聚变堆氚分析程序TAS1.0的设计与开发  

Development of tritium analysis system TAS 1.0

作　　者：倪木一[1,2] 宋勇[1,2] 黄群英[1,2] 吴宜灿[1,2] FDS团队 

机构地区：[1]中国科学技术大学,安徽合肥230026 [2]中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031

出　　处：《核科学与工程》2009年第4期355-361,共7页Nuclear Science and Engineering

基　　金：国家自然科学基金项目(10675123;10775135;50871108);中科院知识创新工程项目

摘　　要：氚是聚变堆的重要燃料之一,对聚变堆氚系统进行分析从而实行有效的氚控制是聚变研究的重要内容之一。在中国系列液态金属锂铅包层聚变堆概念设计研究基础上,利用现代软件工程方法及面向对象技术设计思想,发展了聚变堆氚分析程序TAS1.0,可用于聚变堆氚自持分析、氚燃料管理及氚安全性分析与研究,并可为聚变堆包层及燃料循环系统设计与分析提供技术支持。通过一系列的测试校验,表明了该程序的正确性与有效性。本文主要介绍该程序的系统设计、技术特点与程序测试。Tritium is one of the fuels used in fusion reactors. Design and analysis on the tritium system are one of key research for fusion reactor study. Based on the research for the some concepts of Chinese liquid metal LiPb blanket fusion reactor, a Tritium Analysis System （TAS1.0） for fusion reactor had been developed by using Software Engineering method and Object-Oriented technology for tritium self-sustaining analysis, trit- ium management and tritium safety analysis. In addition, TAS 1.0 can also support the design of blanket and fuel circulation system. A series of tests and applications had shown the maturity and effectiveness of the system. This paper gives a brief overview of the design of the system, main technical features and the related tests.

关 键 词：聚变堆 氚分析 燃料循环 

分 类 号：TL64[核科学技术—核技术及应用]