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CFETR 项目需解决的关键问题 关于总体设计的一些考虑

CFETR 项目需解决的关键问题 关于总体设计的一些考虑. 李建刚 (j_li@ipp.ac.cn) 2013.12 四室学术报告会. 中国聚变工程实验堆 China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR). CFETR 主机. CFETR 磁体. CFETR 核岛. CFETR 科学和技术目标. 填补 ITER 和聚变示范堆( DEMO) 之间的科学技术差距,演示连续大规模聚变能安全、稳定发电的工程可行性。 一期采取类 ITER 科学技术,目标为 20 万千瓦,实现稳定、可靠、安全、氚自持和稳态运行。

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CFETR 项目需解决的关键问题 关于总体设计的一些考虑

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  1. CFETR项目需解决的关键问题关于总体设计的一些考虑CFETR项目需解决的关键问题关于总体设计的一些考虑 李建刚(j_li@ipp.ac.cn) 2013.12四室学术报告会

  2. 中国聚变工程实验堆China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) CFETR主机 CFETR磁体 CFETR核岛

  3. CFETR科学和技术目标 • 填补ITER和聚变示范堆(DEMO)之间的科学技术差距,演示连续大规模聚变能安全、稳定发电的工程可行性。 • 一期采取类ITER科学技术,目标为20万千瓦,实现稳定、可靠、安全、氚自持和稳态运行。 • 二期以自主创新为主,目标为大于100万千瓦,探索示范堆先进安全的重大科学和技术问题,研究聚变堆材料、发电效率,开展聚变电站的安全和经济性研究,为在本世纪中叶,在我国独立自主大规模建设聚变电站奠定坚实科学技术基础。

  4. CFETR与ITER的关系 • 采用ITER全超导托克马克技术路线,吸收消化ITER技术,尺寸与ITER(85% ITER尺寸)相当。 • 在建设方面采用ITER 70%的技术积累,弥补ITER短时间(400秒)、氚不能自持、不发电等功能。 • 一期实现较为可靠稳妥的科学目标(200MW),但工程上实现稳态连续和氚自持,研究聚变堆工程可行性。 • 在科学实验方面,在短时间尺度(400-3000秒)充分利用ITER,并与之相互对比、验证,充分分享ITER科学成果和经验。 • 二期充分利用国内外最先进经验和科学实验成果,通过堆内部件的简单升级和采用先进物理,在同一个堆上实现大于1000MW聚变能输出,研究示范堆重大科学、工程技术、安全、经济性等问题。与ITER实现互补。

  5. 可行性及风险分析 • 通过EAST、ITER的建设,成功建设实验堆主机和大部分辅助系统的把握较大(>90%)。 • 对反应堆等离子体物理理解与工程相比较弱,可以通过广泛的国际合作,引入大批一流国际专家,未来5-10年在EAST开展高水平长脉冲实验,培养队伍。 • 尚有一些关键技术我国积累较少,如实验包层及材料、远程智能遥操、大型氚工艺、燃料循环等。急需开展先期预研。预研的成功可以大大减少风险! • 福岛核事故为我们重新审视更高的安全标准提供很好的参考。氚的分离储存要考虑最坏条件:同时停电、停水、爆炸。同时科学的宣传聚变堆的固有安全性:无停堆燃料融化、高放辐射的问题。

  6. 一些重要问题的考虑与对策 • 能否长时间运行(burningtime, 0.3-0.5 占空比) • 如何选择包层(氚的滞留和提取) • 如何提高avalability , 如何更换内部部件 • 偏滤器的选择和解决方案 • 如何选择加热和驱动 • 如何选择诊断和控制 • 如何确定燃料的滞留 • 托卡马克主机的一些原则和考虑 • 辅助系统的一些原则和考虑

