ITER 实验包层计划综述
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 ctor，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。
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
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。
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
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）
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
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。
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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。
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。
（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。
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。
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
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 是具有 500MW 聚变功率、可持续燃烧 500s 的、世界上第一个热核聚变实验堆。在热核聚 变环境下，它将为人类发展聚变能提供前所未有的 物理和工程实验平台。在其目标中，验证聚变燃料 氚增殖和自持技术，是建造 ITER 的最重要的工程 实验目标之一。
为了验证将来的示范堆（DEMO）和商用聚变 堆的一些关键工程技术（如氚的增殖技术、氚提取 技术、以及能量获取技术、材料综合性能等等）， 在 ITER 装置赤道平面位置上设计了三个实验包层 模块（TBM）窗口，分别进行不同设计概念和不同 实验目标的产氚包层模块实验，也为 ITER 各参与
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。
ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析
收 稿 日期 ： ０ ８０ — １ 修 回 日期 ： ０ ８０ — １ ２ ０ —４ ０ ； ２ ０ — ７２
基 金 项 目 ： 家 自然 科 学基 金 项 目（ ０ ７ １ ５和 １ ６５ ２ ） 中科 院知 识 创 新 工 程 项 目 国 １ ７ ５３ ０ ７ １３ ；
ｔ ｅ ｆｒ ｔ ｗａ ｌ０ ｈ ｉ ｓ ｌ ｆＤＦＬＬ— ＴＢＭ ｎ Ｉ ｉ ＴＥＲ
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ITER 实验包层计划综述
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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。
ITER包层屏蔽块全尺寸原型件的设计与关键制造技术的研发
ITER包层屏蔽块全尺寸原型件的设计与关键制造技术的研发康伟山;吴海标;谌继明;吴继红;陈耀茂;侯少毅;刘浩然;郭时玲;李玲;邓智勇【期刊名称】《核聚变与等离子体物理》【年(卷),期】2015(000)001【摘要】ITER包层屏蔽块全尺寸原型件应基于当前的设计方案，满足其物理功能，并符合包层界面的设计要求。
另外，在屏蔽块全尺寸原型件的设计中，还要充分考虑关键制造技术的研发结果，例如深孔钻、TIG焊接、NDT 检测等技术，这些关键制造技术的研发结果，为设计提供了技术保障。
该全尺寸原型件的顺利完成并通过ITER相应认证程序，是中方签署采购的必由环节，也为今后完成采购包奠定了基础。
