ITER实验包层计划综述

合集下载

高温氦气实验回路概念设计与数值分析

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 实验包层计划综述

ITER 实验包层计划综述

163
包层模块的设计描述文件(简称 DDD 报告)。 TBWG 主席 Gaincarli 已于 2005 年 10 月向 ITER 国 际组 IT 负责人提交了 TBM 的最终设计描述报告 (DDD)。
中国 ITER 计划有关方面确定了中国将独立发 展产氚实验包层的方针,并承诺按时向 TBWG 提 交 DDD 报告。2004 年 3 月在日本召开的 ITER 第 12 次 TBWG 国际会议上,中国正式提出将在 ITER 装置上独立发展陶瓷氚增殖剂和液态锂铅增殖剂 两种概念的产氚实验包层,并要求与其它国家共享 1/2 或 1/4 的 C、B 实验窗口位置[4],参加 ITER 运行 第一天起的 TBM 实验。
由国际上主要核国家参与的聚变界历时十多
年、耗资近 15 亿美元启动的 ITER 项目,将集成当 今国际受控磁约束核聚变研究的主要科学和技术 成果,第一次在地球上实现能与未来实用聚变堆规 模相比拟的受控热核聚变实验堆,解决通向聚变电 站的关键问题。ITER 计划的成功实施,将全面验 证聚变能源开发利用的科学可行性和工程可行性, 是人类受控热核聚变研究走向实用的关键一步。
TBM 技术不但是从聚变实验堆过度到聚变示 范堆的桥梁,也是聚变能源开发道路上至关重要的 关键技术,而且其产氚技术本身也是敏感技术,利 用产氚实验模块(TBM)可以开展大规模的氚增殖 实验。 ITER 作为迄今各国都远未能实现的特大中 子源(每年总中子产额为:3.83×1026 ~2.75× 1027),通过合理设计 TBM 模块,就可用来高效地 处理裂变反应堆的长寿命核废料,可以大量地增殖 用于裂变电站所需核燃料,也可以大规模地生产放 射性同位素。这些应用,不但对核聚变能的开发具 有重大意义,而且对核裂变能的发展、核科学技术 的发展和大规模应用都有潜在的重大意义。

可控核聚变与ITER计划_冯开明

可控核聚变与ITER计划_冯开明

第23卷第5期2006年10月现代电力M odern Electric Pow erV o l123N o15O ct12006文章编号:1007-2322(2006)05-0082-07文献标识码:A中图分类号:T M63112+4可控核聚变与ITER计划冯开明(核工业西南物理研究院,四川成都)摘要:本文简要介绍了我国能源的基本情况,核聚变能和可控核聚变的基本原理,国际热核聚变实验堆ITER的历史与现状。

最后,对我国磁约束核聚变的研究发展做了简要回顾。

关键词:可控核聚变;ITER计划;磁约束;托卡马克0引言能源是社会经济发展的物质基础,随着社会的发展和人类文明的进步,人类对能源的需求也越来越大。

从化石燃料提供的能源来看,地球上的化石燃料资源有限,煤储量有可能维持200年左右,石油、天然气仅能维持几十年;另一方面大量使用化石燃料,特别是煤炭,造成了严重的环境污染,而且能源结构单一,经济效益不合理。

我国有13亿人口,目前的人均能源消耗仅为世界人均能耗的1/2,发达国家的1/40,主要能源是煤,而人均占有量远远低于世界水平。

中国GDP正以年增长7%~8%的高速度发展,预计到2050年我国人口将增至15~16亿,根据国家发展远景规划,届时我国的人均GNP将为4000~6000美元,对能源将有巨大的需求。

