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作 者:黄锦华[1] 盛光昭 施汉文 游承伦 谢中友[1] 邓柏权[1] 冯开明[1] 王学人[1] 薛淑兰 王庆明[1] 黄中琪[1] 张飚 阳彦鑫 吴灵桥 张丽 张国书[1] 吕晓兰 霍铁军[1]
机构地区:[1]核工业西南物理研究院
出 处:《核聚变与等离子体物理》1990年第4期193-208,共16页Nuclear Fusion and Plasma Physics
摘 要:本文描述了托卡马克工程试验混合堆(TETB-Ⅲ)的概念设计。堆芯等离子体、各类磁体、包层中子学与热工水力、磁体屏蔽等设计协调一致地体现在堆结构设计中。结构设计考虑了各部件维修的需要和冷却剂进出管道的具体安排。燃料增殖只安排在等离子体环的外侧包层,放宽对内侧包层的中子学性能要求,以及实现较低的锂冷却剂磁流体动力学压降等是设计的一些特点。最后,对设计进行了安全性分析和有关放射性的计算。The conceptual design of a tokamak engineering test breeder,TETB-II,is described.The design of core plasma,different kinds of magnets,neutronics and thermohydraulics of blanket,and magnet shielding are reflected in the structure design consistently The maintenance requirement for various components has been considered and arrangement of coolant inlet /outlet tubes is included.Fissile breeding is restricted in outboard blaaket,the demand of neutronics performance on inboard blanket is relaxed,and a low MHD pressure drop of lithium coolant through the blanket is achieved.Those are some of the characteristics of this design.Finally,safety analysis and calculation results of radioactivity are presented.
分 类 号:TL371[核科学技术—核技术及应用]
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