ITER-核工业西南物理研究院门诊部
ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算
ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算
邓柏权;袁涛
【期刊名称】《核工业西南物理研究院年报》
【年(卷),期】2003(000)001
【摘要】由于日本和欧共体对固体氚增殖包层已进行了很多实验研究，并且提出了他们的1TER固体氚增殖包层模块(TBM)方案。
为了设计具有中国研究基础的氚增殖包层模块方案，我们选定液态锂和锂-铅作为氚增殖材料的ITER包层模块方案。
但是包层第一壁的厚度一般只有2～3cm，因为它必须小于14．1MeV聚变中子的平均自程，从结构力学的角度它是非常单薄的。
【总页数】2页(P71-72)
【作者】邓柏权;袁涛
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TL621
【相关文献】
1.ITER屏蔽包层第一壁人工缺陷模块热传导计算与分析 [J], 康伟山;谌继明;吴继红;袁涛;王平怀
2.用B2．5-EIRENE优化偏滤器靶板与第一壁热负载 [J], 崔学武;潘宇东;张锦华;李佳鲜
3.ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算 [J], 袁涛;邓伯权;陈志;王晓宇
4.管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的初步设计 [J], 吴晶; 王平怀; 谌继明;
袁涛; 朱小波; 李前; 高翚; 康伟山
5.ITER第一壁铍铜连接部件在高热负荷作用下的热性能分析 [J], 赵宝玲;谌继明;吴晶;康伟山
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HL_2A托卡马克装置的工程和实验概况
第43卷增刊原子能科学技术Vol.43,Suppl. 2009年12月Atomic Energy Science and Technology Dec.2009H L22A托卡马克装置的工程和实验概况李 强(核工业西南物理研究院,四川成都 610041)摘要:中国环流器二号A装置(HL22A)是核工业西南物理研究院2002年投入实验运行的托卡马克,它是我国第1个具有偏滤器、等离子体截面具有一定垂直拉长的托卡马克。
HL22A的磁体使用铜导体,具有良好的灵活性和等离子体的可近性,其极向场线圈全部位于环向场线圈之内,位于真空室内的偏滤器的成形线圈可建立双零和单零的偏滤器位形。
HL22A已发展了30多套先进的等离子体诊断系统和总功率4MW的辅助加热系统,加料技术得到持续发展。
随着上述系统的建设和放电综合控制技术的提高,HL22A装置已获得了高约束模式,这为开展先进托卡马克(A T)物理实验,ITER和聚变堆的科学、技术和工程问题等的研究奠定了基础。
HL22A也成为国际上最活跃的中型托卡马克,为国际托卡马克物理活动(ITPA)作出了积极贡献。
关键词:HL22A托卡马克;工程部件;实验中图分类号:TL62 文献标志码:A 文章编号:100026931(2009)S120204206Brief Introduction to Engineering and Experimentof H L22A TokamakL I Qiang(S outhwestern I nstitute of Physics,P.O.B ox432,Cheng du610041,China)Abstract: HL22A To kamak has been p ut into operation in Sout hwestern Instit ute of Physics since2002.It is characterized by t he first divertor and first elongated plasma cross2sectio n in China.The coils of HL22A are made up of copper conductor to enhance t he flexibility and accessibility to plasma.All of t he poloidal2field coils are located inside t he toroidal2field coils.The multiple coils located inside t he vacuum vessel are able to establish a double2null configuration.HL22A has been equipped wit h30set s of advanced diagno stic systems and4MW auxiliary heating systems.The f ueling system and technology of HL22A keep being continuously developed.Wit h t he const ructions for above systems and p rogress on t he integrated technologies on t he plasma discharge con2 t rol,HL22A has achieved H2mode plasma successf ully.The experimental progresses on HL22A are of significance for t he advanced Tokamak plasma experiment s and st udies on t he science,technique and engineering issues related to ITER and a f usion reactor,make HL22A active for f usion plasma research and cont ribute to t he international To kamak收稿日期:2009208211;修回日期:2009210212作者简介:李 强(1968—),男,四川汉源人,研究员,博士,从事托卡马克装置部件工程研制工作activities.K ey w ords:HL22A Tokamak;engineering component s;experiment 随着世界环境和能源问题的日益严峻,寻找可再生能源替代目前人类赖以生存的化石能源已迫在眉睫[1]。
