够汇聚各国的智慧和资源,还能够加速研究进程,为实现可控核聚变的实用化带来更多的希望。
当前,核聚变研究的国际合作呈现出广泛且深入的态势。
其中,最具代表性的国际合作项目当属国际热核聚变实验反应堆(ITER)计划。
ITER 是目前全球规模最大、影响最深远的国际核聚变研究合作项目之一。
它由中国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯和美国七方共同参与,旨在建造一个可实现大规模核聚变反应的实验堆,为未来的核聚变发电厂奠定基础。
在 ITER 计划中,各国分工明确,协同合作。
例如,中国承担了一些关键部件的制造任务,展现了在高端制造领域的实力。
欧盟在项目的总体协调和管理方面发挥了重要作用,同时也在一些技术领域提供了核心支持。
日本和韩国则在材料科学和超导技术等方面贡献了自己的专长。
俄罗斯在能源技术和工程方面有着深厚的积累,为项目提供了重要的技术保障。
印度和美国也分别在不同的领域发挥着积极的作用。
除了 ITER 计划,各国之间还通过双边和多边的合作协议,开展了众多小型但富有成效的合作项目。
例如,中国与法国在核聚变相关的等离子体物理研究方面进行了深入合作。
双方科研人员通过学术交流、联合实验等方式,共同探索核聚变的奥秘。
国际合作不仅促进了技术的交流与共享,还推动了人才的培养和流动。
各国的科研人员在合作项目中相互学习、共同成长。
他们不仅在专业知识和技术技能方面得到了提升,还培养了跨文化交流与合作的能力。
这种人才的流动和培养为核聚变研究领域注入了源源不断的活力。
然而,核聚变研究的国际合作并非一帆风顺,也面临着一些挑战和问题。
首先是经费的分配和管理。
由于参与国家众多,各方对于经费的投入和使用存在不同的期望和要求,这可能导致经费分配的争议和管理的复杂性。
其次是技术转让和知识产权保护的问题。
热核聚变反应的研究现状
热核聚变反应的研究现状随着全球能源消耗的不断增加和化石能源资源的日益稀缺,热核聚变能作为一种无污染、可持续、安全、高效的新型能源备受瞩目。
热核聚变能利用类似太阳核心的高温、高压、高密度条件来实现氢、氦等轻核的核聚变,产生大量的能量。
如果我们可以将热核聚变技术用于商业生产,那么全球的能源问题将不再是难题。
然而,虽然热核聚变能的优势十分显著,但是要实现商业化使用,还有很多技术难题需要解决。
一、热核聚变反应的原理热核聚变反应是指在高温、高压、高密度的条件下,轻核如氢、氦等核粒子发生聚变反应,形成较重的核粒子和自由中子的过程。
在聚变过程中,原子核碎裂开来,释放出巨大的能量。
这个过程需要极高的温度和压力来实现。
太阳的能量来源就是热核聚变反应。
在太阳内部,高温(15亿℃以上)和高密度的环境下,两种氢异同质体——质子和氘核——经过一系列的中间步骤,最终发生核聚变反应,产生。
热核聚变能是一种可持续、环保、安全的能源来源,理论上可以在大约10亿年的时间里,以可持续的速度支持人类的需求。
二、热核聚变反应技术的发展历程1. 美国普林斯顿大学(Ivy Mike)20世纪50年代后期,美国普林斯顿大学为了实现核武器试验,打造出了第一台“热核聚变反应“实验装置——Ivy Mike。
这个装置是一个“花生壳“型的真空金属球,直径达6 米。
它需要4800个真空管来保证低温下等离子体的存在。
Ivy Mike 在历经多次试验失败后,于1952年11月1日在太平洋上空进行实际试验,首次让聚变反应取得了成功。
2. 苏联弗尔门国家实验室(TITER)1958年,苏联在弗尔门国家实验室建造出了TITER-I聚变装置,是“热核聚变反应“技术迈出了新的一步。
TITER-I是一个具备中等规模的聚变设备,他通过采用磁场控制技术和高速离子外流方法,将聚变实验装置左右对称,解决了磁约束和边缘外流的问题。
3. 美国斯诺美国实验室(Tokamak)1960 年代,美国斯诺美国实验室成立了磁约束核聚变实验装置计划(Soviet Magnetic Confinement Fusion Research)。
核反应器辐射防护新材料开发概述
核反应器辐射防护新材料开发概述核能作为一种清洁、高效的能源形式,正在全球范围内得到广泛应用。
然而,核能产生的辐射也带来了对人类和环境的潜在威胁。
因此,开发新的核反应器辐射防护材料,成为保障核能发展可持续性和安全性的重要研究方向之一。
核反应器在工作过程中产生的辐射主要包括中子和伽马射线,其对人体组织和设备材料的损伤十分严重。
传统的辐射防护材料,如混凝土、铅等,具有一定的防护性能,但其密度大、体积重、不易加工等特点限制了其应用范围。
为此,科学家们致力于开发新型的核反应器辐射防护新材料,以提高辐射防护性能,并克服传统防护材料的局限性。