【总页数】6页(P35-40)【作者】康伟山;吴海标;谌继明;吴继红;陈耀茂;侯少毅;刘浩然;郭时玲;李玲;邓智勇【作者单位】核工业西南物理研究院，成都 610041;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;核工业西南物理研究院，成都 610041;核工业西南物理研究院，成都 610041;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455;东方电气广州重型机器有限公司，广州 511455【正文语种】中文【中图分类】TL62+6【相关文献】1.ITER屏蔽块真空热氦检漏装置热工水力学设计与分析 [J], 冷桢;康伟山;谌继明2.ITER屏蔽包层最新设计的热工水力和热应力分析 [J], 康伟山;张秀杰;袁涛;谌继明3.ITER屏蔽包层屏蔽块热工水力分析 [J], 张秀杰;谌继明;康伟山;袁涛;吴继红4.中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层系统设计研发进展 [J], 王晓宇;中国HCCBTBS团队;段旭如;赵奉超;张龙;盛倩;吴姝琴;罗德礼;郁杰;武兴华5.ITER屏蔽块冷却通道热工水力分析与设计改进 [J], 赵玲;李华奇;郑健涛;易经纬;康伟山;谌继明因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
ITER计划的目标
ITER计划的目标ITER设计总聚变功率达到50万千瓦，是一个电站规模的实验反应堆。
其目标：在和平利用聚变能的基础上，探索聚变在科学和工程技术上的可行性。
其作用和任务：用具有电站规模的实验堆证明氘氚等离子体的受控点火和持续燃烧，验证聚变反应堆系统的工程可行性，综合测试聚变发电所需的高热流和核部件，实现稳态运行，从而为建造聚变能示范电站奠定坚实的科学基础和必要的技术基础。
1. ITER计划的科学目标ITER运行第一阶段的主要目标是建设一个能产生50万千瓦聚变功率、有能力维持大于400秒氘氚燃烧的托卡马克聚变堆。
在ITER装置中将产生与未来商用聚变反应堆相近的氘氚燃烧等离子体，供科学家和工程师研究其性质和控制方法，这是实现聚变能必经的关键一步。
在ITER装置上得到的所有结果都将直接为设计托卡马克型商用聚变堆提供依据。
ITER装置的建造是受控热核聚变研究的新阶段，也是人类更接近实现受控聚变能的标志。
图1 ITER装置示意图ITER运行的第二阶段将探索实现具有持续、稳定、高约束的高性能燃烧等离子体。
这种高性能的“先进燃烧等离子体”是建造托卡马克型商用聚变堆所必要的。
ITER计划在后期还将探索实现高增益的燃烧等离子体。
ITER计划科学目标的实现将为商用聚变堆的建造奠定可靠的科学和工程技术基础。
2、ITER计划的工程技术目标ITER计划的另一重要目标是通过创造和维持氘氚燃烧等离子体，检验和实现各种聚变技术的集成，并进一步研究和发展能直接用于商用聚变堆的相关技术。
在过去十余年中，与建设ITER有关的技术研发已经基本完成。
目前建造ITER 的技术基础已经基本具备。
ITER现有的工程设计有相当坚实的技术基础，是完全可以实现的。
ITER 计划在技术上的另一重要任务是检验各个部件在聚变环境下的性能，包括辐照损伤、高热负荷、大电动力的冲击等，以及发展实时、本地的大规模制氚技术。
上述工作是设计与建造商用聚变堆之前所必须的，而且只能在ITER上开展。
中国ITER固态实验包层模块热工水力优化设计和分析
ｆ ｒｔ ｏ ｈｅ ＣＨ ＨＣＳ ＴＢＭ ｆ Ｉ Ｂ ｏ ＴＥＲ
ＺＨ Ａ Ｏ Ｚｈｏｕ，ＦＥＮ Ｇ ａ— ｉ Ｋ ｉｍ ｎｇ， ＺＨ Ａ Ｎ Ｇ ｕｏ ｓ Ｇ — ｈｕ， Ｙ Ｕ Ａ Ｎ ｏ Ｔａ
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在 确保结 构安 全 的前 提下 ， 了降 低 结 构 为
的复 杂性 以及减 少 结构 材 料增 加 增殖 材 料 ， 以 此 来 提 高 氚 增 殖 率 同 时 减 少 Ｔ Ｍ 结 构 材 料 的 Ｂ 核 热沉 积 ， ２０ 从 ０ ７年 开 始 对 Ｔ Ｍ 模 块 进 行 了 Ｂ
国 际 热 核 实 验 反 应 堆 Ｉ Ｅ Ｉｔｒ ａｉｎ ｌ Ｔ Ｒ（ｎ ｅｎ ｔ ａ ｏ
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为 Ｉ Ｒ 上 的 一 个 测 试 模 块 ， 设 计 目标 就 是 ＴＥ 其
为 了验证 和获 取 聚变 堆 包 层 氚增 殖 技 术 ， 对 这
程序 Ａ Ｙ ＮＳ Ｓ和计 算 流体 力 学程 序 Ｆ Ｎ 对 实 验 包 层 模 块 进 行 了相 应 的 分 析 。 分 析 结 果 表 明 热 工 Ｉ ＵＥ Ｔ 水 力 优 化 是 合 理 的 ， 可 以接 受 的 。 是
关 键 词 ： 国氦 冷 固态 增 殖 剂 实 验 包 层 模 块 ； 工 水 力 ； 化 设 计 和 分析 ； 度 分 布 ； 却 剂 压 降 中 热 优 温 冷
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。
ITER实验包层模块的三维确定论方法计算
