聚变堆

摘要： 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.

摘要： 为测量聚变堆固态氚增殖剂堆内辐照氚增殖剂的产氚速率,除用常规电离室之外,本研究建立了Ne载气的高精度气相色谱在线检测分析方法,通过测量产氚回路中的氦产生量,验证系统中产生的氚量,从而为聚变堆固态包层产氚包层增殖剂材料辐照产氚性能提供一种新的产氚速率测量验证方法。本工作通过研制含有三个检测器、五个色谱柱的气相色谱分析系统,建立了Ne中微量^(4)He、H_(2)及杂质组分的色谱检测分析方法,并完成了实时在线检测的验证实验。结果表明,研发的色谱分析系统可实现高纯Ne中^(4)He、H_(2)及杂质组分的检测分析,H_(2)、^(4)He检测限可分别达到1.0×10^(-6)、5.9×10^(-6),各组分含量及峰面积的相对标准偏差(s_(r))均小于5.0%(n=6),线性相关系数(r^(2))均大于0.99,说明检测方法重复性好。根据Ne中多组分气体的在线检测验证实验可知,单时段和多时段内的测量重复性均较好,可为辐照产氚考核系统中的产氚速率验证提供分析手段,进而为正式入堆得到辐照数据和氚衡算提供技术支持。

摘要： 本文以中国聚变工程试验堆(CFETR)的氦冷固态包层和水冷固态包层为研究对象,基于蒙特卡罗程序MCNP和计算流体力学程序FLUENT,利用3D-1D-2D耦合方法和伪材料方法,分别对200 MW的氦冷固态包层和水冷固态包层及1.5 GW的水冷固态包层方案进行了核热耦合计算分析。研究结果表明,金属铍的热散射效应和轻水密度是聚变包层核热耦合效应的主要来源,核热耦合效应对氦冷固态包层的影响可忽略,对水冷固态包层的氚增殖比和温度分布有一定程度的影响。

摘要： 【英国托卡马克能源公司网站2022年3月10日报道】英国托卡马克能源公司(Tokamak Energy)近日宣布,其原型聚变堆ST40已实现1亿°C等离子体温度。这是太阳中心温度的7倍,并且是实现受控核聚变必须达到的温度。这是球形托卡马克装置首次实现这一重要里程碑。托卡马克能源公司主要开展球形托卡马克研究,因为在同一磁场强度下,球形托卡马克装置产生的等离子体压力比传统托卡马克装置高得多,即球形托卡马克的效率更高。

摘要： 以V-(4-5)Cr-(4-5)Ti合金为代表的钒合金具有高温性能优异、抗辐照肿胀性能好、中子辐照活化性低等诸多优点,被视为先进核聚变反应堆最有潜力的候选包层结构材料之一.然而,钒合金在较高温度下的氧化腐蚀及吸氧脆化问题仍是目前制约其实际应用和长寿命服役的重要因素.因此,提升钒合金的抗高温氧化腐蚀性能,对于提高其服役温度、延长其服役寿命以及拓宽其应用领域均具有重要意义.本文综述了国内外有关提升钒合金抗高温氧化腐蚀性能的三种主要方案,即添加抗氧化性元素、应用扩散型涂层和包覆型涂层,并对这些方案的主要特点、应用实例以及存在的问题进行了分析和讨论.上述三种方案中,包覆型涂层由于可以将钒合金基体和服役环境完全隔离,因而具备更大的应用潜力.根据钒合金的应用特点,对先进包覆型抗氧化腐蚀涂层的发展趋势和技术需求进行了展望,以期为钒合金抗高温氧化腐蚀研究工作的深入开展提供借鉴.

