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聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究 被引量：8
1
作者 徐红 杨永伟 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期97-102,共6页
研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计... 研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。 展开更多
关键词 聚变-裂变混合堆 水冷包层 核燃料 中子物理性能
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CLAM用作超临界水冷包层第一壁结构材料的热与应力性能分析 被引量：1
2
作者 党春辉 匡波 魏婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期273-279,共7页
在聚变堆超临界水冷固态增殖包层第一壁的运行工况下,采用数值方法对采用中国低活化马氏体钢(CLAM)作为结构材料的第一壁进行单向流固耦合分析,为超临界水冷实验包层模块(TBM)的热工设计提供借鉴。分别采用CLAM和F82H作为第一壁结构材料... 在聚变堆超临界水冷固态增殖包层第一壁的运行工况下,采用数值方法对采用中国低活化马氏体钢(CLAM)作为结构材料的第一壁进行单向流固耦合分析,为超临界水冷实验包层模块(TBM)的热工设计提供借鉴。分别采用CLAM和F82H作为第一壁结构材料,对比温度场和应力场,并考察不同冷却管道形状(矩形和圆形)、不同冷却管道直径和最小壁厚对第一壁温度场和应力场的影响。结果表明:CLAM的最高温度及最大应力均高于F82H的;采用CLAM作为结构材料时,矩形冷却管道的角域的换热得到了增强,但同时也造成了应力集中,第一壁设计时应综合权衡;增大冷却管道直径和减小最小壁厚均有利于换热。 展开更多
关键词 超临界水冷包层 中国低活化马氏体钢 第一壁 热与应力性能
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一种基于温控机制的PWR水冷包层TBR优化方法
3
作者 邱阳 姚达毛 +2 位作者 张杰 刘常乐 高翔 《核聚变与等离子体物理》 CSCD 北大核心 2017年第4期475-481,共7页
根据DEMO情形下的堆芯和包层设计参数,基于包层产氚及热工的温度控制要求,研究了一种适合PWR水冷包层设计的氚增殖率(TBR)优化方法。利用中子学及有限元方法,建立了包层2维分析模型,计算了包层能量增益因子,并基于该因子计算了包层的总... 根据DEMO情形下的堆芯和包层设计参数,基于包层产氚及热工的温度控制要求,研究了一种适合PWR水冷包层设计的氚增殖率(TBR)优化方法。利用中子学及有限元方法,建立了包层2维分析模型,计算了包层能量增益因子,并基于该因子计算了包层的总能量沉积。研究了包层结构参数变化时局部TBR的分布特点。重点基于温控方法研究了包层结构参数的变化与TBR之间的内在联系,获得了包层局部TBR达到最佳值的结构参数理论参考值。 展开更多
关键词 TBR优化 温控机制 PWR 水冷包层 DEMO
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水冷氚增殖包层的中子学模拟
4
作者 刘辰 曹学武 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期64-68,共5页
建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库——FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果。再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟。分析模拟结果表... 建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库——FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果。再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟。分析模拟结果表明,选择FENDL3.0作为水冷增殖包层三维中子学模拟的数据库;水冷增殖包层一维中子学模拟优先考虑柱壳模型模拟;水冷氚增殖包层的三维中子学模拟所得氚增殖率TBR能满足氚自持要求;而且外包层的TBR贡献是主要的。 展开更多
关键词 水冷氚增殖包层 TBR 中子学模拟
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水冷包层试验段设计与流动特性研究
5
作者 廖世梁 曹学武 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期254-259,共6页
针对水冷包层子模块并行通道的流量分配对热量导出的影响,以水冷包层子模块第一壁为研究对象,对其并行通道试验段的模化设计与流量分配特性展开了研究。采用模化方法对第一壁的结构进行设计,得出试验段相关参数。采用计算流体力学(CFD)... 针对水冷包层子模块并行通道的流量分配对热量导出的影响,以水冷包层子模块第一壁为研究对象,对其并行通道试验段的模化设计与流量分配特性展开了研究。采用模化方法对第一壁的结构进行设计,得出试验段相关参数。采用计算流体力学(CFD)的方法对模化设计的试验段进行数值模拟,并分析其流动状态。将结果与原型结构下的流动特性参数进行比较,验证了采用模化方法得到的试验段参数可以有效反映水冷包层子模块第一壁的流动特点,为试验装置的搭建提供参考。 展开更多
关键词 水冷包层 第一壁 模化分析 流动特性