布鲁斯特射线防护材料是一种具有较高密度和较低吸收率的新型辐射防护材料。
通过调整材料的成分和制备工艺,可以使其具有相对高的Z值,增强其对中子和伽马射线的吸收能力。
同时,布鲁斯特射线防护材料还具备优异的耐腐蚀性和机械性能,能够在恶劣环境下长期稳定使用。
目前,科学家们已经成功研制出多种布鲁斯特射线防护材料,并在核电站等核能设施中进行应用。
除了布鲁斯特射线防护材料,纳米颗粒增强复合材料也是一种潜力巨大的核反应器辐射防护材料。
该材料通过在基质材料中添加纳米颗粒,可以显著提高材料的密度、硬度和抗辐射性能。
同时,由于纳米颗粒具有较大的比面积,能够增加材料的吸收截面,进一步提高辐射防护性能。
纳米颗粒增强复合材料不仅能够有效阻挡辐射的传播,还具备良好的耐热性和机械性能,适合在高温和高压的核能环境中使用。
此外,碳纳米管材料也被认为是一种有潜力的核反应器辐射防护材料。
碳纳米管具有优异的力学性能和稳定性,能够承受高温和高能辐射环境的考验。
其独特的结构使得碳纳米管可以吸收和散射辐射,起到良好的防护效果。
研究人员通过改变碳纳米管的形状、尺寸和含量,进一步优化辐射防护性能。
然而,碳纳米管的制备和加工技术仍然面临一定的挑战,需要进一步研究和改进。
除了上述所提到的核反应器辐射防护新材料,还有许多其他材料也值得关注。
聚变反应堆输出净功率调查
聚变反应堆输出净功率调查
冯诗齐
【期刊名称】《世界科学》
【年(卷),期】2011(000)006
【摘要】工程师们正在调查由核聚变反应堆产生持续电力的潜力,在未来几十年里希望有一个实验性工厂出现——在英国工程和物理科学研究协会(EPSRC)提供资金的项目中,伦敦大学玛丽皇后学院的研究人员在关注利用发自托卡马克装置的电力——即通过强磁场约束起反应的等离子体。
国际热核聚变实验堆(ITER)财团目前正在法国建造一座托卡马克(受控热核反应装置),
【总页数】1页(P32)
【作者】冯诗齐
【作者单位】
【正文语种】中文
【相关文献】
1.聚变高功率RF技术在非聚变领域的应用 [J], Wihelm,R;华和
2.论纯电阻电路的电源输出功率与电阻的关系——解读电源输出功率随电阻变化的曲线 [J], 冷芬全
3.美自由电子激光器输出功率创新高输出功率14.2kW波长1.61μm [J],
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5.Agilent模块化电源系统提供1200W1U机箱业内最大的输出功率和输出路数——实现性能、功率和售价的最佳组合的灵活的多路输出可编程直流电源系统 [J],
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核聚变能源开发研究及前景
核聚变能源开发研究及前景核聚变,是一种在太阳和恒星中发生的能量释放过程。
它是通过将两个轻质核素结合成一个更重的核素来释放能量。
与核裂变不同,核聚变是一种更清洁、更可靠的能源来源,其燃料是氘和氚,而这两种元素在水和氦气中都十分丰富。
核聚变作为一种能够提供绝对大量能量的技术,一直被人类社会所关注和追求。
通过掌握核聚变技术,我们有望解决目前面临的能源与环境问题。
本文将探讨核聚变能源的开发研究及其前景。
首先,核聚变技术的开发研究已经得到了长期的投入。
国际热核聚变实验堆(ITER)项目是迄今为止最大的核聚变实验设施,由欧洲、美国、中国、日本、韩国等国家共同合作建造。
项目旨在验证并研究聚变科学的可行性和相关技术,为未来商业化核聚变能源提供技术支持。
核聚变的关键挑战之一是如何在高温和高压条件下维持高密度的等离子体。
实验中,磁约束聚变装置(也称为托卡马克装置)用于保持等离子体的稳定状态。
研究人员还在开发新材料,以提高等离子体的容纳量和保持时间。
核聚变技术的研究需要跨学科的合作,涵盖物理学、工程学、材料学、计算机科学等多个领域。
其次,核聚变能源具有广阔的前景和潜力。
与化石燃料相比,核聚变能源无需使用有限的燃料资源,而是依赖于广泛存在的氢同位素氚和氘。
因此,核聚变不仅可以满足人类能源需求,还可以为航天探索和长期太空旅行提供可靠的能源来源。
此外,核聚变能源具有非常低的碳排放,几乎没有放射性废物产生。
相比之下,传统核裂变能源需要处理大量放射性废物,并面临核电站的风险与安全问题。
核聚变能源的开发不仅可以减少对化石燃料的依赖,还有助于减少全球暖化和气候变化的问题。
然而,核聚变技术的商业化仍面临许多挑战。
首先是技术难题。
实现可控的、稳定的核聚变反应是一项复杂而艰巨的任务,需要克服高温、高压等极端条件下的工程和物理问题。