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磁体重力支撑系统的应力强度分析
实际计算中主要根据上述温度分布情况对各 部件进行强度评定。 2.4 重力支撑系统各部件材料性能
C 级：不太可能的载荷条件，对应工况 DW+SL_1+DIS-II 、 DW-SL_1+DIS-II 、 DW+EOB +SL_1+VDE-II、DW+EOB-SL_1+VDE-II。
D 级：极端不可能的载荷条件，对应工况 DW+DIS-III、DW+SL_2+DIS-I 和 DW-SL_2+DIS-I。
SS304 300 206 274 309 371
4.2 支撑结构极限应力的级别 A 级：正常的载荷条件，对应工况 DW、PC、
TFO、EOB、DIS-I、SL_2、DW+PC、DW+CD、 DW+TFO、DW+EOB、DW+DIS-I。
B 级：可能的载荷条件，对应工况 DW+DIS-II、 DW+EOB+VDE-II 、 DW+SL_1+DIS-I 、 DW-SL_1 +DIS-I。
4
207
0.28
SS316LN
300
193
0.291
4
211
0.295
Inconel-718
300
200
0.298
SS304L
300
195
0.29
SS304
300
国际热核聚变实验堆_ITER_计划及标准化现状简介
国际热核聚变实验堆(I T E R)计划及标准化现状简介李国青(核工业标准化研究所)介绍了国际热核聚变实验堆(I T E R)计划的产生背景及发展过程。
简述了国际I T E R标准化研究的现状及我国在I T E R标准化研究领域中开展和将要开展的工作。
关键词 I T E R 标准化1 引言核聚变能是资源无限、清洁安全的理想能源。
氘氚核聚变反应的原料是氘(从海水中提取)和锂(可产生氚),在地球上储量极为丰富,足够人类使用一亿年。
反应产物是没有放射性的氦,不存在温室气体排放和环境污染问题;聚变中子对堆结构材料的活化也只产生少量短寿命放射性物质。
聚变反应堆本身是安全的,没有核泄漏、核辐射等潜在威胁。
因此,核聚变能是目前认识到的最终解决人类能源问题的最重要的途径之一。
2 I T E R计划相关背景国际上对核聚变的研究已坚持不懈地进行了半个多世纪,并取得了突破性进展。
1985年美国和苏联联合提出通过国际合作建造“国际热核聚变实验堆(I T E R)计划”,用以验证核聚变能大规模应用的科学和工程技术可行性。
其后,欧盟、美国、俄罗斯、日本等国的科学家和工程技术人员,集成当今国际上主要的核聚变能科学和技术的先进成果,经过十几年的努力,于2001年完成了I T E R计划的工程设计及关键部件的研发。
各国评估报告都认为,建造I T E R已没有不可逾越的障碍。
I T E R计划总投资约50亿欧元,预计整个项目的建设期为10年,2018年完工并产生第一个等离子体。
其设计总聚变功率达50万千瓦,是一个与未来实用聚变堆规模相比拟的聚变实验堆,它将研究聚变电站(示范堆和商用堆)一系列的关键科学和工程技术问题,是人类实现受控核聚变的关键一环。
欧盟、俄罗斯、日本、中国、韩国、美国和印度等七国政府都强调了I T E R项目建设的重要性。
美国在重返I T E R计划时发表声明,指出:“聚变能的商用化对美国能源安全和环境具有重要意义,而I T E R作为聚变能国际合作项目,将推动聚变能在本世纪中叶商用化。
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计划国际大科学工程工作进展
ITER计划国际大科学工程工作进展何开辉，罗德隆，王敏，陶强，于芳，庞博（中国国际核聚变能源计划中心，北京100037）■摘要：ITER计划是我国参加的最大的大科学工程国际合作项目。
本文通过ITER组织最新管理结构、工程制造，并以一个核心制造任务（PF6）和一个核心安装任务（TAC1）描述了ITER计划国际上的总体进展;并以中方采购包制造任务进展、国内核聚变专项研发进展和我国磁约束核聚变双多边国际合作情况描述了我国磁约束核聚变能研发最新进展。
关键词：ITER；国际大科学工程；进展中图分类号：TL64文献标志码：A文章编号：1674-1617（2020）06-0736-05The Latest Progress of ITER International Mega-Science ProjectHE Kai-hui,LUO De-long,WANG Min,TAO Qiang,YU Fang,PANG Bo(China International Nuclear Fusion Energy Program Execution Center,Beijing100037,China)I Abstract:The ITER project is the largest mega-scientific international cooperation project that China has participated in.In this paper,the international progress of ITER project is described through ITER's latest management structure,Engineering manufacturing,and in particular with one core manufacturing mission(PF6)and one core assembly/installation mission(TAC-1).The latest development of R&D on China's magnetic-confinement fusion(MCF)energy is also described in terms of the progress of China's ITER procurement package manufacturing task,the progress of domestic special R&D program and China's bilateral and multilateral inter-naionalcooperationon MCF.Key words:ITER；international mega-scientific project；progressCLC number：TL64Article character：A Article ID:1674-1617(2020)06-0736-051ITER计划总体进展国际热核聚变实验堆（ITER）计划是规模仅次于国际空间站的大科学工程国际合作计划，中国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯、美国七方三十多个国家共同参与ITER装置的建造和下一步实验运行，其目标是验证和平利用核聚变能的科学和工程技术可行性，为下一步核聚变能源商业化应用探索道路鉴于其原理的相似性，受控核聚变能又被称为“人造太阳”，是全球核聚变人一代代接力奔跑，致力于照亮人类未来的理想终极能源。