  7. 如何长时间运行(Burning time) Ip = 7MA, Pfu = 50-100MW Ramp up: 35 wb, tsatrt-up~ 100s Burn time: 90wb, tburn > 7200s-SSO at beta N =1.5, fbt=0.25-0.5 Ip = 10 MA, Pfu=400MW Ramp-up:45wb, tsatrt-up~ 150s Burn time: 75 > 5600s -SSO at beta N =2, fbt=0. 5-0.75 两次放电间隔:5-10分钟(励磁) 很容易实现占空比:0.3-0.5 • ITER: 120wb, 90(80)wb for ramp-up, burn, 400s-3000s (30) • CFETR ~100 wb, Ip=7-10MA, 45wb for ramp-up, 55wb for burn Solutions: • Nb3Al (2212HTc) CS:30% higher 130wb • Ramp-up: 10MWEC+15MWLH: 20% saving: 10 wb ~90 wb for burn time

  8. Options of Core Plasma

  9. 内部部件更换的情况分析 建议采用的VV结构 半年全部包层更换 • 偏滤器靶板瓦(ELM,Halo,破裂),LW RH更换。 • 包层FW瓦 (破裂,高能粒子),HW RH 更换,数天 • 偏滤器CASK损坏, LW RH • 水平窗口部件(天线、诊断、NBI、TBM),HW RH,数周 • 包层更换(按方式,在VV内分别有2-3种主包层,有1-2种窗口测试包层)VW RH,数月 • 全部内部部件更换, VW+LW,1年 4-8个水平窗口 RH对部件快速更换 B-I B-II 快速偏滤器部件更换 6个月全部偏滤器更换

  10. 垂直吊装的考虑和优点 教大的低场区 延展 • VV外中子泄漏大大减低 • 简化安装及部件传输过程 • 热室利用率高 • 不如水平切割拆卸方便 上部热室 吊装空间

  11. 最有价值的设计参考:日本SSTR 4 sets of SG for power generation 2 sets of Remote Maintenance 2 sets of Neutral Beam lines ECH for pre-ionization Pellet for fuelling 2 sets of Remote Maintenance 4 sets of SG for power generation

  12. 最有价值的设计参考:日本SSTR Polar Crane Replaceable Blanket Cask (Vertical maintenance) 4 sets of SG for power generation Divertor maintenance rooms Power Supplies for NBI Vacuum Pumping System/room

  13. 加热、驱动与诊断 Up to 0.3 H.Zohm

  14. H&CD and diagnostics Q~1-3, t> 2 hour-SSO 第一阶段 Pfusion ~ 50-100 MW,3~5dpa Ip = 6-8MA, Bt=4.5T, BetaN=1.5-2 LHCD: 4.6GHz, 15MW( 1 port) NNBI: 250keV, > 2 hours 20MW ( 1 port),off-aix posibility ECRH: 170GHz, 20MW (1 R port) ICRF 30-50MHz, 30MW (加热) ITER-like 诊断 (26) ( 5 up port, 5 low port, 3 M port) Key diagnostics(16-26): SSO magnetic Surface monitors (camera?)performance + control Retension&Dust By A.Costley

  15. Phase II of CFETR: DEMO validation DIII-D Stationary discharges at βN ~ 3.1, fNI ~ 0.8, DIII-D /EAST efforts at βN ~ 3.5, fNI ~ 0.9, Phase 2: AT H-mode (DT-2,6-8y) Ip=14MA; Bt=5.3T, BetaN=3.0 R=6.0m, a=2.0m, K=2.0, Advanced TMB Q~ 10, Pfus = 1000MW, Qeng > 1 (200MW net electricity generation) ITER-like diagnostics(26) + DEMO-magnetic. Extension DIII-D AT(10s) to EAST(1000s) Explore possibility for higher Ini ~1 Explore possibility for EC (H&CD) only