摘要： V-Cr-Ti合金具有低活化性、高热传导率、高蠕变强度、低热膨胀性、优良的机械性能和抗辐照肿胀性等优点,成为聚变能反应堆的候选结构材料。文章介绍了V-Cr-Ti合金的成分设计,综述了V-Cr-Ti合金的主要制备方法,介绍了每种制备方法的特点及V-Cr-Ti合金未来发展方向。

摘要： 三菱重工交付ITER包层测试系统:据世界核新闻网站7月6日报道,日本三菱重工(MHI)已向日本六所村聚变研究所交付了用于测试国际热核聚变实验堆(ITER)包层安全性的设备。六所村聚变研究所是日本国家量子科学技术研究院(QST)的一部分,正在开发的包层系统将作为日本开发的包层测试模块(TBM)用于ITER包层测试模块项目,这将是世界上首次在实际反应堆环境中测试包层系统。产氚包层是未来聚变堆实现氚自持和发电的核心部件。目前,TTER项目计划于2025年开展第一个等离子体放电计划,并于2035年进行氘-氚聚变实验。

摘要： 为研究聚变堆氚增殖包层中液态金属湍流磁流体动力学(MHD)效应,开发了一种新的准二维单方程MHD湍流模型,并进行了相关数值模拟程序的编制及验证.对于矩形管道中的准二维MHD湍流流动,三维流动主要发生在哈德曼层中,中心的主流区呈现出二维流动.为了反映这种特殊的流动特征,新湍流模型在标准k-ε模型的基础之上去掉了传统的耗散项,代之以电磁耗散项来模拟湍流MHD效应.同时,采用Bradshaw假设来对湍流涡粘系数进行模化.为验证该湍流模型是否合理,编制了相关数值模拟程序,并利用直接数值模拟(DNS)结果对该程序进行了校正,数值模拟结果与DNS结果吻合较好.计算结果表明,该湍流模型可应用于聚变堆液态包层MHD湍流流动的数值模拟.

摘要： 针对聚变堆第一壁钨材料的加工问题,开展前混合磨料射流切割钨试验,研究切面表面形貌,分析射流压力和切割速度对切面粗糙度、切面光滑区深度的影响.结果表明:切割速度对粗糙度影响较大,减小切割速度可以降低切面粗糙度;射流压力对粗糙度影响略小,提高射流压力可以增加切面光滑区深度,改善切面质量.试验发现切面存在拖尾纹、残余楔角和冲蚀凹坑等现象,需要通过喷嘴角度补偿等方法予以抑制或消除,以提高切面加工质量.

摘要： 本文设计了一套用于阻氚涂层质子辐照与氢渗透耦合的实验装置,利用四川大学原子核科学技术研究所的2×3 MV串列加速器来研究阻氚涂层(TPB)高温、辐照、渗氢性能.详细介绍了该装置的总体设计目标和主要组成部分,如试样架、含氢渗透气体回路及设计原理.利用该装置获取TPB涂料的相关数据,为今后利用质子原位辐照技术研究辐照对高温环境下氢气渗透性能的影响奠定了基础.本文还对装置参数和试验参数的优化进行了探讨.

摘要： 氚是核聚变不可缺少的核燃料.可控核聚变堆氘氚燃料循环及面临空前大的氚操作量与处理速度、氚的精确测量与计量、安全包容与防护以及涉氚材料与器件的氚氦相容性问题等技术挑战.通过科技部磁约束核聚变能研究专项的支持,国内在聚变堆产氚实验包层氚提取、聚变燃烧氦灰中氚的回收、水去氚化、氢的同位素分离、氚的贮存与快速供给、氚测量与计量、气氛除氚等"氚工厂"关键技术领域取得了显著进展,主要表现在:完成了中国参试ITER产氚TBM克量级氚规模氚提取系统的概念设计并基本掌握了分子筛或活性金属回收或捕集氦气中微量(ppm级)氚、微色谱及低记忆电离室分别测量氢同位素及氚等技术;启动了针对中国聚变工程实验堆(CFETR)氚工厂的前期概念设计和核心技术的原理性实验研究工作,基本掌握了磁约束聚变堆氚工厂的概念设计以及等离子体排灰气氚回收、氢同位素分离、水去氚化、氚包容等氚工厂子系统的原理性技术;基本掌握了固态氚增殖剂、阻氚涂层等涉氚材料的小批量制备技术并达到国际先进水平;组建了"氢同位素工程技术研究中心"、"聚变堆氘氚燃料循环技术研究中心"、"氚与材料循环作用研究中心"等对外公开的涉氚技术研究平台,开发了TBM氚提取、氚燃料纯化与分离、氚贮存、氚测量等原理性实验系统及关键设备的原型样机,培养了一批年轻科技骨干.

