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Interface design of the blanket system for CFETR

Mingzhun Lei, Yuntao Song, Xiaojun Ni, Xinghua Wu, Junsong Shen, Sumei Liu, Songlin Liu, Xiaoyu Wang, Yong Cheng, Yuanlai Xie2020年被引用 14Nuclear FusionIF 3出版社

The China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) aims to bridge the gaps between fusion experimental reactor ITER and demonstration fusion power reactor. Blanket, one of the key components of the CFETR, is of great importance to achieve the functions of tritium breeding, heat extraction and radiation shielding. As for the next device for fusion energy research in China, two blanket candidate options have been developing in parallel to decrease the risk of both physical and technical issues. Apart from the research and design work on the breeding blanket module itself, the interfaces definition and integration of the blanket system is vital, particularly due to the system interdependencies. The interface design of the blanket system is a challenge due to several factors, such as the thermal expansion, the electromagnetic loads, the feasibility of remote maintenance. In this paper, a preliminary interface definition and integration design of the CFETR blanket system has been presented, based on the design with R = 7.2 m and a = 2.2 m. The purpose is to complete the interface definition and integrated design of the blanket and other components or systems. The vacuum vessel has 16 sectors, and each sector has two inboard and three outboard blanket segments. The blanket segment will be installed and removed by remote maintenance tools through the upper ports. The work addresses the interfaces between the blanket and other system, such as diagnostic system and heating system. Preliminary assessment of the impact on tritium breeding ratio (TBR) for the candidate water cooled ceramic breeder blanket integration scheme has been presented highlighting the influence of the auxiliary interfaces system to TBR.

日本語訳

中国核融合工学試験炉(CFETR)は、核融合実験炉ITERと核融合実証発電炉の間のギャップを埋めることを目的としている。ブランケットはCFETRの主要構成要素の一つであり、トリチウム増殖、熱抽出、放射線遮蔽の機能を達成する上で極めて重要である。中国における次期核融合研究装置として、物理的・技術的両面のリスクを低減するため、2つのブランケット候補概念が並行して開発されている。ブランケットモジュール自体の研究・設計に加えて、ブランケットシステムのインターフェース定義と統合は、システム間の相互依存性により極めて重要である。ブランケットシステムのインターフェース設計は、熱膨張、電磁力、遠隔保守の実現性などの要因により課題となっている。本論文では、R = 7.2 m、a = 2.2 mの設計に基づき、CFETRブランケットシステムの予備的インターフェース定義と統合設計を提示する。その目的は、ブランケットと他の構成要素・システムとのインターフェース定義と統合設計を完成させることである。真空容器は16セクターで構成され、各セクターには2つのインボードブランケットセグメントと3つのアウトボードブランケットセグメントが設置される。ブランケットセグメントは、上部ポートを通じて遠隔保守ツールにより設置・取り外しが行われる。本論文では、ブランケットと診断システム、加熱システムなどの他のシステムとのインターフェースについて検討する。さらに、水冷却セラミック増殖ブランケット統合スキームにおけるトリチウム増殖比(TBR)への影響の予備評価を示し、補助インターフェースシステムがTBRに及ぼす影響を明らかにする。

装置

iter低精度(概要文一致)

wiki

CFETR
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