因此,我们将比其他任何国家更快遇到能源短缺和大量使用化石燃料造成严重环境污染的问题。

从长远来看,核能将是继石油、煤和天然气之后的主要能源,人类将从/石油文明0走向/核能文明0。

目前我国正在运行的核电站都是核裂变电站。

核裂变虽然能产生巨大的能量,但远远比不上核聚变。

另一方面,裂变堆的核燃料蕴藏极为有限,而且存在棘手的废物处置问题。

因此,核聚变能被称为人类未来的永久能源。

从我国巨大的能源需求、资源的限制、环境的压力和核聚变研究进展来看,发展聚变能是改善未来能源结构,推动在半世纪实现能源顺利换代的根本出路。

经过近半个世纪的努力,国际聚变研究已经取得长足的进展,由欧盟、中、日、俄、美、韩、印七方参与的国际热核聚变实验堆IT ER计划,已经进入建设阶段。

国际热核聚变实验堆(ITER)计划专项(国内研究)课题财务验收申请报告-推荐下载

国际热核聚变实验堆(ITER)计划专项(国内研究)课题财务验收申请报告-推荐下载

实际发生数 专项经费 自筹经费 合计
(2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10)
*
*
*
*
*
*
对全部高中资料试卷电气设备,在安装过程中以及安装结束后进行高中资料试卷调整试验;通电检查所有设备高中资料电试力卷保相护互装作置用调与试相技互术关,系电通,力1根保过据护管生高线产中0不工资仅艺料可高试以中卷解资配决料置吊试技顶卷术层要是配求指置,机不对组规电在范气进高设行中备继资进电料行保试空护卷载高问与中题带资2负料2,荷试而下卷且高总可中体保资配障料置2试时32卷,3各调需类控要管试在路验最习;大题对限到设度位备内。进来在行确管调保路整机敷使组设其高过在中程正资1常料中工试,况卷要下安加与全强过,看度并25工且52作尽22下可护都能1关可地于以缩管正小路常故高工障中作高资;中料对资试于料卷继试连电卷接保破管护坏口进范处行围理整,高核或中对者资定对料值某试,些卷审异弯核常扁与高度校中固对资定图料盒纸试位,卷置编工.写况保复进护杂行层设自防备动腐与处跨装理接置,地高尤线中其弯资要曲料避半试免径卷错标调误高试高等方中,案资要,料求编试技5写、卷术重电保交要气护底设设装。备备置管4高调、动线中试电作敷资高气,设料中课并技3试资件且、术卷料中拒管试试调绝路包验卷试动敷含方技作设线案术,技槽以来术、及避管系免架统不等启必多动要项方高方案中式;资,对料为整试解套卷决启突高动然中过停语程机文中。电高因气中此课资,件料电中试力管卷高壁电中薄气资、设料接备试口进卷不行保严调护等试装问工置题作调,并试合且技理进术利行,用过要管关求线运电敷行力设高保技中护术资装。料置线试做缆卷到敷技准设术确原指灵则导活:。。在对对分于于线调差盒试动处过保,程护当中装不高置同中高电资中压料资回试料路卷试交技卷叉术调时问试,题技应,术采作是用为指金调发属试电隔人机板员一进,变行需压隔要器开在组处事在理前发;掌生同握内一图部线纸故槽资障内料时,、,强设需电备要回制进路造行须厂外同家部时出电切具源断高高习中中题资资电料料源试试,卷卷线试切缆验除敷报从设告而完与采毕相用,关高要技中进术资行资料检料试查,卷和并主检且要测了保处解护理现装。场置设。备高中资料试卷布置情况与有关高中资料试卷电气系统接线等情况,然后根据规范与规程规定,制定设备调试高中资料试卷方案。