此外,目前的核聚变实验仍需要大规模的设备和高能耗,其经济可行性和成本效益需要在实际应用中得到验证。
另一个挑战是国际合作与知识共享。
核聚变的挑战与发展前景
核聚变的挑战与发展前景核聚变是一种能源产生方式,通过将轻元素融合成重元素释放出巨大能量。
与核裂变不同,核聚变是一种可持续的能源形式,不会产生大量的放射性废料。
由于其巨大的能量潜力和环保特性,核聚变一直被视为解决能源危机的理想选择。
然而,核聚变的发展面临着诸多挑战。
本文将探讨核聚变的挑战,并展望其发展前景。
一、技术挑战核聚变技术的核心挑战在于如何实现可控的高温等离子体,以及如何维持等离子体的稳定状态。
目前,科学家们主要采用磁约束和惯性约束两种方式来实现核聚变反应。
磁约束利用强大的磁场将等离子体约束在磁场中心,而惯性约束则利用激光或粒子束将等离子体压缩至高密度。
然而,无论是磁约束还是惯性约束,都面临着技术难题。
磁约束需要超导磁体来产生强大的磁场,而超导磁体的制造和维护成本高昂;惯性约束则需要高功率激光或粒子束设备,这也是一个技术和经济上的挑战。
二、材料挑战核聚变反应中,高温等离子体对材料的要求非常高。
等离子体的温度可达数亿摄氏度,对材料的热稳定性和辐射抗性提出了极高的要求。
目前,科学家们正在研究和开发适用于核聚变反应的材料,如钨合金、碳纳米管等。
然而,这些材料的研发和应用仍面临着许多挑战,如材料的制备难度、辐射损伤等。
解决材料挑战是实现核聚变商业化的关键之一。
三、经济挑战核聚变技术的研发和建设需要巨大的投资。
目前,全球范围内正在进行核聚变实验的项目有ITER、国际热核聚变实验堆(IFMIF)、国际热核聚变实验堆材料研究设施(IFMIF-DONES)等。
这些项目的建设和运行成本都非常高昂,需要各国政府和国际组织的合作和支持。
此外,核聚变技术的商业化也面临着经济挑战。
虽然核聚变具有巨大的能量潜力,但目前的技术还无法实现经济上的可行性。
因此,如何降低核聚变的成本,提高能源转化效率,是核聚变技术发展的重要课题。
然而,尽管核聚变面临着诸多挑战,但其发展前景依然广阔。
一、清洁能源核聚变是一种清洁能源形式,不会产生大量的二氧化碳和其他污染物。
核聚变装置EAST高可靠性辐射防护控制系统
核聚变装置EAST高可靠性辐射防护控制系统
柴竹新;吴宜灿;刘伯学
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2005(025)001
【摘要】以环境辐射监测网、门禁系统、核聚变运行控制系统、屏蔽门拖动系统、厅内γ探测系统等设施为测控和通讯对象,研制了以单片机为核心的系统硬件、软
件(菜单)和状态机,确保人在任何情况下都不会误入高辐射区,并实时制止其他辐射
泄漏的发生.设计了一种硬件三冗余容错方法,在一块电路板故障时,无须诊断电路,系统输出变量仍正确或至少是安全的.
【总页数】5页(P28-31,43)
【作者】柴竹新;吴宜灿;刘伯学
【作者单位】中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥,230031;中国科学院等离
子体物理研究所,安徽合肥,230031;防化研究院,北京1044信箱200,102205
【正文语种】中文
【中图分类】TL811
【相关文献】
1."EAST超导托卡马克核聚变实验装置"的运行管理 [J], 储慧;赵君煜
2.大科学工程:在探索与造物之间——以中国EAST托卡马克核聚变装置的建造为
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3.核聚变实验装置HT-7U一维及二维辐射防护设计研究 [J], 黄群英;陈朝斌;吴宜
灿
4."人造太阳"EAST核聚变装置品牌规划 [J], 傅培松
5.以探索无限而清洁的核聚变能源为目标的EAST超导托卡马克装置 [J], 李斌;杨文婷;
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科技部基础研究司关于发布国际热核聚变实验堆计划专项2011年度国内研究项目申报指南的通知
科技部基础研究司关于发布国际热核聚变实验堆计划专项2011年度国内研究项目申报指南的通知文章属性•【制定机关】科学技术部•【公布日期】2011.07.05•【文号】国科基函[2011]18号•【施行日期】2011.07.05•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】基础研究与科研基地正文科技部基础研究司关于发布国际热核聚变实验堆计划专项2011年度国内研究项目申报指南的通知(国科基函〔2011〕18号)各省、自治区、直辖市、计划单列市科技厅(委、局),新疆生产建设兵团科技局,国务院各有关部门科技司:根据磁约束聚变能发展研究专项总体工作安排,科技部将继续部署国际热核聚变实验堆(ITER)计划专项2011年度国内研究项目。