中国环流器二号M(HL-2M)托卡马克主机研制进展
Art 人造太阳中国环流器二号M （ HL-2M ）托卡马克主机 研制进展刘 永，李 强**，HL-2M 研制团队收稿日期:2020-11-05作者简介：刘 永（961 ），男，河北邯郸人，研究员，博士，从事磁约束聚变研究工作。
*通讯作者：李 强（968 ），男，四川雅安人，研究员，博士，从事托卡马克装置工程技术研究工作。
（核工业西南物理研究院，四川成都610225）■ 摘要：新建的中国环流器二号M CHL-2M ）托卡马克装置，采用更为先进的结构与控制方式，其等离子体电流能力从国内现有的1兆安培提升到2. 5兆安培以上，将大幅提升装置运行能力，开展面向ITER 乃至未 来聚变堆的等离子体科学技术问题的研究。
本文介绍了 HL2M 装置主机设计背景，强调了等离子体科学研究的意义，重点介绍了主机的线圈、真空室和支撑结构的设计和研制进展，简要介绍了工程整体进展情况。
关键词：HL2M 托卡马克；等离子体物理；部件研制；进展中图分类号：TL631 文献标志码：A 文章编号：16741617 （2020） 06-0747-06The Development Progress of the Tokamak Machine for HL-2MLIU Yong ，LI Qiang ，for HL-2M Development Team(Southwestern Institute of Physics ， Chengdu ，Sichuan Prov. 610225, China)IAbstract : The new tokamak HL-2M ，taking advantage of advanced structure and control ，will increase plasmacurrent to above 2. 5 MA from about 1 MA on present Chinese tokamaks to largely enhance the operational and experimentalcapabilitytostudyplasmaphysicsandtechniquesgearedtowardstheInternationalThermo-nuclearExperimental Reactor (ITER) and future fusion reactor. The design considerations of HL-2M are introduced.Theexperimentalstudiesarehighlystressed. The development on the Tokamak machine ，magnets ，vacuum vesselandsupportstructure ，togetherwiththeovera l projectconstructonprogressarepresented.Key words : : Tokamak HL-2M tokamak ； plasma physics ； component development ； progress CLC number : TL631 Article character ： A Article ID ： 1674-1617 (2020) 06-0747-06托卡马克磁约束受控聚变等离子体物理研究进入到建立聚变实验堆、研究氘氚燃烧等离子体 科学问题的阶段。
可控核聚变科学技术前沿问题和进展
可控核聚变科学技术前沿问题和进展高翔;万元熙;丁宁;彭先觉【摘要】可控核聚变能源是未来理想的清洁能源.国际磁约束聚变界近期研究的焦点是国际热核聚变实验堆(ITER)项目.本文介绍了ITER计划的科学目标和工程技术目标中的前沿问题,提出了我国磁约束聚变近期、中期和远期技术目标,制定了中国磁约束聚变发展路线图.在惯性约束聚变(ICF)领域,Z箍缩作为能源更具潜力.美国Sandia国家实验室Z/ZR装置的实验进展显著.我国在Z箍缩辐射源物理和驱动ICF技术路线,尤其是在驱动器与Z箍缩负载能量耦合物理方面开展了大量基础研究.笔者建议我国继续执行ITER国际合作计划,全面掌握聚变实验堆技术积极推进中国聚变工程试验堆(CFETR)主机关键部件研发、适时启动CFETR项目的全面建设;支持新一代大电流脉冲功率实验平台建设,尽快实现Z箍缩聚变点火,探索Z箍缩驱动惯性约束聚变裂变混合堆.【期刊名称】《中国工程科学》【年(卷),期】2018(020)003【总页数】7页(P25-31)【关键词】国际热核聚变实验堆;中国聚变工程实验堆;Z箍缩;聚变点火;脉冲功率【作者】高翔;万元熙;丁宁;彭先觉【作者单位】中国科学院等离子体物理研究所,合肥230031;中国科学院等离子体物理研究所,合肥230031;北京应用物理与计算数学研究所,北京100088;北京应用物理与计算数学研究所,北京100088【正文语种】中文【中图分类】TL3一、前言可控核聚变能源是未来理想的清洁能源。
在磁约束聚变领域，托卡马克研究目前处于领先地位。
我国正式参加了国际热核聚变实验堆（ITER）项目的建设和研究，同时正在自主设计、研发中国聚变工程试验堆（CFETR）。
在惯性约束领域，Z箍缩作为能源更具潜力，有可能发展成具有竞争力的聚变-裂变混合能源。
本文重点介绍了磁约束聚变的前沿问题和我国在Z箍缩方面的研究进展。
二、磁约束聚变前沿问题（一）磁约束聚变的研究意义和现状磁约束聚变是利用特殊形态的磁场把氘、氚等轻原子核和自由电子组成的处于热核反应状态的超高温等离子体约束在有限的体积内，使等离子体受控制地发生大量的原子核聚变反应，释放出能量。
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
丁亚清
【期刊名称】《真空与低温》
【年(卷),期】2005(011)003
【摘要】国际热核实验反应堆(ITER)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.ITER设计的宗旨是"演示聚变能和平应用的科学和工艺可行性".主要介绍ITER-FEAT真空室的设计.
