ITER氦冷固态实验包层模块第一壁氢同位素双向输运数值分析

氦冷固态实验包层模块(HCCB-TBM)安装于国际热核聚变实验堆(ITER)中,用以验证HCCB包层概念的氚增殖能力与热移出能力。HCCB-TBM第一壁用于承受堆芯等离子体粒子轰击和包容内部功能材料。外侧等离子体驱动氘、氚粒子渗透与内侧氢分压驱动渗透的同时存在,形成了第一壁的双向氢同位素输运。此双向输运可能对第一壁外表面再循环系数、包层增殖氚的纯化产生重要影响。基于商业软件COMSOL建立第一壁双向氢同位素输运模型,研究第一壁的氢同位素的输运特征。仿真结果表明：第一壁中的冷却剂流道具有强的氢同位素移出能力,使得双向输运解耦合;在ITER等离子体脉冲周期中,放电过程中已扩散到材料内部的氚在等离子体关停时扩散回流到真空室侧,关停时的回流将降低向冷却剂流道的氚渗透损失。     

氟盐冷却高温堆氚输运特性数值研究

氚的控制是限制氟盐冷却高温堆（FHR）发展的关键问题，欲实现氚的有效控制，首先需明确氚在熔盐堆一回路中的输运行为。本文阐明了氚在熔盐堆一回路中的输运特性，包括氚的产生及存在形态的分化、石墨对氚的吸附、氚在熔盐中的溶解与扩散以及氚在管壁材料中的渗透等。针对氚在熔盐堆一回路中的输运行为，建立了数学物理模型，基于FORTRAN语言开发了适用于FHR的氚输运特性分析程序TAPAS。通过将实验数据与程序计算结果对比，说明了TAPAS程序计算的合理性和准确性。利用TAPAS对模块化移动式氟盐冷却高温堆（TFHR）中氚的输运特性进行了分析。计算表明，TFHR的初始产氚率约为5.54×10^-8 mol/s，一回路中的氚主要以T₂形式存在，腐蚀反应主要发生在热管段入口处。反应堆运行25 EFPD（等效满功率天）后，石墨吸附氚达到限值。反应堆稳态运行时，T₂向管壁表面的渗透速率可视为常数，其值为8.35 μmol/EFPD。本研究可为FHR的研究设计和辐射防护提供参考。     

CLAM钢中氕氘的渗透与去除

低活化铁素体/马氏体钢（RAFM钢）是聚变堆产氚包层的优选结构材料。氢同位素在结构材料中的扩散渗透特性关系到产氚回收率、燃料循环及运行安全。本工作对国内研发RAFM钢之一的CLAM钢进行了气体驱动的氘渗透实验，得到573～873 K温度范围内氘的宏观溶解度S（mol/(m³•Pa^0.5)）为0.264exp(-22 447/RT)，扩散系数D（m²/s）为1.38×10^-7exp(-17 271/RT)，渗透率Φ（mol/(m•s•Pa^0.5)）为3.64×10^-8exp(-39 718/RT)。还进行了氕氘气体混合物的渗透实验，确认了渗透同位素效应；探索了钢中溶解氘的真空热释放去除。     

含氚气体中氚分压BIX在线测量方法研究

建立了一种聚变堆氘氚燃料循环系统燃料气及工艺气等含氚混合气体中氚分压在线快速测量方法,该方法通过测量氚衰变产生的β射线与材料相互作用发射的轫致X射线（BIX）,利用轫致X射线的计数率与含氚气体氚分压的标定关系曲线,实现含氚气体中氚分压（活度浓度）的实时测量。该方法中的轫致X射线是通过β射线与表面喷金的铍窗材料作用而产生的,X射线的测量采用NaI(Tl)探测器。研究过程中建立了轫致X射线计数率与氚分压的标定关系曲线,对于纯氚气体,氚压测量范围为1 Pa~10 kPa（氚活度浓度为10¹²~10¹⁵ Bq/m³）时,计数率（C）与氚压（p）的标定曲线为C=5.01×10⁴（1-e^-4.55×10-5p）,其指数拟合相关系数为1.000 00。对于氚体积分数为1%的氚-氦混合气体,氚分压测量范围为1~100 Pa（氚活度浓度为10¹¹~10¹⁴ Bq/m³）时,计数率与氚分压的标定曲线为C=5.24×10²(1-e^-4.69×10-3p),其指数拟合相关系数为0.998 60。对于氚体积分数为1%的氚 氢混合气体,氚分压测量范围为1~100 Pa（10¹¹~10¹⁴ Bq/m³）时,计数率与氚分压的标定曲线为C=5.18×10²(1-e^-4.61×10-3p),其指数拟合相关系数为0.999 53。利用以上标定曲线,对任意氚分压的含氚混合气体进行验证测量,结果表明,该方法测量精度较高、响应速度快、测量稳定性好,在氚测量技术中是一种很有前景的方法。     

