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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。
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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