现将申报指南和申报要求(见附件1)予以公布,请你们根据申报指南组织项目,并按照格式要求填写项目申请书。
其中“磁约束聚变数值模拟与理论研究”和“核聚变堆关键材料的辐照损伤机理的基础研究”方向按附件2格式填写课题申请书。
受理日期为8月15日8:00至8月19日17:00,逾期不予受理。
请申报单位在受理期内将项目申请书一式15份(1份为签字盖章原件,其它为复印件)和申请书电子版(光盘)报送至科技部中国国际核聚变能源计划执行中心。
联系人:杨长春傅小锋电话:010-68588309 58881511传真:010-68588276 58881589电子邮件:*****************附件:1. ITER计划专项2011年度国内研究项目申报指南和申报要求2. 课题申请书格式科技部基础研究司二O一一年七月五日附件1:关于ITER计划专项2011年度国内研究项目申报指南和申报要求一、项目指南1. EAST关键物理诊断及实验基础平台发展关键物理参数分布的诊断,包括电子/离子密度和温度、辐射功率、主要杂质密度、电流密度、高能电子和离子、等离子体旋转、中性粒子等剖面分布参数的诊断,移植、二次开发国际上已发展成熟的等离子体平衡、加热/电流驱动和输运程序使之适用于EAST,将两者结合获得自洽的、完整的各种等离子体动理学参数在磁面上的剖面分布信息。
EAST上辐射量热诊断系统建立及初步实验研究的开题报告
EAST上辐射量热诊断系统建立及初步实验研究的开题报告一、研究背景核聚变是人类所追求的清洁、安全、可持续能源之一,而作为全球最大的聚变研究实验装置的 EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)于2006年正式开工建设,是中国聚变领域最为重要的实验平台之一。
为了确保 EAST 设施运行的安全可靠,需要对其进行真实可靠的辐射量热监测和评价。
目前,国内外大多数聚变设施采用的是钨丝探头的间接监测手段,因为其装置简单,易于运行,但该方法只能反映局部的温度变化,难以全局性地反应聚变过程中的辐射量和热特性。
为了更加准确地了解 EAST 设施的运行状况,需要建立一种直接监测辐射量和热的方法,因此,本文拟通过 EAST 上辐射量热诊断系统实验开展研究。
二、研究内容为了提高 EAST 设施的可靠性和安全性,本研究拟建立 EAST 上的辐射量热诊断系统,并进行辐射量和热的实时监测和评估。
具体研究内容包括:1. 设计和制作辐射量热探头为了实现辐射量和热的实时监测,需要设计和制作辐射量热探头,其中辐射量探头用于监测 EAST 设施中的 gamma 射线辐射,热探头用于监测设施中的温度变化。
探头应具有高灵敏度、高精度和高稳定性等特点。
此外,探头的制作要尽可能采用无损检测的方式,以确保探头的质量和可靠性。
2. 搭建实验平台搭建 EAST 上的辐射量热诊断系统实验平台,该平台包括辐射量热探头、数据采集系统、控制系统和数据处理系统等。
控制系统和数据处理系统是对平台进行实时控制和数据处理的核心,需要保证数据采集的准确性和实时性。
3. 实验研究利用搭建的实验平台进行 EAST 设施的辐射量和热试验研究,首先进行探头的校准和实验数据的采集和处理,然后对辐射量和热特性进行研究和评估。
通过对实验数据的分析和处理,可以了解 EAST 设施运行中存在的问题,提出相应的解决措施。
三、研究意义和预期成果本研究建立 EAST 上的辐射量热诊断系统,可以实现对 EAST 设施的全局辐射量和热变化的实时监测和评价,从而为 EAST 设施的安全运行提供科学依据。
核聚变反应堆的材料选择研究
核聚变反应堆的材料选择研究在追求清洁能源的道路上,核聚变一直被寄予厚望。
与传统的核裂变相比,核聚变具有燃料丰富、放射性废物少、安全性高等显著优势。
然而,要实现可控核聚变并将其应用于实际能源生产,面临着诸多技术挑战,其中材料的选择就是关键问题之一。
核聚变反应堆内部的环境极其恶劣,需要材料能够承受高温、高辐射、高压力以及强磁场等极端条件。
首先,高温是材料面临的首要挑战。
在核聚变反应中,等离子体的温度可高达数千万摄氏度,这要求反应堆内的结构材料具有极高的熔点和良好的高温稳定性。
目前,一些难熔金属如钨、钼等因其出色的耐高温性能而受到关注。
钨的熔点高达 3422 摄氏度,是所有金属中熔点最高的,但其在高温下的脆化问题需要解决。