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算， 给 出 了各 区 中子 注 量 率 、 ＴＢ Ｒ等中子学参数 ， 并 与 ＭＣ ＮＰ程 序 的计 算 结 果 进 行 比 较 ， 比较 结 果 证 明
iter计划
iter计划随着时代的发展，科技的进步，人们对于生活质量的要求也越来越高。
在这样一个背景下，iter计划应运而生。
iter计划是一个旨在推动科技创新，提高生活品质的计划，它涉及到多个领域，包括人工智能、生物科技、环境保护、健康医疗等。
iter计划的目标是通过科技的力量，改善人们的生活，推动社会的进步。
首先，iter计划在人工智能领域有着重要的作用。
人工智能已经渗透到各个行业，为生产、生活带来了很多便利。
iter计划将会加大对人工智能技术的研发和应用，推动人工智能技术更好地服务于人类。
通过人工智能技术，我们可以实现智能制造、智能交通、智能医疗等，从而提高生产效率，改善生活质量。
其次，iter计划还将致力于生物科技的发展。
生物科技的应用范围非常广泛，包括医药、农业、环保等多个领域。
iter计划将会加大对生物科技的投入，促进医药研发，提高农业生产效率，推动环保技术的创新，从而实现健康、绿色、可持续发展。
此外，iter计划还将关注环境保护领域。
随着工业化进程的加快，环境污染问题日益严重，已经成为制约社会发展的重要因素。
iter计划将会加大对环境保护技术的研发和应用，推动清洁能源的发展，提高资源利用效率，减少污染排放，保护生态环境，实现可持续发展。
最后，iter计划还将重点关注健康医疗领域。
健康是人类幸福生活的基础，而医疗技术的发展对于健康的维护和治疗疾病起着至关重要的作用。
iter计划将会加大对医疗技术的投入，推动医疗设备的创新，提高医疗服务的水平，加强疾病预防和控制，促进全民健康。
综上所述，iter计划是一个涉及多个领域的计划，旨在推动科技创新，提高生活品质。
通过加大对人工智能、生物科技、环境保护、健康医疗等领域的投入，iter计划将会为社会发展带来新的动力，为人们的生活带来更多的便利和福祉。
让我们共同期待iter计划的实施，为美好的未来努力奋斗！。
ITER氦冷固态增殖剂试验包层模块中子学设计与优化
核 聚 变 与 等 离 子 体 物 理
Ｎ ｕｃｌｅａｒ Ｆｕｓｉｏｎ ａｎｄ Ｐｌａｓｍ ａ Ｐｈｙｓｉｃｓ
文章编号 ：０２５４－６０８６（２０１８）０１—００６３－０６ ＤＯＩ：１０．１６５６８￣．０２５４—６０８６．２０１８０１０１０
Ｖｏ１．３８，Ｎｏ．１ Ｍ ａｒｃｈ ２０１８
温度容 易超过设计限值 ，这给 ＴＢＭ 的中子学设计 和优化带来了很大的限制 。在对 ＨＣＣＢ ＴＢＭ 进行 中子学设计和优化时 ，必须遵循 的原则为 ：（１）不 影响 ＴＢＭ 的整体安全性能 ，例如 ＴＢＭ 结构的承压 要满足安全要求 ，各材料区的温度不能超过设计限 值等 ；（２）尽可能不对 ＴＢＭ 的整体结构造成大的改 动 ，只针对 ＴＢＭ 内部结构的材料和布置进行优化 ， 避免增加 ＴＢＭ 的设计和加工难度。
运行 一天后的产氚量为 ０．４２ｍｇ，但 总核热和最大功率密度有了一定降低 。
关键词：氦冷固态增殖剂试验包层模块 ；中子学设计和优化 ；产氚率
中图分类号 ：ＴＬ６１ ３
文献标志码 ：Ａ
１ 引言 ＩＴＥＲ 试 验 包 层 模 块 （ＴＢＭ）也 称 为 示 范 堆
（ＤＥＭＯ）增殖包层的实验模拟件 ，将安装在 ＩＴＥＲ 装置 的试验窗口并在 ＩＴＥＲ运行的不同阶段进行测 试 ，其主要 目标是为 了验证聚变堆条件下的“氚增 殖”和“能量获取”技术 ，并对聚变堆设计工具 、计算 程序 、核数据库等进行实验验证 ，同时在一定程度 上对聚变堆材料进行综合性能测试…。
中国氦 冷固态增 殖剂试验 包层模 块［２Ｉ（ＨＣＣＢ ＴＢＭ）的概念设计方案已经通过了 ＩＴＥＲ 组织的概 念 设计评 审 ， 目前 已进 入详细 设计阶段 。ＨＣＣＢ ＴＢＭ 模块的设计优化是详细设计阶段 的重要工作 内容 ，而 中子学设计是 ＴＢＭ 设计优化的基础和重 要部分 。ＴＢＭ 中子学设计和优化的 目标是在满足 安全要求的前提下尽可能提高产氚率 ，同时降低功 率密度峰值。固态增殖剂 ＴＢＭ 概念的局限性在于 增殖剂的热导率较低且有很高的功率密度峰值 ，其
ITER中国液态锂铅试验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析
ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析第28卷第3期2008年9月核科学与工程ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringVo1.28NO.3Sep.2008ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析宋勇,黄群英,吴宜灿,FDS团队(中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)摘要:对等离子体注入ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁滞留的氚进行了分析,考虑了第一壁温度梯度,材料表面清洁度,加挂Be瓦及结构材料内缺陷等因素对氚滞留量的影响.分析结果显示,滞留的氚主要存在于中子辐照引起的缺陷内;氚滞留量对第一壁面向等离子体侧的清洁度及加挂Be瓦很敏感;总的氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.关键词:氚滞留;第一壁;等离子体;实验包层模块中图分类号:TL64文献标识码:A文章编号:0258—0918(2OO8)03—0263—05Analysisonplasma—drivenaccumulationoftritiuminthefirstwall0fDFLL—TBMinITERSONGYong,HUANGQun—ying,WUYi—can,FDSTeam(InstituteofPlasmaPhysics,ChineseAcademyofSciences,HefeiofAnhuiProv. 230031,China)Abstract:Theplasma—drivenaccumulationoftritiumintheFirstWal1(FW)fortheDu—al—FunctionalLithium—LeadBlanketModule(DFLL—TBM)hasbeenevaluated.Thein—fluenceofsurfaceconditionsontheFW,temperaturegradient,berylliumlayer cladontheplasmafacingside,andtrappingindefectsonthetritiumaccumulationhave beenconsidered.TheresultsshowthatmostofthetritiumaccumulationiSintheneut ron—produceddefects.Anditisverysensitivetothesurfaceconditionsonplasmafa cingsideandtheberylliumlayercladonthefrontsideoftheFW.Thetota1tritiuminvento ryisabout0.58mg,andcan’tevidentlyinfluencethetritiumaccumulatio nintheva cuumvesselofITER.Keywords:tritiumaccumulation;firstwall;plasma;testblanketmodule 收稿日期:2008—04—01;修回日期:2008—07—21基金项目:国家自然科学基金项目(10775135和10675123);中科院知识创新工程项目作者简介:宋勇(1978一),男,安徽人,博士研究生,从事聚变堆氚系统研究263中国液态金属锂铅实验包层模块DFIL—TBM(DualFunctionalLithiumLead—TestBlanketModule)主要是为了演示和验证中国聚变发电反应堆(FDS—II)液态金属包层l1和部分演示聚变驱动次临界混合堆(FDS一工)双冷嬗变包层?2]的相关技术而设计的,并计划在国际热核实验堆(ITER)内进行实验的包层模块,其也可以验证聚变高温制氢反应堆(FDS一?)高温包层口相关技术.在DFLL—TBM中,氦气作为冷却剂冷却第一壁和结构材料,液态金属锂铅作为氚增殖剂,并可同时作为自冷却剂;在放人ITER内实验时,第一壁面向等离子体侧加挂2ran1Be瓦.j].聚变堆运行过程中,等离子体中部分高速运动的离子会逃脱磁场约束注入到面向等离子体材料中,这些离子会在第一壁结构材料内扩散,滞留.其中滞留的氚很容易在结构材料内积累形成高的氚滞留量,一方面导致金属材料产生脆化现象,另一方面在事故情况下滞留的氚会释放出来.氚是重要的聚变燃料,并具有放射性和较强的活动性,很容易通过结构材料渗透到包层外而造成核燃料的丧失和对周围工作人员及居民的放射性危害.因此,尽量降低第一壁滞留的氚是确保聚变堆安全的重要因素之一.针对DFII一TBM建立了等离子体注入第一壁中氚滞留的分析模型,计算了稳态情况下第一壁中的氚滞留量,并对影响氚滞留量的相关因素进行了分析,寻求了可能降低氚滞留量的方法.1分析模型如上所述,注入第一壁中氚会在注入深度范围内形成很高的氚浓度分布,并继续扩散运动,一部分氚向等离子体侧扩散,然后在表面复合解吸再返回到等离子体中,一部分氚向内部扩散渗透到氦冷却剂中,还有一部分氚会在材料内部滞留下来].如图1所示:.为从等离子体中注入的氚通量,.为返回到等离子体中的氚通量,几为渗透到氦冷却剂内的氚通量, C为注入深度R处的氚浓度,c.