氚老化对钯钇合金膜氢渗透性能的影响

在聚变堆燃料循环系统中,钯合金膜将被用于氢同位素与杂质气体间的渗透分离以及含氚杂质中氚的催化回收。长期连续的氚操作将使合金膜体内因氚衰变而累积3He,产生氚老化效应。本工作研究了贮氚老化对Pd8.5Y0.19Ru（原子百分数）合金膜的氕、氘渗透性能的影响。研究结果表明：对于膜内体氦浓度He/M为0.042的氚老化膜,在573～723K温度范围内,氕、氘渗透率被严重降低,膜的氕氘渗透分离系数则有所提高。     

D+注入Li4SiO4的表面化学状态及其热解吸行为

锂陶瓷氚增殖剂的氢同位素行为是聚变堆固态产氚包层关心的重要课题。本文将3 keV D⁺注入Li₄SiO₄,采用X射线光电子能谱在线分析注氘前后材料表面的化学状态,同时采用热解吸谱（TDS）实验技术,研究注氘后Li₄SiO₄中氢同位素的热解吸行为。实验结果表明：D⁺注入会改变Li₄SiO₄表面的化学环境,产生多种辐照缺陷和化学键合状态;氘滞留量和热解行为受注氘时样品的温度影响较大,可在一定程度上预测产氚包层中氚的滞留行为。     

在线产氚辐照装置物理参数模拟

在线产氚回路对我国氚增殖模块（TBM）增殖剂候选材料的考核、氚增殖剂材料的在线释放规律研究具有重要意义,辐照装置是在线产氚回路的关键部件。本工作采用MCNP程序模拟在线产氚辐照装置在堆内辐照时的物理参数,计算结果如下：自屏因子为0.430,等效反应截面为1.09×10^-22cm²,每日产量为2.8×10¹⁰Bq,总发热功率为8.2kW。模拟计算结果为该装置的设计提供了必需的数据支持。     

氚化学与氚分析进展与展望

氚是聚变堆的重要燃料，氚的问题是制约聚变能源发展的瓶颈问题之一。氚化学中的科学技术问题是解决涉氚工艺的基础，氚分析测量是氚操作中获取氚信息的主要途径。本文综述了近年来氚化学与氚分析方面的研究进展，从氚与材料相互作用、涉氚材料中的氦行为、氚的氢同位素效应、氚的辐射生物效应，以及氚的分析测量方法五个方面对研究进展进行了分析，并对聚变堆中所面临的挑战进行了展望。     

中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运初步分析

氚输运分析是开展中国氦冷固态增殖剂实验包层系统安全分析及未来聚变堆氚自持运行的重要研究内容之一。基于氚输运理论和固态增殖剂包层系统设计,利用FDS凤麟核能团队开发的聚变系统氚分析程序TAS,构建了固态增殖剂包层系统氚输运分析系统动力学模型。该模型氚输运结果与文献报道的吻合得很好,误差小于6%,验证了模型的正确性。针对中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运问题进行了两种计算方法(稳态、脉冲模式)的初步分析,获得了氚提取系统、氦气冷却系统回路氚分压,实验包层模块冷却流道、窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路材料中氚滞留量,窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路氚日渗透量等数据。最终对比结果显示,脉冲模式分析方法能够实时地跟踪源项的快速变化,更符合中国氦冷固态增殖剂实验包层系统实际运行情况。窗口室内氦气冷却系统回路材料中氚滞留量占到日产氚量的31.3%,因此需要在这些氚滞留损失严重的部位考虑适当的阻氚措施。     

低剂量氚水β射线对人体外周血淋巴细胞染色体的影响

通过染色体非稳定性畸变来研究低剂量氚水β射线的生物效应。将人体外周血与氚水混合培养24h和48h,共培养72h后获细胞得到与氚水作用后染色体畸变的频率并与相同剂量下⁶⁰Co γ射线的细胞效应对比。将实验结果进行回归方程拟合,得到HTO β射线的最佳回归方程Y=（0.001±0.004）+（0.062±0.018）D+（0.053±0.010）D²（n=3,r²= 0.995,P<0.01）;通过比较HTO与γ射线的最佳回归方程可知,方程系数的主要区别在b值,提示在低剂量的情况下β射线诱发畸变的能力更强。将⁶⁰Co γ射线作为参考可得HTO β射线的相对生物效能（RBE）最大值出现在0.06 Gy,为2.17,RBE值随着剂量的增大而减小。     

Tritium diffusivity in crystal grain of Li2TiO3 and tritium release behavior under several purge gas conditions

It has been reported by the present authors that behavior of tritium release from solid breeder grain is consisted of diffusion in grain, tritium transfer at surface layer and surface reactions on grain surface such as adsorption or isotope exchange reactions. Tritium release curves estimated using the tritium release model gave good agreement with observed tritium release curves from Li₄SiO₄, Li₂ZrO₃ or LiAlO₂.

Tritium release behavior from Li₂TiO₃ under humid purge gas, dry purge gas and dry purge gas with hydrogen conditions is discussed in this study, tritium release curves using the release model that we proposed previously give a good agreements with experimental tritium release curves. Tritium effective diffusivity in the crystal grain of Li₂TiO₃ is also estimated in this study using a curve-fitting method applied to the release curves obtained under the humid purge gas condition. It is discussed that change of color of Li₂TiO₃ surface under hydrogen purge gas condition is observed and this phenomenon might affect tritium release behavior from Li₂TiO₃.     