  16. Phase II of CFETR: DEMO validation

  17. Divertor concept validation EAST 2013-2015 Ptotal = 34 MW CW ITER-like W divertor 10MW/m2, full metal CFETR- Super-X CFETR- Snowflake EAST- Snowflake EAST: snowflake experiments Vs EFIT+TSC+B2, Radiation+detache CFETR: Snowflake, Super-x, Snowflake+Super-x, adding D1+D2 coils new concept exploration

  18. 托卡马克主机的一些原则和考虑 • TF数为16,铁磁材料的波纹度可以忽略不计 • 4个大垂直窗口,水平窗口中等尺寸,留2个切向窗口,用于安装VS或雪花偏滤器线圈,安装两个NBI系统。 • 真空室参考ITER,为双层结构,中间可以通硼化水或氦气,辅以WC,实现对热中子的最后一道屏蔽。 • PF线圈按大垂直窗口位置布放。 • 下单零偏滤器位型结构 • 真空室未来运行温度小于300度,可以尽可能留有足够大的内部空间,低场区尽可能有较大的三角形变。由于是LSN位型,可以考虑上下非对称,给下半部留下大的空间,即下部偏滤器部位的真空室形状可以大一些曲率,给偏滤器抽气流导,特别是雪花偏滤器线圈留下足够空间。 • 下偏滤器要留6-8个类ITER窗口,用于外置式低温泵交替工作(4个),以及诊断。像ITER一样通过RH,可以更换数个偏滤器或移出全部偏滤器。

  19. 有关包层的一些原则和考虑 • 由于CFETR中子量要比ITER大2-3个量级,中子的屏蔽至关重要,包层的屏蔽要求要比ITER高两个量级,以保障超导磁体在20年内不会受辐照损伤而影响性能。 • 为保障TBR和防止中子在窗口处的泄漏,水平窗口要竟可能的少。 • 包层是未来产氚和产能的最重要的关键部件,一定要有2-4种不同的方法(2种最可行的产氚,2种考虑未来DEMO应用,考虑较高的热效率),分布在极向2-3个部位,大环连续。 • 建议开始水冷、氦冷设计的概念和物理设计。 • T-system(close cycling of T,90%of T from exhausting system,2-3hours for T reprocessing . 10%T from TBM,6-12h)。T在VV滞留是小量(10g),在管道中是大量(kg/y), 防氚涂层(减低100以上)是必须的。 • 要把包层提氚与运行模式紧密耦合,VV内现阶段的知识有一定积累。T-plant 运行模式要根据包层的类别优化。 • 热效率从30%--提高到40%是未来能否实现净发电的重要一环,包层设计要考虑留有升级余地。

  20. 辅助系统的一些原则和考虑 • 低温、CODAC、水冷等系统目前按ITER一样即可 • 诊断在A.Costley报告的基础上,考虑最简单的诊断系统,重点是位型、密度、中子、高能粒子、偏滤器&PFC状态、DUST等与装置安全运行密切相关的诊断。先考虑12-15项。 • ECRH:基本在ITER的基础上,重点考虑ECCD 20MW。 • LHCD:20MW 4.6GHz, PAM天线 • NBI:采用500keV 负离子源,off-aix加热和驱动。 • ICRF:采用分布式天线,尽快开始在托卡马克上的实验。 • 调研热室在托卡马克厅上面、下面的可行性。 • 大规模氚工厂的技术差距和5-10年road map • RH:如果采用垂直吊装,只要吸收消化JET+ITER即可 • 电源部分要考虑发电功能(留有提高热效率的升级余地),总消耗电功率争取控制在400MW以内。

  21. Summary • CFETR目标明确,一期任务中的最重要问题是如何实现稳态运行和氚自持. • 参照ITER,建设该系统应该没用问题,请大家认真调研,参考过去国外(ITER)的设计,尽快分工明确,确定最主要的待解决科学和技术问题 • 针对这些科学技术问题,列出零级量问题中的关键R&D条目. • 最大限度的利用国际合作。 • 目标是3-5年基本完成闭环的工程设计和建设R&D

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