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基于压水堆工况下CFETR水冷包层的增殖区破口事故初步分析 被引量：1
6
作者 杨枭 赵平辉 +3 位作者 葛志浩 李远杰 聂星辰 刘佳明 《中国科学技术大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第6期479-484,共6页
中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)是一个类ITER的聚变实验堆.基于压水堆工况下的水冷包层是其包层设计的一种.使用RELAP5/MOD3.4对压水堆工况下的CFETR水冷包层做了增殖区破口事故的初步分析,详细... 中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)是一个类ITER的聚变实验堆.基于压水堆工况下的水冷包层是其包层设计的一种.使用RELAP5/MOD3.4对压水堆工况下的CFETR水冷包层做了增殖区破口事故的初步分析,详细描述了其事故进程并对事故结果做了简要分析.根据计算结果,CFETR水冷包层在事故中并没有发生面向等离子体第一壁熔化或氢气产量超过限值的情况.由于安全阀的存在,破口后冷却剂可以进入真空室.这使得包层的整体性得到了保障.此外由于真空室体积巨大,破口后其压力最终值也在安全阈值之下. 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 水冷包层 压水堆工况 RELAP5/MOD3.4 增殖区破口事故
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超临界压力水冷包层方案第一壁的热与应力分析
7
作者 魏婷 匡波 侯东 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期1-9,共9页
针对超临界水冷包层中第一壁的运行工况,利用数值计算软件ANSYS中CFX和Workbench两个模块对第一壁结构中的固体域和流体域进行数值分析研究。对比矩形管道和圆形管道内传热及热应力分布发现,矩形管道四个角域强化了壁面流体和主流流体... 针对超临界水冷包层中第一壁的运行工况,利用数值计算软件ANSYS中CFX和Workbench两个模块对第一壁结构中的固体域和流体域进行数值分析研究。对比矩形管道和圆形管道内传热及热应力分布发现,矩形管道四个角域强化了壁面流体和主流流体的动量和热量的交换,使传热性能优于圆形管道,而四个角域的存在也造成了该处的应力集中,使结构材料的最大应力明显高于圆形管道。进一步研究冷却剂流向和冷却管道几何结构参数对第一壁结构温度场和应力场的影响发现,在ITER运行工况下,冷却剂流向影响很小,增大冷却管道直径和减小冷却管道最小壁厚均能改善第一壁结构材料中的最高温度,而这两个几何结构参数对第一壁应力的影响较为复杂。 展开更多
关键词 超临界水冷包层 第一壁 热与应力分析
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水冷陶瓷增殖剂包层氚输运分析
8
作者 张兵 赵雪丽 +1 位作者 马学斌 刘松林 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期301-308,共8页
基于2015版本中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)包层模块设计特点,建立详细的氚输运分析模型,对不同包层模块(包括不同的增殖区)、载氚气回路、冷却剂回路和蒸汽发生器中的氚输运进行分析。结果表明不同包层模块氚的浓度... 基于2015版本中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)包层模块设计特点,建立详细的氚输运分析模型,对不同包层模块(包括不同的增殖区)、载氚气回路、冷却剂回路和蒸汽发生器中的氚输运进行分析。结果表明不同包层模块氚的浓度、渗透量、滞留量均不同,全堆所有包层模块增殖区中氚的滞留量为6.62×10-2g,结构材料中氚滞留量为2.01g,载氚气和冷却剂回路中氚滞留量分别为4.03×10-4g和0.19g,氚通过蒸汽发生器的渗透量为20mg·y-1,冷却剂回路中氚渗透到管道外的量为0.1mg·y-1。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 水冷陶瓷增殖剂包层 氚分析
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CFETR固态水冷包层增殖材料对TBR与核热沉积影响的初步分析 被引量：1
9
作者 田英男 陈义学 +1 位作者 马续波 刘松林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期619-624,共6页
中国聚变工程实验堆(CFETR)是正在设计的聚变反应堆。利用蒙特卡罗粒子输运模拟程序MCNP,针对初步设计的以正硅酸锂(Li4SiO4)和钛酸锂(Li2TiO3)为增殖材料的两种固态水冷包层中子学特性进行了计算和分析。通过对不同模型包层氚增殖比、... 中国聚变工程实验堆(CFETR)是正在设计的聚变反应堆。利用蒙特卡罗粒子输运模拟程序MCNP,针对初步设计的以正硅酸锂(Li4SiO4)和钛酸锂(Li2TiO3)为增殖材料的两种固态水冷包层中子学特性进行了计算和分析。通过对不同模型包层氚增殖比、中子壁负载和核热沉积的计算结果的对比分析可知,包层材料和其设计是影响包层中子学性能的主要因素之一。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 固态水冷包层 中子学性能分析
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