搜索结果: 16-30 共查到“知识库 核聚变工程技术”相关记录145条 . 查询时间(2.041 秒)
聚变堆中第一壁材料钨的紧束缚理论研究
钨 熔点 晶格肿胀 紧束缚理论
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2021/2/26
为研究辐照时处于电子激发态下第一壁材料钨（W）的结构演化规律和热力学性质，采用紧束缚方法对聚变堆中W的物理性质进行理论研究。结果表明，体系在高能粒子辐照下诱导的电子激发导致了体系中被辐照的区域自发出现微孔、晶格急剧膨胀、熔点下降等现象。具体地，在中等电子温度（~5 000 K）以下，W的晶格膨胀主要由晶格温度驱动，但在电子温度较高时电子温度导致被辐照区域的晶格膨胀效应不可被忽略。特别是当电子温度很...
钨中自间隙原子团簇扩散行为的分子动力学模拟
聚变堆材料 钨 自间隙原子 分子动力学模拟
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2021/2/26
钨被视为未来聚变堆中最有可能全面使用的面对等离子体材料。而在未来聚变堆真实环境下，氘氚聚变反应产生的14 MeV高能中子辐照将在材料中产生严重的原子离位损伤和各种缺陷积累。其中自间隙原子（SIA）及其团簇是中子辐照损伤中最常见的缺陷种类。本文采用分子动力学模拟系统研究钨中1/2〈111〉和〈100〉 SIA团簇的稳定结构和形成能，发现SIA团簇最稳定结构是1/2〈111〉 SIA团簇结构，SIA团...
聚变堆金属材料中子辐照多尺度计算模拟
聚变 金属材料 中子辐照 计算模拟
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2021/2/26
中子辐照条件下材料结构与性能是中国聚变工程实验堆（CFETR）以及未来聚变反应堆工程设计的重要依据。钨材料是CFETR拟全面使用的壁材料，但中子辐照导致钨硬度升高和韧性大幅下降，严重影响材料的服役性能，进而影响CFETR运行的安全性和稳定性。在目前缺乏聚变中子源进行辐照实验的情况下，开展聚变堆材料中子辐照模拟研究显得愈发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下，本文以钨为模型材料，构建...
高约束运行模式（H 模）是未来聚变堆（如国际热核聚变实验堆（ITER）、中国聚变工程试验堆（CFETR）等）稳态运行的一个基本模式。通常的H模面临的最大挑战之一是高约束条件下边缘局域模（ELM: Edge Localized Mode）引起的等离子体边缘区温度、密度台基的周期性突发式崩塌。这些崩塌过程释放的强脉冲热流会导致偏滤器热负荷过载、靶板材料溅射损伤甚至融化；不仅引起偏滤器靶板的损坏，而且可...
冷冻靶降温过程温度场分布及冰层生存时间研究
惯性约束核聚变 低温冷冻靶 快速降温 生存时间
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2021/1/11
为在冷冻靶上成功实现惯性约束核聚变点火，需在打靶前将冷冻靶丸内冰层温度降低1.5 K。针对冷冻靶快速降温过程温度场发生突变导致冰层质量恶化的问题，数值研究了快速降温过程中冷冻靶温度场的瞬态特性，并提出了优化降温方案。数值模拟基于Boussinesq假设，通过UDF编程，获得了降温速率的影响规律，并分析比较了不同延迟时间下延迟降温的数值结果。结果表明：降温开始时，最大温差急剧增大但最终趋于稳定；减小...
为对过冷沸腾两相流动进行准确模拟，并探索临界热流密度（CHF）预测方法，本文基于共轭传热和两相CFD分析的方法，通过流固界面耦合，建立流固共轭传热两相流动耦合求解的数值模型。首先通过典型燃料棒栅元过冷沸腾两相流动的模拟，验证数值模型的正确性。随后对燃料子通道内两相流动进行模拟，并在两相流动模拟的基础上，通过准瞬态的方法，建立与CHF试验过程非常近似的CHF预测方法，将加热壁面的温度飞升作为CHF判...