为靠近等离子体侧的氚浓度,C为靠近氦冷却剂处的氚浓264图1氚注入DFLL—TBM第一壁示意图Fig.1TritiumimplantedintheFWofDFLLTBM 度,L为第一壁厚度.在等离子体驱动的氚渗透中,氚扩散到结构材料表面,两个氚原子会发生复合从表面解吸出来,其解吸通量J可以表示成_7.,一2KC(K一靴/K)(1)其中,C为结构材料表面氚原子浓度,K为复合系数,S为黏着因子(表示材料表面的清洁度),一1/(27cTkBT)(T为氚分子质量,kB为玻尔兹曼常数,丁为热力学温度),K为Sie—verts常数.在稳态运行阶段,氚的扩散遵循菲克扩散定律及质量守恒原理?8.+I,一J.(2)Jo—D(C一C.)/R一2KoC(3)-,-一D(C.一C)/(L—R.)一2KC(4)其中,D为材料氚扩散率.氚在结构材料中的浓度C包含两种形式l_g]:溶解在材料中的浓度C和在材料缺陷中的浓度c.因此,氚在第一壁结构材料中的滞留量包括两个部分:材料中溶解的氚滞留量()及材料缺陷中的氚滞留量().对于马氏体钢,当温度高于573K时,材料本身存在的一些缺陷如空位,空洞,晶界,位错等对氚的扩散和滞留影响非常小,可以忽略l1.对于DFLI一TBM,其第一壁结构材料的工作最低温度高于613Kl4],因此对于均匀分布在材料内的晶格缺陷对氚滞留量的影响可以不予考虑.从等离子体中逃逸的离子注入到第一壁的深度通常只有几个纳米,因此离子辐照引起的缺陷主要存在于注入深度的范围内,而且在此范围内缺陷浓度变化很小;但聚变产生的14 MeV中子的注入深度要远大于第一壁厚度,可认为中子辐照产生的缺陷均匀分布于整个第一壁结构材料内,缺陷浓度为w_】.因此分析第一壁结构材料缺陷内的氚滞留量包括两个部分:离子辐照缺陷内的氚滞留量(工.)及中子辐照缺陷中的氚滞留量(f).对于DFLL—TBM,达到稳态运行时,材料中溶解的氚浓度分布可表示如下:C(z)=:=(Co—C)(1—37/Rp)+C,z?(0,R.)(5)C(z)===(C.一CI)(1一x/L)+CL,37E(R.,L)(6)缺陷中的氚浓度Cf变化率可表示为l_6]警一47rRTDEC(wT—C)一Cexp(--Eb/kT)](7)则稳态时,缺陷内的氚浓度C为c一,z?(0,L)(8)则氚在结构材料内的滞留量为—IC(z)?A?dx(9)J0A为第一壁面积.因此第一壁材料中的总的滞留量为—+,+,(10)2分析条件2.1计算参考参数1)考虑ITER典型脉冲运行情况:400s/ 1800S,即等离子体放电时间为400S,停留1400S,一年3000个脉冲;2)氚注入通量.一1×10.ion/(m?s)c,离子注入深度R.一5×10m;3)第一壁面向等离子体侧面积A===0.8 m,L一5mm,在等离子体和He冷却剂之间的温度分布为:T—T.(1一alz),T.一823K,a一12.2(m一)[];4)第一壁中由中子和离子辐照产生的缺陷浓度取为基体材料体密度的0.1%[1;5)对于裸露的第一壁,初始状态下,其面向等离子体侧的黏着因子S.一3.1×1O一,氦冷却剂侧的黏着因子SL一2.6×10l8].2.2材料相关参数DFLL-TBM的候选结构材料选用中国低活化马氏体钢CIAM_1,其氢同位素(氘气)在钢内的扩散及Sieverts常数可参考日本正在研发的低活化钢F82H的信息,具体参数见表1_1,CLAM钢原子密度fD一8.5×10atoms/m..参考F82H,陷阱能Eb一0.63eV. 表1材料扩散及Sieverts常数Table1DiffusionandSieverts’Constantsf0rMaterials对于氢同位素,其在同种材料中的溶解度可认为近似相等;氚在材料内的扩散常数可利用经典扩散理论:D/D,一(/m)(i和J对应不同的氢同位素),根据氘在材料内的扩散常数推导出氚在材料内的扩散常数].3计算与分析基于以上分析模型和分析条件,对等离子体注入DFLL-TBM第一壁滞留的氚进行了计算,并对影响氚滞留量的相关因素,如第一壁表面的黏着因子,面向等离子体侧加挂Be瓦等进行了敏感性分析.3.1第一壁没有加挂Be瓦1)保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×10不变,增加面向等离子体侧的黏着因子s.,则计算结果如图2所示.可以看出S.对氚滞留量的影响很大,随着S.的增大,氚滞留量会大幅减少,当S.达到0.03以上后,再增加S.,对氚滞留量的减少影响不明显.2)保持面向等离子体侧黏着因子S.一3.1 ×1O不变,增加氦冷却剂侧的黏着因子s? 则计算结果如图3所示.265量鼬蜒到1垛bD昌耐圈挺捌1垛黏着因子()图2S.对氚滞留量的影响Fig.2TritiuminventoryVSS0黏着因子()图3S对氚滞留量的影响Fig.3TritiuminventoryVSSL可以看出,S对氚滞留量的影响较小,随着S的增大,氚滞留量会略有减少,当S达到2×10以上时,其大小对氚滞留量将无明显影响.