钼的熔点也较高,并且具有较好的韧性,但在高温下容易氧化。
高辐射也是材料必须经受的考验。
核聚变过程中产生的高能中子和带电粒子会对材料的原子结构造成损伤,导致材料的性能逐渐劣化。
这种辐射损伤会引起材料的硬化、脆化、肿胀等问题,严重影响材料的使用寿命。
为了减轻辐射损伤,研究人员正在探索具有良好抗辐射性能的材料,如碳化硅、钨合金等。
碳化硅具有优异的热稳定性和抗辐射性能,但其脆性较大,限制了其在一些关键部位的应用。
高压力同样对材料提出了严格要求。
在核聚变反应堆中,等离子体的压力巨大,需要材料具备足够的强度和抗压能力。
高强度的金属材料如不锈钢、钛合金等在一定程度上能够满足要求,但它们在高温和辐射环境下的性能变化仍需进一步研究。
强磁场环境也给材料选择带来了困难。
超导材料在产生强磁场方面起着关键作用,但目前常用的超导材料如铌钛合金和铌锡合金在低温下的性能稳定性和机械强度还有待提高。
除了上述极端条件,材料还需要具备良好的热导率,以便有效地将热量传递出去,避免局部过热。
同时,材料的化学稳定性也至关重要,要能在复杂的化学环境中保持稳定,不与其他物质发生反应。
在核聚变反应堆的不同部位,对材料的要求也有所差异。
国际核聚变研究开发的现状和发展趋势_希物
国际核聚变研究开发的现状和发展趋势_希物目前国际核聚变研究开发正处于高度重要的阶段,核聚变被视为实现清洁、可持续能源的最有前途的途径之一、本文将就国际核聚变研究开发的现状和发展趋势进行详细阐述。
目前,国际核聚变研究开发主要集中在以下两个方面:国际热核聚变实验反应堆(ITER)和其他国内外的小型核聚变研究项目。
ITER是一个国际合作项目,旨在设计和建造一台能够证明核聚变在商业上可行的装置。
ITER计划于2025年开始运行。
该实验反应堆的目标是构建一个可控、稳定的聚变设备,并实现聚变反应释放比吸收能量更多的能量。
ITER计划采用“磁约束聚变”的方法,通过强大的磁场将带电粒子限制在容器中,并加热到高温达到核聚变所需的能量。
除了ITER项目,许多国内外科学家和研究机构也在进行小型核聚变研究项目。
这些项目主要集中在研究和发展新的核聚变装置和技术,以提高核聚变的效率。
例如,美国的国家点火装置(NIF)致力于研究惯性约束聚变(ICF),该方法通过将聚变材料加速并使其碰撞以产生足够的温度和压力来实现核聚变。
与此同时,其他国家也在进行类似的小型核聚变研究项目。
例如,中国的“HT-7U”装置和韩国的“Superconducting Tokamak Advanced Research”装置,都在寻找更先进的磁约束聚变方法和设备。
1.新材料和技术的应用:新材料和技术的应用将促进核聚变研究和开发的进一步发展。
例如,超导技术可以提供更强大的磁场,从而实现更稳定和高效的聚变反应。
2.国际合作与资源共享:国际核聚变研究是一个困难而复杂的过程,需要大量的人力、物力和财力投入。
因此,在国际间合作和资源共享将成为未来发展的重要趋势,以加快核聚变技术的进一步研究和开发。
3.商业化的探索:随着核聚变研究的不断进展,一些私营企业开始将目光投向商业化领域。
这些企业希望将核聚变技术应用于实际的发电设施,并取得经济效益。
尽管核聚变技术商业化仍面临许多挑战,但这是未来的一个有前途的发展方向。
核科学研究中的聚变环境下材料处理与监测
核科学研究中的聚变环境下材料处理与监测引言:核科学研究在人类的科技进步和能源发展中起着至关重要的作用。
其中,聚变是一种潜在的清洁、高效、可持续的能源来源。
然而,聚变环境的高温、高能流和辐射对材料造成巨大压力,因此材料处理和监测在核科学研究中显得尤为重要。
本文将深入探讨聚变环境下材料处理与监测的挑战和研究进展。
一、聚变环境下材料处理的挑战在聚变环境中,材料面临着高温、高能流和辐射的挑战。
首先,聚变反应所需的高温(数百万摄氏度)使得材料遇到了高温膨胀、相变和氧化等问题。
其次,高能流导致材料受到冲击和磨损。
最后,辐射会损伤材料的晶体结构和力学性能。
这些挑战给材料处理带来了巨大的压力,需要寻找新的材料和加工方法以提高耐温、辐射和磨损性能。
二、聚变环境下材料的筛选与设计为了应对聚变环境的挑战,科研人员致力于寻找新的材料和设计新的结构。
首先,强度和耐热性是选择材料的关键指标。
高强度材料可以抵抗高能流和冲击,而耐热性可以保证材料在高温环境下的稳定性。
同时,辐射抗性也是材料选择的重要考虑因素。
科学家们研究了各种金属合金、陶瓷材料和复合材料,并进行了大量的实验和计算模拟来评估它们的适用性。
另外,设计新的结构对于提高材料性能同样起着重要的作用。
例如,液态金属冷却材料能够承受更高的温度,可以用于提高材料的耐热性。