托卡马克工程

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中国实验包层在等离子主破裂下的电磁耦合评估

ITER中国实验包层在等离子主破裂下的电磁耦合评估

筒长度可降低最 大等效应 力, 可 为包层 的安全设计提供参考数据 。 关 键 词 耦合计 算; 感生涡流; 电磁安全; 等 离子主破 裂; 温升; 实验 包层模 块
中图分类号 0 5 3 文献标志码 A d o i : 1 0 . 3 9 6 9  ̄ . i s s n . 1 0 0 1 . 0 5 4 8 . 2 0 1 3 . 0 5 . 0 0 7
e v a l u a t e d . Me a n wh i l e , t h e s t r u c t u r e s t r e s s , d i s p l a c e me n t o f d e f o r ma t i o n ,a n d t h e J o u l e h e a t i n g e f f e c t c a u s e d b y e d d y c u r r e n t s o n TB M a r e o b t a i n e d b y c o u p l i n g c a l c u l a t i o n o f mu l t i . p h y s i c a l i f e l d .T h e r e s u l t s s h o w t h a t t h e ma x i mu m e q u i v a l e n t s t r e s s e s a n d t h e t e mp e r a t u r e r i s e s p r o d u c e d b y t h e I i n e a r a n d e x p o n e n t d i s r u p t i o n a r e s a t i s i f e d
G AO C h u n . mi n g , Qr N Z h e n , a n d C HE N Y a n - j i n g

ITER-核工业西南物理研究院门诊部

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。

国际热核聚变实验计划 七国联手获取“人造太阳”

国际热核聚变实验计划 七国联手获取“人造太阳”

国际热核聚变实验计划——七国联手获取“人造太阳”国际热核聚变实验计划——七国联手获取“人造太阳”工程总投资:100亿美元工程期限:1985年——2030年热核聚变在太阳上已经持续了50亿年国际热核聚变实验反应堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,简称ITER)与国际空间站、欧洲加速器、人类基因组计划一样,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。

其目的是借助氢同位素在高温下发生核聚变来获取丰富的能源。

1985年,由美苏首脑提出了设计和建造国际热核聚变实验堆ITER的倡议;也被称为“人造太阳”计划。

ITER的投资和建设规模之庞大,交叉学科种类之多,实验设备之复杂,都决定了它必须由多国合力完成。

该计划约需耗时35年,耗资100亿美元,涉及领域包括超导研究、高真空、生命科学、遥控密封、环境科学、等离子计量和控制、信息通信、纳米材料等多种学科,它的最终选址一直是参与国竞争的焦点。

先后有西班牙、法国、日本和加拿大4个国家提出申请将实验堆建在本国,日本和法国最终入围,加拿大则因没有入围而于2003年12月23日宣布因缺乏资金退出。

美国因自认为在核聚变技术上领先其他国家,曾于1999年宣布退出,后又因国内热核聚变研究进展缓慢,担心被ITER甩下,于2003年2月18日重新加入。

中国也在同日正式入盟。

2005年6月28日,在计划提出20年,选址耗时18年后,ITER的建设地点终于花落法国的卡达拉舍,它将成为世界第一个产出能量大于输入能量的核聚变装置,为制造真正的反应堆作准备。