【总页数】5页(P182-186)
【作者】丁亚清
【作者单位】核工业西南物理研究院,四川成都,610041
【正文语种】中文
【中图分类】TL631.2+4;TB61+93
【相关文献】
1.国际热核反应堆合作计划(ITER)中的地震问题 [J], 高孟潭;潘华;俞言祥
2.“国际热核实验反应堆（ITER）计划背景和情况”报告会在北京科技大学召开[J], 卢利平
3.国际热核聚变实验堆(ITER)理事会第二十四届会议在法国召开 [J],
4.国际热核聚变实验堆(ITER)计划从建造阶段迈入装配阶段 [J],
5.我国成功研制国际热核聚变实验堆(ITER)大型超导磁体系统首个部件 [J],
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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。
有隔板隔开。
图1
TBM、ITER与DEMO的关系
图2 CH HCSB TBM结构示意图。
3. 3-D MCNP建模与计算 计算采用中子输运程序MCNP/4C及FENDL-2.0截面
数据库； HCSB TBM的计算模型嵌入到ITER-FEAT模型中； ITER-FEAT共有18个TFC磁体，根据对称性，取1/18 或20o扇面截块作为计算模型； 中子产生于参考ITER-FEAT使用的D型等离子体内， 计算时取二百万源中子保证其精度。
TBM
图3 HCSB TBM与ITER-FEAT 剖面图
图4 TBM俯视图
图5沉积为0.587MW Local TBR为0.57，TBR为0.0131， Li6 （90%） Local TBR为0.569， Li7（ 10%） Local TBR为0.00189 在ITER实际运行状况下，产氚率为 0.0123g/d （运行因子22%） 最高功率密度是6.26MW/m3,位置在第 一壁，氚增殖区内的最高功率密度出现 在第一层Li4SiO4中，其值为5.80MW/m3。
2.结构描述 HCSB TBM模块是假定放在空间为1/2的ITER实验窗口的嵌套内，TBM的尺寸为环向宽484mm，极向高1660mm和径向深670mm。沿TBM环绕的嵌套厚度为200mm； .整个实验包层模块由U型壁、盖板、冷却板、后板、侧壁、陶瓷增殖剂和中子倍增剂组成； U型壁、盖板和后板构成整个包层盒，包层盒面向等离子体的一侧为第一壁； 后板上加工有氦冷供给和回收多支管； 陶瓷氚增殖剂硅酸锂（Li4SiO4）和中子倍增剂铍（Be）以球床的形式被冷却板包裹； 结构材料选用低活性铁素体钢EUROFER； U型壁上加工了完整的氦气通道，来冷却第一壁上所沉积的热量； 陶瓷增殖区和中子倍增区所有产生的热量由加工有完整氦气通道的冷却板冷却； 中国氦冷固态增殖剂实验包层模块的结构材料暂时选用欧洲的低活性铁素体钢EUROFER； TBM内部增殖区采用了模块化的设计方案，内部隔板将增殖区分隔成环向长度 203mm，极向长度 420mm，径向长度 203mm的2×6的12个增殖单元模块，子模块间
总结
新的CH HCSB TBM 2×6结构模型已经被确立起来，其结构和尺寸都有较大的改动。基于此模型，借助三维中子学输运程序MCNP/4C及FENDL-2.0截面数据库的中子学设计已经完成。在此次三维MCNP建模中，把 中国HCSB TBM的计算模型嵌入到ITER-FEAT模型中，然后进行整个模块计算。同时为了减少计算中的误差，采用了二百万个源中子进行计算，这尽可能地保证了计算结果的精度。通过计算获得整个TBM的能量 沉积为 0.587MW，Local TBR为0.57，在ITER实际运行状况下，氚产生率为0.0123g/d，TBM内最高功率密度为6.26MW/m3，其出现在第一壁的位置。同时，利用3-D MCNP模型计算出的中子通量和放射性计算程序 FDKR，对TBM在停堆后的余热、潜在生物危害因子（BHP）和中子引起的活化也进行了初步计算，计算结果能够较好的满足TBM安全要求。