摘要： 报告简要回顾聚变堆氚增殖包层的设计要求、设计进展及相关技术的研发情况.报告对聚变堆氚自持问题(TBR),氚增殖剂材料、中子倍增材料、防氚渗透涂层材料的要求与技术开发做了介绍.报告还将介绍中国承担的ITER TBM项目的设计、研发进展和实验计划情况.

摘要： 在磁约束聚变技术研究中,放电时真空室内实时氚量将高达数百克,氚在等离子体面壁材料(plasma facing materials,PFMs)中的滞留是聚变堆涉氚技术研究中的关键问题之一.钨(W)是ITER偏滤器的结构材料,也是未来DEMO堆的重要候选材料,在ITER运行状态下将受到高达1024/(m2.s)的DT等离子体辐照.因此,通过分析测量W中的氚信息,研究氚在W中的滞留行为是聚变堆PFM研究的重要内容.BIXS(beta induced X-rays spectrum)是一种有效的材料中氚深度分布技术,可实现比直接beta射线测量高2～3个数量级的深度分析.在已开展的研究中,采用辉光放电的方式在HPW(high purityW,99.95％)中注入能量为200eV的氚,并分别在400,500,600,700K下进行退火处理.实验过程中采用BIXS对样品中的氚进行测量,并分析氚在不同条件下的滞留行为.此外,还采用离子径迹模拟程序TRIM对初始氚原子注入深度分布进行了计算.结果表明:在初始状况下,注入的氚均分布在W样品表层约10nm以内,在多次退火下,氚在W中的分布趋于均匀,且在500K下的氚解析率最高.

摘要： 通过一系列问题的计算，验证的程序理论的正确性以及程序编写的正确性通过计算，验证了PnFEM能够计算二维，三维以及中子光子耦合问题，解决的问题包括:非结构几何网格问题、内真空问题、深穿透问题、射线效应问题以及多群中子光子耦合问题，还存在所需的内存大;对于真空区域，Pn阶数要求很高，影响整体计算效率;对于强吸收介质，中子通量密度可能会出现震荡;Pn方法中各个展开矩耦合在一起，角度并行难度大等问题。

摘要： 为实现聚变堆氚工厂的安全稳定运行,掌握准确的氘氚燃料及工艺气中杂质及氢氘组分的分析监测技术,需建立特殊的在线微气相色谱检测分析方法.以高纯氦气作为载气,通过分子筛毛细管柱和PLOT-U柱进行分离,采用微热导检测器(μTCD)进行检测,优化测试参数后,在A、B模块柱温分别为120°C、60°C,柱头压分别为40psi、30psi,进样时间均为255ms的实验条件下,对氦中含量分别为1.0％、5.0％以及10.0％的杂质标准气体进行检测分析,结果表明,各色谱柱能够在160s内分别实现(O2)、N2、CH4、CO和CO2组分的分离,且柱效较高,响应值的重复性较好,各组分之间的分离度远高于1.5,能实现完全分离.在柱头压为45psi,进样时间为255ms的试验条件下,通过C模块使用自制的Al2O3/MnCl2改性柱,对氦中含量分别为1.0％、2.5％和5.0％的氢氘气体进行检测,出峰时间小于160s,能够实现完全分离,且测试重复性好.该方法可应用于氚工厂等离子排灰处理系统(TEP)、氢同位素分离系统(ISS)及贮存和输运系统(SDS)中的杂质及氢氘含量分析,以便了解氚分布,同时达到氚的安全防护.

摘要： 中国聚变实验堆CFETR是我国下一代的大型聚变装置,其概念设计基于EAST和ITER装置.本文讨论了CFETR的负荷特性,根据其特性设计了配电网结构,即基于传统的交流电网的脉冲电网(PPEN)和稳态电网(SSEN).并且在此基础上,进一步开展了混合电网的探讨.文中描述了完整的混合电网详细结构,采用多端协调控制的±200kV直流母线,脉冲负荷和重要的稳态负荷均由直流母线供电,并且加入了大功率储能设备实现母线电压调节和设备断电保护.