合作承担ITER计划的7个成员是欧盟、中国、韩国、俄罗斯、日本、印度和美国,这七方包括了全世界主要的核国家和主要的亚洲国家,覆盖的人口接近全球一半。

为建设ITER,各参与方专门协商组建了一个独立的国际组织,各国政府首脑在过去几年中都采取不同方式对参加ITER计划作出过正式表态。

  1. 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
  2. 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
  3. 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
图 2 TBM 与 ITER 和聚变堆的关系
ITER 实验包层工作组(Test Blanket Working Group, TBWG)于 1994 年由原来的四方建立,在 ITER 计 划 的 过 渡 期 ITA ( ITER Transitional Arrangement,ITA)负责组织、协调 ITER 实验包 层模块 TBM 的研制与实验工作[3]。自 1995 年以来, TBWG 共举行了 17 次会议。其中,在 ITER EDA (Engineering Design Activity, EDA)阶段(1995~ 1998 年)举行了 6 次,在新 ITER 最终工程设计阶 段(1998~2001 年)举行了 4 次。中、美、韩加入 ITER 计划的谈判后,于 2003 年 10 月重组了 TBWG,六方共同参与 ITER 实验包层计划的工作。 前 10 次会议主要是在原 ITER 三方(欧、日、俄; 美国参加了部分会议)的基础上召开的;后 7 次会 议是现在的 ITER 谈判六方共同参与的。
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 年底前提交实验
第3期
冯开明:ITER 实验包层计划综述
(2)使用非感应驱动产生聚变功率大于 350MW、Q 大于 5、燃烧时间持续 3000s 的等离子 体,研究等离子体的稳态运行。
ITER 做为人类历史上的第一座实验聚变堆, 将为未来发展示范聚变堆 DEMO 和商用聚变堆进 行关键的工程技术实验,其主要工程技术目标是[2]:
(1)演示主要聚变技术的可用性和集成性; (2)为将来的聚变堆试验部件; (3)试验氚增殖模块(TBM)概念。 ITER 目标的实现将为研究和发展用于示范聚 变堆、商用聚变堆的各种技术奠定可靠的科学和技 术基础。经过 ITER 六方专家的技术评估和论证, 认为上述科学与工程技术目标是完全能够实现的。
TBM 技术不但是从聚变实验堆过度到聚变示 范堆的桥梁,也是聚变能源开发道路上至关重要的 关键技术,而且其产氚技术本身也是敏感技术,利 用产氚实验模块(TBM)可以开展大规模的氚增殖 实验。 ITER 作为迄今各国都远未能实现的特大中 子源(每年总中子产额为:3.83×1026 ~2.75× 1027),通过合理设计 TBM 模块,就可用来高效地 处理裂变反应堆的长寿命核废料,可以大量地增殖 用于裂变电站所需核燃料,也可以大规模地生产放 射性同位素。这些应用,不但对核聚变能的开发具 有重大意义,而且对核裂变能的发展、核科学技术 的发展和大规模应用都有潜在的重大意义。
因此,ITER 各参与方对 TBM 极为重视,都提 出了独立的 TBM 计划方案和实验计划。欧盟、日 本和俄罗斯于 1994 年开始进行 TBM 的设计与技术 研发工作。中国、美国和韩国是 ITER 计划的新参 与方。目前,新参与的三方也都提出要在 ITER 装 置上独立开展自己的 TBM 实验计划,并对实验窗 口及辅助系统的空间安排提出了各自的要求。 2.3 主要技术途径
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
如前所述,ITER 实验包层模块计划的发展目 标是为验证将来示范聚变堆 DEMO 的关键技术, 因此各方提出的 TBM 设计方案都是基于本国对聚 变能源发展战略和对聚变示范堆的定义来确定的。
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;
163
包层模块的设计描述文件(简称 DDD 报告)。 TBWG 主席 Gaincarli 已于 2005 年 10 月向 ITER 国 际组 IT 负责人提交了 TBM 的最终设计描述报告 (DDD)。
中国 ITER 计划有关方面确定了中国将独立发 展产氚实验包层的方针,并承诺按时向 TBWG 提 交 DDD 报告。2004 年 3 月在日本召开的 ITER 第 12 次 TBWG 国际会议上,中国正式提出将在 ITER 装置上独立发展陶瓷氚增殖剂和液态锂铅增殖剂 两种概念的产氚实验包层,并要求与其它国家共享 1/2 或 1/4 的 C、B 实验窗口位置[4],参加 ITER 运行 第一天起的 TBM 实验。