纳米颗粒的加入可以增加材料的硬度和韧性,从而增加材料的耐磨性。
通过合理设计材料的微观结构,可以提高材料的整体性能。
三、聚变环境下材料监测的方法与技术聚变环境下,材料的监测是确保运行安全和延长材料寿命的重要手段。
常见的监测方法包括无损检测、传感器监测和材料退化分析。
无损检测是一种非破坏性的检测方法,可以通过声波、磁场、电磁波等手段,对材料进行缺陷和损伤的检测。
传感器监测可以实时监测材料的温度、应力、磨损等参数,以及环境的辐射和等离子体参数。
材料退化分析可以通过分析材料的结构和化学成分的变化,评估材料的性能退化情况。
核聚变技术在能源领域的研究与应用
核聚变技术在能源领域的研究与应用第一章介绍核聚变技术的概念和原理核聚变技术是一种利用两个轻原子核融合成一个重原子核的过程,其释放出的能量可用于生产电力和其他形式的能源。
与核裂变技术不同,核聚变过程不产生放射性废物,且燃料可广泛获取。
因此,核聚变被视为一种可持续、清洁的能源解决方案。
第二章研究核聚变技术的国际机构目前,全球范围内有多个机构在推动核聚变技术的研究与发展。
1.国际热核聚变实验堆(ITER)ITER是一个由欧洲联盟、日本、韩国、美国、俄罗斯、中国和印度等国家组成的国际合作项目。
计划在法国建设一个核聚变实验堆,旨在验证核聚变技术的可行性。
ITER计划以通过20亿摄氏度的等离子体实现高效率能量产生。
2.美国国家聚变能科学实验(NSTX-U)NSTX-U是美国普林斯顿等离子体物理实验室的一个项目。
它的目标是研究并解决聚变能的科学和技术难题,为未来商业化聚变电力站的建设提供依据。
3.国际热聚变实验堆(IFMIF)IFMIF是一个欧洲与日本合作的项目,旨在研究和开发用于材料研究的中子源。
该中子源可用来测试材料的耐久性,以应对长期暴露在高温和中子辐射环境下的聚变反应堆。
第三章核聚变能源的应用前景1.清洁能源替代品核聚变技术可为我们提供高效、清洁的能源替代品,以减少对化石燃料的依赖,并降低碳排放。
与现有的化石燃料发电方式相比,核聚变反应只会产生水蒸气,几乎不会产生任何有害气体。
2.可持续发展核聚变技术使用的燃料主要是氘和氚,这两种燃料可以在海水、地下水等自然资源中广泛获取。
因此,核聚变技术具有可持续发展的优势,不会像现有的能源生产方式那样依赖有限资源。
3.能源供应稳定性核聚变技术可以为我们提供稳定的能源供应。
相比于可再生能源如太阳能和风能,核聚变技术可以在全天候、全年长效地稳定产生能源,从而满足人们对电力的持续需求。
第四章核聚变技术面临的挑战与解决方案1.能量密度目前,核聚变技术的主要挑战之一是实现足够高的能量密度,以满足现代社会的需求。
国际热核聚变研究计划
国际热核聚变研究计划
LuisMiguelAriza;郑忆石;冉隆华
【期刊名称】《科学(中文版)》
【年(卷),期】2000(000)006
【摘要】国际热核聚变实验反应堆的科学家们依然决心采取核聚变的下一个步骤。
【总页数】3页(P64-66)
【作者】LuisMiguelAriza;郑忆石;冉隆华
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TL4
【相关文献】
1.全国人民代表大会常务委员会关于批准《联合实施国际热核聚变实验堆计划建立国际聚变能组织的协定》、《联合实施国际热核聚变实验堆计划国际聚变能组织特权和豁免协定》的决定 [J],
2.联合实施国际热核聚变实验堆计划国际聚变能组织特权和豁免协定(中译本)[J],
3.国际热核聚变实验堆校正场底部线圈绝缘法兰电性能研究 [J], 信纪军; 戴文华;
杜双松; 王琳; 卫靖
4.国际热核聚变实验堆朗缪尔探针用高纯氧化铝陶瓷的制备 [J], 刘春佳;刘翔;练友运;宋久鹏;赵伟
5.自动焊在国际热核聚变试验堆LCTS管组安装中的应用 [J], 房云龙;马晓锋;刘丽丽;陈远庭;武海燕
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蠕变/疲劳试验:原位蠕变和疲劳实验清楚地表明,辐照和机械负荷不能同时由常规辐照模拟。结果表明,常规PIE高估了辐照对元器件的使用寿命的影响,因此这种做法过于保守。理论上讲这样也是合理的,在辐照后的测试中辐射硬化效果是强于原位条件下辐照退火缺陷。原位研究需要进一步研究IASCC现象。因此,需要对此类现象的研究而开发专用原位测试设备进行现场测试。
低温原位辐照:
预期在未来十年内低温辐照装置将会广泛使用,但如今缺缺乏该装置。如果IFMIF能开发大部分超低通量区(温度在4K—200K)的材料辐射性质,那将是非常有用的。灵活的低温辐照装置将用于实验超导磁体材料、高分子绝缘等的照射。可以预见,各种超导材料的物理性质实验以及其他测试,例如在磁稳态材料的电阻率(通常是铜或铝)等将会进行原位实验。IFMIF测试辐照后材料的低温传导性能将也是一个不可或缺的功能。
[2]Kuo Tian, Dirk Eilert, Tobias Heupel, Thomas Ihli, Karlheinz Lang, Martin Mittwollen, Anton Moeslang, Nicola Scheel, Erwin Stratmanns,IFMIF target and test cell—Conceptual designs, boundary condition definitions and current status of preliminary engineering design Original Research Article,Fusion Engineering and Design, Volume 85, Issues 10–12,(December 2010, Pages 2282-2287)
IFMIF的建设准备工作按预期已经在2006年开始,尽管发挥其实际的测试功能至少被排在2017年之后。其中有两个平行的氘核加速器,产生的氘核粒子束撞击锂元素标靶,反应后产生大量高能中子来照射样本材料和被测试成分。该装置可以通过在适当的周期内(几年)产生大量且能量适中的中子来模拟未来商业聚变反应堆中材料受照射情况,从而可以测试在极端情况下材料的长期行为。
因此,IFMIF应开发一个类似于ASME压力容器规范设计代码的聚变材料数据库,未来的聚变装置将会应用数据库中的材料性质数据。数据库中也将包含材料在辐照前和辐照后的性能对比等。IFMIF开发的聚变材料数据将应用于以下几个方面:
1.根据材料辐照特性开发相关工程数据库。
2.
3.修正和校准裂变堆辐照和其他的轻重离子仿真实验产生的数据。
锂靶部分由两部分组成。一部分是靶本身,该部分必须呈现稳定的锂射线束,以便于氘核撞击后产生中子。第二部分是锂循环,该循环消除靶组件中氘粒子束的热沉积。锂循环可以保持锂的高纯度以满足辐射安全,还能最大限度的减少热锂流对循环系统结构材料的腐蚀。
加速器系统是IFMIF的核心部分,每个约长50,产生的粒子束旋转90度后几乎重叠,共同射向锂靶。IFMIF要求250mA的氘粒子束,因此两个平行加速器分别产生125mA、40MeV的粒子束通过90度的转向而重叠产生250mA的氘粒子束。这种技术的优势在于不仅保留了射频直线加速器技术的当前功能,并且能允许在其中一个加速器出状况的情况下另一台125mA的加速器仍能正常运行,因此可以方便维修与更换部件。每个125mA的加速器有足够的降额,但不能升级,若要升级则需提供新的模块。
陶瓷增殖器:
大多数聚变包层的设计都利用了运行中持续不断的氚再生(回收)recovery。在照射下,其辐照特性、机械完整性和热性能等变化会导致氚释放性能的退化degradation of tritium release performance。原位氚回收实验得出材料的预期寿命,随后进行PIE照射耐久性评估,材料通过评估将应用于DEMO聚变堆中。另外,其聚变增殖包层设计将用到陶瓷增殖器。水分(HTO或H2O)对陶瓷增殖器的辐照行为有很大影响,特别是其中Li2O和材料性能。因此,耐辐照性测试采用气体。因此,所有的辐照试验、原位氚回收测试和PIE照射耐久性评估评价;热性能和相容性等原位实验中环境中的水含量和样品的温度皆由鼓风和温度控制系统控制。(例如,间隙气体控制等)。
由于RIC现象和RIED现象将会增加介电耗损,并且关于陶瓷的介电特性和剂量在不同温度下的关系也只有相当有限的可靠数据,所以绝缘陶瓷的介电耗损原位实验同样有很重要的意义。除此之外,有一些受照射陶瓷有可能在常温储存下产生点退火缺陷,这会导致照射末期测量的介电损耗较低。原位测量的陶瓷绝缘体的热导也会因为受照后的点退火缺陷降低。在测量介电特性和热传导性的测量方法上,低温输运系统可以代替原位测量,并起到更好的效果。低温输运系统中,样品受照后迅速拿出测试室并放入低温储存装置中储存至可以测量。这样便可以避免点退火缺陷。
辐照中可以测量光纤或窗口材料的发光现象。另一方面,可以在照射后检测到光吸收的辐射损伤。然而,光吸收会发生在低剂量区。因此,原位实验中的光学诊断材料对于确定它们的光学性质是有益的。在上述电特性的情况下也是同样。
最后一类原位测试涉及到样机组件的照射。(例如,电磁线圈连接到长脉冲集成)很明显,低和非常低通量的测试室区域测量需很灵活,这样才能适应各种各样样机测试组件的预期几何形状和其他不可预见的原位实验。