摘要： 含锂陶瓷具有高熔点,高热稳定性,好的氘释放性能以及与堆结构材料有较好的相容性等优点,因此被认为是非常有潜力的未来聚变堆固态氚增殖剂的候选材料.钽酸锂(LiTaO3)具有优异的物理性质;相比其它产氚陶瓷材料,其单晶材料易得,有利于开展含锂陶瓷材料辐照效应机理方面的研究.本文应用100keV的H离子注入到单晶LiTaO3中,H+注量为1.0×1013～1.0×1017cm-2,注入后利用Raman光谱,UV/VIS/NIR光谱及XRD谱对样品进行了分析,重点关注了氢在LiTaO3中的行为.

摘要： 结构材料中的氢同位素渗透行为严重影响聚变堆的安全性和经济性.铁素体钢被认为是ITER和未来聚变堆包层极具潜力的候选结构材料,然而由于铁素体钢渗透率较大,因此在包层中需要在其表面增加一层渗透率极低的陶瓷阻氢渗透层.原位热氧化制备可以很好地解决包层内复杂构件表面阻氢涂层均匀性难题.氧化铝由于其高致密、高阻氢渗透效率被欧盟选为阻氢渗透参考材料.本文以商用Fe-Cr-Al钢(Cr22wt％,Al5wt％)为主要研究对象,通过800°C空气中90h保温获得热氧化层,利用氘气体驱动渗透装置对热氧化钢样品及未氧化钢样品的渗透参数进行测试,探寻含铝铁素体钢的阻氢应用可行性.实验结果显示,热氧化钢样品的氘气渗透率相比文献中F82H钢样品低约2个数量级,比文献中304不锈钢低约1个量级.带深度剖析X射线光电子能谱测试在氧化层中发现氧化铝,TEM对氧化层表征及晶型的确认正在进行中.

摘要： 核聚变技术具有安全、清洁和燃料资源丰富的优势,是人类未来主要能源的希望所在.目前核聚变技术的热点之一就是氚增殖剂(锂基陶瓷)等聚变堆材料的相关研究.在锂基陶瓷材料中锂与中子反应生成氚过程中,会产生MeV的氚和氦离子,这些离子与氚增殖材料的相互作用会在材料中形成多种类型的缺陷,这些缺陷影响氚增殖材料的功能性以及"自持"氚在生成后的输运过程.因此,研究氚增殖材料的MeV离子辐照效应十分必要.离子激发发光(ion beam induced luminescence，IBIL)可以在离子辐照的同时通过探测外层电子激发跃迁产生的发光光谱，研究材料本身及辐照过程中产生的缺陷的种类、结构以及缺陷的演变情况，是一种高效实用的研究离子辐照效应的实时分析技术。利用IBIL研究MeV离子辐照氚增殖材料缺陷的形成及其变化情况，可以深入研究缺陷对氚在材料中的扩散以及表面释放行为的影响。

摘要： 低温辐照脆化是影响低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢服役的主要问题之一.RAFM钢低温辐照脆化的主要机理是辐照产生的纳米缺陷(如位错环、析出物等)阻碍位错运动.本文利用分子动力学方法研究了bcc-Fe内刃型位错线与1/2〈111〉间隙位错环的相互作用,并对比分析了Cr偏析在位错环上对其硬化的影响.研究结果表明:刃型位错线挣脱位错环所需临界剪切应力(CRSS)与位错环的伯格斯矢量有关;在本文所研究条件下,在一定温度范围内,Cr偏析在位错环上会使得位错线挣脱所需CRSS増加,引起硬化增强.

