Transcript CFETR项目需解决的关键问题

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([email protected])
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。
• 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。
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。
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。
一些重要问题的考虑与对策
• 能否长时间运行（burning time, 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
如何长时间运行（Burning time）
• ITER：
120wb, 90（80）wb for rampup, 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
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
Options of Core Plasma
Opt1
Opt3
Opt3
Opt4
R(m)/a(m)
3.7/1.2
3.7/1.2
3.7/1.2
3.7/1.2
Ip(MA)
11
11
9.0
8.5
βN
1.6
2.0
2.0
2.8
κ
2.0
2.0
2.0
2.0
δ
0.7
0.7
0.7
0.7
B0(T)
4
3
4
4
Safety factor
4.0
3.3
4.9
5.2
Pfus (MW)
110
90
115
200
ne(1019/m3)
8.2 (0.35nGW)
7.5 (0.3nGW)
8.5 (0.42nGW)
9.5 (0.5nGW)
NWL(MW/m2)
0.32
0.27
0.34
0.60
fBS
12%
13%
19%
31%
PCD(MW)
60
50
80
80
HH(y2,98)
0.95
0.90
0.95
1.2
Operation model
hybrid
hybrid
hybrid
SS
Burning time(s)
2000
2000
6500
内部部件更换的情况分析
• 偏滤器靶板瓦（ELM，Halo，破裂
），LW RH更换。
建议采用的VV结构
半年全部包层更换
• 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
B-I
B-II
4-8个水平窗口
RH对部件快速更换
快速偏滤器部件更换
6个月全部偏滤器更换
垂直吊装的考虑和优点
延展
教大的
低场区
上部热室
吊装空间
• 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
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
最有价值的设计参考:日本SSTR
Polar Crane
4 sets of SG for power generation
Divertor
maintenance
rooms
Vacuum
Pumping
System/room
Replaceable Blanket Cask
(Vertical maintenance)
Power
Supplies
for NBI
加热、驱动与诊断
Up to 0.3
H.Zohm
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
Phase II of CFETR: DEMO validation
• 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-
DIII-D Stationary discharges
at βN ~ 3.1, fNI ~ 0.8,
magnetic.
• Extension DIII-D AT(10s) to EAST(1000s)
• Explore possibility for higher Ini ~1
• Explore possibility for EC (H&CD) only
DIII-D /EAST efforts
at βN ~ 3.5, fNI ~ 0.9,
Phase II of CFETR: DEMO validation
Divertor concept validation
EAST 2013-2015
Ptotal = 34 MW CW
ITER-like W divertor
10MW/m2, full metal
EAST- Snowflake
CFETR- Snowflake CFETR- Super-X
EAST: snowflake experiments Vs EFIT+TSC+B2, Radiation+detache
CFETR: Snowflake, Super-x, Snowflake+Super-x, adding D1+D2 coils
new concept exploration
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。
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，2-3 hours
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。Tplant 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。
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。
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