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氚是重要的核燃料,具有放射性和渗透性,极易从聚变堆系统中泄漏出来造成氚燃料的流失和放射性危害,对聚变堆实行有效的氚循环模拟分析是维持氚燃料自持和周围环境安全性的重要手段。 TAS(Tritium Analysis Program for Fusion System)是FDS团队在研究并借鉴国际相关程序的基础上,基于FDS系列聚变堆概念设计及氚分析理论而发展的一套自主知识产权,应用于聚变堆自持性分析、氚燃料管理优化、安全分析等领域的氚循环分析软件系统。 TAS1.0:首次耦合聚变堆氚循环模型与包层氚分布模型。 TAS2.0:引入可用度,脉冲运行模式对氚循环影响。 基本功能: 氚循环分析 包层氚分析 技术特色: 聚变堆氚自持性分析 自持所需TBR分析 自持所需氚供应量 聚变堆氚燃料管理 启动所需的氚投料量 氚增值与倍增分析 氚消耗分析(燃耗、衰变、泄露) 燃料循环系统设计优化 聚变堆氚安全性分析 聚变堆内氚滞留量分析 聚变堆向环境的氚释放量 应用实例: 应用于聚变堆氚系统设计、氚燃料管理优化、聚变堆安全分析等相关领域 燃料循环分析与包层氚分析 广泛运用 双功能液态铅锂测试包层DFLL-TBM 氚分析: 氚滞留量,向环境释放量计算,验证设计的氚安全性 提交ITER报告:《DFLL-TBM氚分析DDD》、《DFLL-TBM氚安全分析报告》 中国聚变工程实验堆CFETR氚循环分析: CFETR包层氚分布分析 CFETR自持所需最小TBR与投料量计算与分析 CFETR燃料循环子系统氚滞留量计算与分析 代表文献: [1]倪木一,宋勇,黄群英等。聚变堆氚分析程序TAS1.0的设计与开发,核科学与工程,2009,29(4):355-361. [2]M Ni,Y Song,Q Huang, Y Wu. Trtium Safety Assessment on High Temperature Liquid Blanket for Fusion-Based Hydrogen Production Reactor FDS-III, Fusion Science and Technology and Technology, 2011,60: 1125-1128

 

 
 日期:【2015-07-04】
 
 

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