摘要： 本申请公开了一种核聚变反应堆，通过磁场重联加热等离子体达到聚变反映温度，无需昂贵的辅助加热系统，单个核聚变反应堆的成本较低。包括：S1、对多冲程核聚变反应堆中的所有螺线管进行充电；S2、根据多冲程核聚变反应堆顶部和底部的螺线管感应，产生两个位于多冲程核聚变反应堆顶部和底部的初始等离子体电流环；S3、由多冲程核聚变反应堆的极向磁场线圈推动两个初始等离子体电流环在赤道面进行融合，形成一个等离子体电流环，使周围的磁场发生重联；S4、根据磁场重联迅速加热等离子体，使等离子体达到聚变反应温度，产生聚变反应；S5、重复S1至S4，使多冲程核聚变反应堆周期性产生聚变反应。

摘要： 一种用于生成电能的方法，其包括以下步骤：提供聚变燃料(1)，所述聚变燃料(1)被保持在圆柱形反应室(2)内的磁场中；在所述聚变燃料(1)中引发核聚变，其中聚变火焰是由具有小于10ps的脉冲持续时间和大于1拍瓦的功率的聚变激光脉冲(4)产生；以及将在所述核聚变期间从所产生的原子核释放的能量转化成发电厂电力，其中所述磁场具有大于或等于1千特斯拉的场强，并且所述核聚变对于产生所述聚变火焰的所述聚变激光脉冲(4)的每激光能量具有大于500的能量产量。本发明还描述了被配置用于生成电能的核聚变反应堆。

摘要： 本发明公开了一种用于Z箍缩聚变裂变混合能源堆的薄壁聚变靶室，属于核反应堆装置领域，包括由面向等离子体第一壁围成的靶室，所述面向等离子体第一壁内壁表面设有耐热烧蚀防护层，所述靶室为球形壳体结构，其上端设有换料(靶)通道开口，下端设有废物移出通道开口；将该球形壳体结构以过换料通道开口中心、球形壳体结构球心和废物移出通道开口中心三点的若干面进行分割形成若干结构单元，所述靶室的球形壳体结构由该若干结构单元拼接构成，所述结构单元横截面呈弧形，且朝靶室内部凸起。本发明的靶室设计能够同时应对聚变反应产生的热力学冲击和力学冲击，并满足Z‑FFR中子物理学性能要求。

摘要： 本发明公开了一种用于Z箍缩聚变裂变混合能源堆的聚变产物综合防护装置，属于核反应堆装置领域，该Z箍缩聚变裂变混合能源堆设有聚变靶心及其外围的面向等离子体第一壁，其特征在于：包括由聚变靶心向外至面向等离子体第一壁之间，依次设置的内气体氛围层、金属保护罩、外气体氛围层和第一壁防护层，所述内气体氛围层由填充于聚变靶心和所述金属防护罩之间的内层保护气体构成，所述外气体氛围层由填充于所述金属防护罩和第一壁防护层之间的外层保护气体构成，所述第一壁防护层设于所述面向等离子体第一壁内壁表面。本发明是一种用于Z箍缩聚变裂变混合能源堆的，既能吸收并防护聚变X射线、离子与碎片，又不影响聚变中子传输，同时有利于聚变反应剩余氘氚燃料回收的防护装置。

摘要： 本申请实施例公开了一种多冲程核聚变方法及核聚变反应堆。包括：S1、对多冲程核聚变反应堆中的所有螺线管进行充电；S2、根据多冲程核聚变反应堆顶部和底部的螺线管感应，产生两个位于多冲程核聚变反应堆顶部和底部的初始等离子体电流环；S3、由多冲程核聚变反应堆的极向磁场线圈推动两个初始等离子体电流环在赤道面进行融合，形成一个等离子体电流环，使周围的磁场发生重联；S4、根据磁场重联迅速加热等离子体，使等离子体达到聚变反应温度，产生聚变反应；S5、重复S1至S4，使多冲程核聚变反应堆周期性产生聚变反应。本申请实施例通过磁场重联加热等离子体达到聚变反映温度，无需昂贵的辅助加热系统，单个核聚变反应堆的成本较低。