造成这一现象的主要原因在于:粘着因子s.越高,表示材料表面越清洁(在理想洁净状态下,粘着因子最大值为1_7),则材料表面氚原子复合解吸的速率就越快,相应地注入到第一壁内的氚解吸返回到等离子体中的比例就会增加?],第一壁内氚的浓度就会下降,则氚的滞留量就会显着降低.另外还可看出,中子辐照缺陷内的氚滞留量最大,占总滞留量的80以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留266量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级.其主要原因在于,中子辐照产生的缺陷存在于整个第一壁结构材料内,而离子辐照产生的缺陷主要存在于离子注入深度范围内,这样,中子辐照缺陷内的氚滞留量将占主导地位.因此提高结构材料抗辐照能力,减少辐照缺陷的产生,将有助于大大降低结构材料内的氚滞留量.3.2第一壁加挂Be瓦保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×1O不变,增加Be瓦面向等离子体侧的黏着因子S.,则计算结果如图4所示.?,鼬挺]垛黏着因子(So)图4Be瓦对氚滞留量的影响Fig.4TritiuminventoryVSSowithBelayer可以看出,当加了2mmBe瓦后,即使在黏着因子S.较低时,氚滞留量也会大大降低, 降低幅度接近6O倍.主要原因在于等离子体中的氚注入到Be中时,会在Be瓦表面内的空隙中聚集,使空隙逐渐变大形成互相连接的孑L隙,直至孔隙打开,则注入的氚会重新复合然后返回到等离子体中__】?.加挂的Be瓦会使注入的氚大量返回的等离子体中,减少氚向第一壁结构材料内的扩散,因此结构材料内的氚浓度降低,氚滞留量大大减少.计算结果显示,当加挂2mmBe瓦,且S.一3.1x10时,等离子体注入DFLL—TBM第一壁中的总氚滞留量约0.58mg.在实际运行过程中,随着等离子体不断冲刷第一壁表面,面向等离子体侧的清洁度会提高,黏着因子会增大_】,相应的氚滞留量会降低.因此,可以看出等离子体注入DFLL—TBM的氚滞留量是很低的,不会对ITER真空室内的氚滞留造成显着影响.4总结通过上述分析,可以得出以下主要结论:1)等离子体注入第一壁滞留的氚主要存在于中子辐照缺陷内,且占总滞留量的8O以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级;2)面向等离子体侧的黏着因子S.对氚滞留量影响很大,随着S.的增大,氚的滞留量会大幅减少,而氦冷却剂侧的黏着因子s对氚滞留量的影响很/J,;3)第一壁加Be瓦会大大降低氚滞留量.对于DFLL—TBM,第一壁加挂2rnmBe瓦,总氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.因此,从聚变堆氚安全角度考虑,第一壁结构材料需要具有良好的抗辐照能力,同时面向等离子体侧要尽可能保持清洁,达到增大表面黏着因子以减少氚的滞留;另外,在第一壁加Be瓦也是可以有效地降低氚滞留的一个重要手段.参考文献:[53[63E7][8][9][10][11][12][13][14][1]吴宜灿,等.聚变发电反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2005,25(1):76—85.E2]吴宜灿,等.聚变驱动次临界堆概念设计研究[J].核科__5] 学与工程,2004.24(1):72-80.[3]吴宜灿,等.聚变高温制氢反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2008,28(1):1-9.[4]WuY,FDSTeam.DesignanalysisoftheChinaDual—FunctionalLithiumLead(DFII)testblanketmoduleinITER[J].FusionEngineeringandDesign,2007,82:1893一】903WuY.FDSTeam.Designconceptandtestingstrategy ofadualfunctionallithiumleadtestblanketmodulein ITERandEAST[J].NuclearFusion,2007,47:1533—1539.PisarevAA,eta1.Plasmadriventritiumuptakeand leakagethroughplasmafacingmaterials[J].FusionEn—gineeringandDesign,1998,41:103—109. 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