关键词:ITER 计划;实验包层模块;氚增殖实验
中图分类号:TL6
文献标识码:A
1 引言
1985 年,美苏首脑在日内瓦峰会上提出建造国 际 热 核 聚 变 实 验 堆 ( International Thermonuclear Experimental reactor,ITER)。此后在欧美日俄四 方科学家与工程师的合作努力下,于 1998 年完成了 ITER 的工程设计,预算为 100 亿美元[1]。在 ITER 的长期设计过程中,托卡马克实验不断取得进展, 原设计依据的较低的约束模式逐步被当前大中型 实验装置弃用,更好的高约束运行模式在近几年的 实验中逐渐被了解和掌握,ITER 计划被要求改进 设计。美国由于其国内聚变政策调整,于 1998 年 退出了 ITER 计划,但欧日俄三方仍然全力推进改 进设计,到 2001 年完成了基于新运行模式的设计及 大部分部件与技术的研发。新设计称为 ITER-FEAT (Fusion Energy Advanced Tokamak),在维持 ITER 原有的主要目标的条件下,经费要求降到约 46 亿 美元,预计建设期为 8~10 年,运行期为 20 年。 目前参与 ITER 计划谈判的六方已同意了新设计和 部件预研,并于 2005 年 6 月达成了将 ITER 建造在 法国卡达拉奇的协议。这六方中,除欧、日、俄外, 中国、美国和韩国分别在 2003 年的 1 月、2 月和 7 月加入 ITER 计划的谈判。根据 ITER 计划的最新 进展,预计将在 2015 年前建成并投入实验。
欧盟、日本和俄罗斯等三方已于 1994 年开始 进行各自的 ITER 实验包层模块设计,先后提出了 不同概念的 TBM 模块设计方案(共 4 种),已有比 较成熟的设计和关键技术预研基础。目前正在对已 有的 TBM 设计进行完善,特别是对辅助系统的布 置进行细化。
与 ITER 原三方的 TBM 设计方案相比,中、 韩、美参与 TBM 计划的时间较短,但都提出了自 己的 TBM 发展计划,开展了初步的 TBM 设计。美 国由通用原子公司(GA)牵头, 先后提出了锂铅双 冷和 FLiBe 熔盐两种概念的 TBM 包层计划和方案, 以及分享 A、B 实验窗口的要求,并积极着手发展 自己的 TBM 计划,有逐步赶上来的势头。在经过 仔细研究与技术论证后,美国最终放弃了 FLiBe 熔 盐概念的 TBM 包层方案。韩国目前还没有完善的 实验包层模块设计方案,希望在 ITER 的氘-氚运行 阶段投入自己的 TBM 模块实验。 2.2 发展 TBM 的重要性
ITER 装置的概貌如图 1 所示,基本设计参数 列于表 1 中。
图 1 ITER 装置示意图
收稿日期:2005-12-19;修订日期:2006-05-08 作者简介:冯开明(1952-),男,四川仁寿人,研究员,主要从事聚变堆理论与设计工作。
162Βιβλιοθήκη 核聚变与等离子体物理第 26 卷
表 1 ITER 装置的基本参数[2]
摘 要:简要介绍了 ITER 计划的发展历程;综述了 ITER 实验包层模块计划(ITER-TBM)的历史、主要技
术路线和最新的设计与研发进展;概述了与实验包层计划相关的 DEMO 聚变堆的定义与发展策略。最后,介绍了
国内开展的基于固体增殖剂概念的 ITER 实验包层的初步设计概况,对 TBM 的研发计划提出了建议。
第 26 卷 第 3 期 2006年 9 月
文章编号:0254-6086(2006)03-0161-09
核聚变与等离子体物理 Nuclear Fusion and Plasma Physics
ITER 实验包层计划综述
Vol.26, No.3 Sep. 2006
冯开明
(核工业西南物理研究院,成都 610041)
总聚变功率/ MW Q(聚变功率/加热功率) 14MeV 中子平均壁负载/ MW·m−2 重复持续燃烧时间/s 等离子体大半径/m 等离子体小半径/m 等离子体电流/MA 小截面拉长比 等离子体中心磁场强度/T 等离子体体积/m3 等离子体表面积/m2 加热及驱动电流总功率/MW
500 (700) >10 0.57 (0.8) >500 6.2 2.0 15 (17) 1.7 5.3 837 678 73
模块设计、技术研发与实验方案。实验包层与 ITER 和 DEMO 聚变堆的关系如图 2 所示。
在 ITER 装置上设置了三个用于产氚实验包层 的窗口(称为实验窗口 A、B 和 C)。早期的 ITER TBM 被称为产氚实验包层模块,只在 ITER 的 D-T 运行阶段投入实验。后来改称为实验包层模块,期 望在 ITER 运行的第一天投入实验。在 ITER 的不 同运行阶段(H-H、D-D、D-T)安放不同的实验包 层模块,依次进行电磁、热工水力、氚增殖和整体 性能的实验。
由国际上主要核国家参与的聚变界历时十多
相关文档
最新文档