IFMIF可以测得特殊材料的活化特性和放射特性等数据,并将数据分析后用于材料的安全、维修、回收、退役和废物处理系统中。
聚变所用材料广泛且复杂,例如放射环境相当严峻的第一壁和包层处的结构材料,这也是聚变商用化在经济性和科技性上所遇到的最大难题;包层必须满足辐射屏蔽和氚增殖以及热能转换等功能;瓷绝缘子和光学材料在聚变等离子体的加热、控制和诊断上是必不可少的;还有偏滤器和超导磁体等等。
而瓷增殖器的微结构变化(Li2O)取决于温度和温度梯度将会影响氚释放行为和耐辐照性。因此,氚释放和耐辐照性测试将会有两种样品类型。即1)照射温度控制在不同温度下的标本,条件是温度分布相当平缓2)具有较大的温度梯度的标本。为测试结构材料的相容性,样品的辐照温度应控制在某种程度上,以获得各种包层设计的兼容性数据。
表1中显示了不同成分的包层和结构材料在IFMIF中高通量区进行实验时所需施加的剂量和温度实验参数。
表2-陶瓷增殖器样品测试
表2中显示了陶瓷氚增殖器中不同类型的样子所需要不同尺寸、温度和实验项目等实验参数。
表3-DEMO和ITER第一壁不同材料的dpa
表3中显示了第一壁在两个聚变堆中用不同材料时的dpa参数。
原位实验((In-situExperiment)
原位实验需要建立一个材料设计数据库,在某些情况下必须保证材料数据测量的正确性。然而,由于IFMIF中高通量区高通量区的原位实验仪器太占体积,因此只有一小部分原位实验是为结构材料设计的。(例如,蠕变/疲劳实验和辐射影响的应力腐蚀开裂IASCC)。对于其他材料都要进行原位实验,特别是瓷增殖器、瓷绝缘子、射频窗口和诊断材料(光纤电缆、窗口、电磁线圈等)。对于所能预见的原位实验,以下进一步说明:
1.该调研报告对IFMIF的总体设计、设施布局、功能用途以及原理有简要的介绍。对其功能和建成后将做的实验做了一个比较详细的介绍,并详细介绍了部分辐照相关的参数。
2.
3.对IFMIF建成所遇到的理论困难以及工程建设所遇到的诸多问题并未给出详细的介绍和解答,也并未给出工程设计的参数。
4.
5.在其功能介绍前并未介绍IFMIF内的装置布局和用途等特点,比如测试室的高通量区等区域的特点。
陶瓷绝缘子:
近期的研究表明,在外加电场的情况下,陶瓷绝缘体受辐照有可能使其电阻率下降,该现象被称为辐射感应电气降解(RIED)。而陶瓷绝缘子在辐照过程中没有的辐射诱导电阻率(RIC)在辐照后产生了。因此,绝缘陶瓷的电阻率的原位实验需要测试样品的RIC和RIED,以及辐射诱导电力等其他电现象。尽管辐照后可以检测到RIED现象,但为诱导该现象则必须在照射过程中对样品外加一个持续电场。液态金属自冷增殖包层上涂有一层薄的绝缘涂层,RIED现象对电势梯度的为100kv/m薄绝缘涂层有很重要的价值。
该项目由欧盟、日本、俄罗斯及美国等共同参与的能源领域的最大国际合作项目之一,同时也是聚变领域最重要的两个国际合作项目之一(另外一个是ITER)。
3.
4.
图1——总体3维视图
如图1所示,IMFIF由几个部分组成:加速器、靶、测试室和电力系统等。其中加速器、锂循环系统和处理系统都位于地面之下,主要的电力系统和热室等设施在地面上。
IFMIF也具备电子回旋加热系统(Electron Cyclotron Heating—ECH)在低温下的选择窗口进行材料辐照的窗口选择功能。它并不是要像ECH绝缘子(或为了防止照射后点退火缺陷而利用冷冻传输系统的介电特性那样进行原位测量。
总结与展望
8.
9.
本文对IFMIF的调研有一些针对性也有许多不足,下面将指出。
信息资源类型:调研报告
国际热核聚变材料辐射装置- IFMIF
李天鹞
中国科学院核能安全技术研究
1.
2.
The International Fusion Materials Irradiation Facility(国际热核聚变材料辐射装置),IFMIF,是一个用于测试聚变用材料的装置,其目的是测试核聚变反应堆所用材料的可行性。
运行过程:氘核进入加速器——加速器加速氘核——高速氘核轰击液态锂靶——产生高能中子——中子流进入测试室——高能中子流辐照材料——测试材料辐射性质
图2-总体一维图
5.
6.
IFMIF实验的首要任务是开发聚变材料数据来确定材料能否适用于整个堆芯寿期。同时,IFMIF产生的实验数据也可以作为其他裂变堆和加速器实验装置的验证标准并可用于校准其数据。
表4-氦冷却剂参数
7.
实验类型
封装实验PIE
封装实验大多数是为了测试高通量区结构材料。为避免测试室冷却剂的污染,大多数实验样品分别封装起来。每个样品尺寸取决于包装壁和样品本身的最大温差,该最大温差不能超过10°C。0