确定论中子输运方法具有计算速度快、可获取物理量的精细场分布、可高效多物理耦合等优点，随着有限元方法在中子输运模拟中的应用，复杂几何结构、大尺度下的屏蔽问题和临界问题都能得到高保真建模和分析。离散纵标（SN）法是求解中子输运方程的有效数值方法，基于OpenMP并行机制对各独立离散方向进行并行求解，可提高SN输运模拟的计算速度，但并行规模较有限。对几何空间进行区域分解并采用MPI并行机制，可实现大规模...
利用长期浸泡的方法分析研究了压水堆二回路工况下A508Ⅲ和A106Gr.B低合金钢在乙醇胺（ETA）+二甲胺（DMA）、ETA、氨（NH3·H2O） 3种碱化剂中的均匀腐蚀行为，并利用扫描电镜、X射线光电子能谱和AES等技术分析了氧化膜的结构和组分。
小型NaK热真空电磁泵设计及其特性实验研究
NaK热真空电磁泵 环形线性感应 流量 等效电路
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2020/4/22
采用等效电路法设计了额定工作温度为500 ℃、额定流量为11 m3/h、额定扬程为30 kPa的小型NaK热真空电磁泵。利用中国原子能科学研究院的ATC-SNaK装置获取该电磁泵的工作特性曲线，并分析了工质温度、功率、运行频率对其运行特性的影响。结果表明，泵最优运行频率与NaK工质的温度相关。本文研究结果对泵的设计及运行程序的制定具有指导意义。
高温气冷堆核材料衡算方法研究
高温气冷堆 核材料 衡算 不明损失量评价
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2020/4/22
高温气冷堆（HTR）采用球形包覆颗粒燃料元件，采用不停堆换料运行方式。因此，其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆，也不同于散料核设施，不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此，本文针对HTR核材料管理，提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量（MUF）评价的方法。该方法根据H...
起伏振动下倾斜管内单相流流动阻力特性分析
起伏振动 单相流 振动摩擦阻力系数
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2020/4/22
起伏振动状态下单相流流动阻力的正确计算对漂浮核电站的安全性有显著影响。实验研究了不同起伏振动工况和流动工况对倾斜圆管通道内单相水摩擦压降的影响，提出了方便计算的振动摩擦阻力系数。结果表明，振动摩擦压降大于稳定状态的，并呈周期性波动，波动周期与振动频率一致。振动摩擦阻力系数平均值随雷诺数和倾角的增大而减小，随管径和振动频率的增大先增大后减小，随振幅的增大而增大。通过实验数据拟合得到起伏振动下倾斜管内...
固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价
固-固二元复合材料 等效导热系数 模型评价
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2020/4/22
等效导热系数（ETC）是表征复合材料导热性能的重要参数，与连续相导热系数kc、分散相导热系数kd、分散相填充率ø、分散相形状及排列方式等密切相关。因此，复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型，但这些模型在预测固固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性，因此，应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先...
基于弥散燃料颗粒开裂的金属基体裂纹特征模型
弥散燃料 金属基体 裂纹特征 数理模型
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2020/4/22
金属基弥散燃料元件在特殊工况下会发生表面起泡失效。燃料颗粒开裂是金属基体开裂的前提条件，只有当金属基体开裂后元件才会发生表面起泡。燃料颗粒开裂后，裂纹宽度和塑性区长度等裂纹特征决定了金属基体开裂行为。基于弹塑性断裂力学和应力平衡条件，建立了基于弥散燃料颗粒开裂的金属基体裂纹特征模型。计算结果表明：裂纹张开位移随退火温度和燃耗深度的升高而增加；裂纹尖端塑性区长度主要与退火温度相关。裂纹张开位移和塑性...
高温气冷堆舱室抗商用飞机撞击的耦合数值分析
高温气冷堆 反应堆舱室 飞机撞击 动力响应
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2020/4/22
本文建立了大型商用飞机撞击典型高温气冷堆核电站反应堆舱室的非线性有限元模型，计算中混凝土舱室直接采用工程用钢筋混凝土的损伤塑性本构模型，飞机结构采用Johnson-Cook本构模型。对飞机高速撞击高温气冷堆核电站反应堆舱室非线性撞击过程进行模拟计算，得出正面和侧面撞击条件下的撞击载荷曲线、撞击位移云图、反应堆舱室混凝土破坏情况等结果。评估表明，反应堆舱室结构在撞击条件下的整体损伤微小，可为保护内部...