摘要： 一种用于生成电能的方法，其包括以下步骤：提供聚变燃料(1)，所述聚变燃料(1)被保持在圆柱形反应室(2)内的磁场中；在所述聚变燃料(1)中引发核聚变，其中聚变火焰是由具有小于10ps的脉冲持续时间和大于1拍瓦的功率的聚变激光脉冲(4)产生；以及将在所述核聚变期间从所产生的原子核释放的能量转化成发电厂电力，其中所述磁场具有大于或等于1千特斯拉的场强，并且所述核聚变对于产生所述聚变火焰的所述聚变激光脉冲(4)的每激光能量具有大于500的能量产量。本发明还描述了被配置用于生成电能的核聚变反应堆。

摘要： 本实用新型公开了一种用于Z箍缩聚变裂变混合能源堆的薄壁聚变靶室，属于核反应堆装置领域，包括由面向等离子体第一壁围成的靶室，所述面向等离子体第一壁内壁表面设有耐热烧蚀防护层，所述靶室为球形壳体结构，其上端设有换料(靶)通道开口，下端设有废物移出通道开口；将该球形壳体结构以过换料通道开口中心、球形壳体结构球心和废物移出通道开口中心三点的若干面进行分割形成若干结构单元，所述靶室的球形壳体结构由该若干结构单元拼接构成，所述结构单元横截面呈弧形，且朝靶室内部凸起。本实用新型的靶室设计能够同时应对聚变反应产生的热力学冲击和力学冲击，并满足Z-FFR中子物理学性能要求。

摘要： 本实用新型公开了一种用于Z箍缩聚变裂变混合能源堆的聚变产物综合防护装置，属于核反应堆装置领域，该Z箍缩聚变裂变混合能源堆设有聚变靶心及其外围的面向等离子体第一壁，其特征在于：包括由聚变靶心向外至面向等离子体第一壁之间，依次设置的内气体氛围层、金属保护罩、外气体氛围层和第一壁防护层，所述内气体氛围层由填充于聚变靶心和所述金属防护罩之间的内层保护气体构成，所述外气体氛围层由填充于所述金属防护罩和第一壁防护层之间的外层保护气体构成，所述第一壁防护层设于所述面向等离子体第一壁内壁表面。本实用新型是一种用于Z箍缩聚变裂变混合能源堆的，既能吸收并防护聚变X射线、离子与碎片，又不影响聚变中子传输，同时有利于聚变反应剩余氘氚燃料回收的防护装置。

摘要： 本发明公开了一种可适应于两种聚变功率的聚变堆包层，由第一壁、冷却板、支撑隔板和侧板组成，冷却板和支撑隔板分别沿径向和环向布置，将包层分隔成多个氚增殖区和中子倍增区。该包层有两套相互独立的冷却剂系统，每套冷却剂系统分别由四个分配联箱与第一壁、冷却板、支撑隔板、侧板配合构成。该包层在聚变堆低功率阶段运行时，只打开一套冷却剂系统；在高功率阶段运行时，同时打开两套冷却剂系统。为提高氚增殖区在低聚变功率运行下的温度以利于氚的释放，两套冷却剂系统在各部件中采用交叉间隔流道布置。本发明可以避免聚变堆在高低功率转换时更换包层的操作，节省了氚增殖剂、中子倍增剂和钢结构等材料，提高了聚变堆运行的经济性。

摘要： 本发明公开了一种可适应于两种聚变功率的聚变堆包层，由第一壁、冷却板、支撑隔板和侧板组成，冷却板和支撑隔板分别沿径向和环向布置，将包层分隔成多个氚增殖区和中子倍增区。该包层有两套相互独立的冷却剂系统，每套冷却剂系统分别由四个分配联箱与第一壁、冷却板、支撑隔板、侧板配合构成。该包层在聚变堆低功率阶段运行时，只打开一套冷却剂系统；在高功率阶段运行时，同时打开两套冷却剂系统。为提高氚增殖区在低聚变功率运行下的温度以利于氚的释放，两套冷却剂系统在各部件中采用交叉间隔流道布置。本发明可以避免聚变堆在高低功率转换时更换包层的操作，节省了氚增殖剂、中子倍增剂和钢结构等材料，提高了聚变堆运行的经济性。