CFETR氦冷固态包层及其辅助系统动态氚输运分析

实现氚自持、建立完整的氚循环系统并保证氚安全是中国聚变工程实验堆(CFETR)的主要目标之一。在CFETR氦冷固态包层及其辅助系统设计过程中,需对系统级氚输运行为进行详细分析,包括氚滞留量、释放量、浓度的动态变化等。基于已建立的动态氚分析程序TriSim-Dynamic,在此基础上进行修改完善,利用该程序对CFETR氦冷固态包层及其辅助系统氚动态输运进行分析模拟,得到了冷却剂及提氚吹扫气中氚浓度、氚分压,管壁及结构材料中氚盘存量,氚通过包层结构材料和辅助系统管壁向真空室、水冷系统及建筑的渗透通量动态变化,并将其稳态值与已进行基准校核的稳态氚分析程序TriSim-SA及理论解析解进行比较,以初步验证分析结果的准确性,数据结果也对CFETR氚安全分析提供了一定的参考。     

氚在RAFM钢中的渗透

采用气相渗透方法，开展了国产低活化铁素体/马氏体钢（RAFM钢?）之一的CLAM钢的氚渗透实验，研究了影响渗透的关键因素，建立了可靠的实验方法。在573~823?K温度范围内，得出氚的渗透率F_T为2.57×10-8exp(-38639/RT)，氚溶解度S_T为2.2×10-1exp(-38639/RT)，扩散系数D_T?为1.17×10-7exp(-22011/RT)。另外，氘氚混合渗透时存在明显的正同位素效应，在实验温度范围内，推导得出的氘氚渗透分离系数α_DT为1.42，氕氚渗透分离系数α_HT为3.76。      

Effect of water vapor on tritium permeation behavior in the blanket system

It is found that most hydrogen supplied to the purge gas changed to water vapor due to the water formation reaction in the early stage of the blanket operation and that physical or chemical adsorbed water is released in the high concentration into the blanket purge gas when the blanket temperature becomes higher than several hundreds of degrees K if the pre-treatment is not applied to the solid breeder materials. Effect of coexistence of water vapor in the purge gas on permeation behavior of hydrogen through F82H ferritic steel in the breeding part and palladium–silver (Pd–Ag) in the recovery part is discussed because use of them is generally considered for recovery of bred tritium from the solid blanket. Almost no decrease in permeation rate of F82H is observed in this study when water vapor exists in the blanket purge gas. The permeability of hydrogen isotopes through the Pd–Ag pipe gradually decreases when water vapor exists in the blanket purge gas. Properties required in estimation of the hydrogen permeated to the purge gas are experimentally obtained in this study.     

Tritium release from bulk of carbon-based tiles used in JT-60U

Tritium thermal release behavior from the isotropic graphite tile and the CFC tile used as the plasma facing material of JT-60U was experimentally examined. Whole tritium retained in the bulk of tile could not be released by dry gas purge at high temperature in such a period as one day. Utilization of the isotope exchange reaction using purge gas with hydrogen or humid gas was more effective to release the retained tritium. However, approximately 1% of retained tritium was not recovered by the isotope exchange reaction with dry hydrogen even though such high temperature as 1200 °C was applied. Combustion method with oxygen was required to recover all tritium left in the deeper site of the tile. It was observed that combustion of isotropic graphite tile and CFC tile became vigorous at higher temperature than 700 °C though the combustion rate was rather slow at 650 °C.     

Tritium permeation in EUROFER in EXOTIC and LIBRETTO irradiation experiments

The reduced activation martensitic steel (RAFM) EUROFER is foreseen as a structural material in test breeder module (TBM) in ITER and breeder blanket in DEMO design. In a number of irradiation experiments conducted in high flux reactor (HFR) in Petten EUROFER was used as a containment wall of the breeder material, through which tritium permeation was monitored on line. Thus in EXOTIC-9/1 (EXtraction Of Tritium In Ceramics) experiment where Li₂TiO₃ pebbles were the breeder material, EUROFER was irradiated up to 1.3 dpa at 340–580 °C. In LIBRETTO experiments (LIBRETTO-4/1, -4/2 and -5) the breeder material was lead lithium eutectic which was in direct contact with the EUROFER containment wall. The neutron damage in steel achieved in the LIBRETTO experiments varied from 2 to 3.5 dpa. The irradiation temperature was 350 °C (LIBRETTO-4/1), 550 °C (LIBRETTO-4/2), and 300–500 °C (LIBRETTO-5).Tritium permeability was studied by varying the irradiation temperature and hydrogen concentration in the purge gas. From the analysis of the temperature transients performed in all four experiments yielded the tritium diffusion coefficients were derived, which appear to be factor ten lower than the literature data obtained in the gas driven permeation experiments.     

聚变实验增殖堆氚系统设计研究(英文)

介绍了核工业西南物理研究院聚变实验增殖堆工程概要设计(FEB-E)中的氚系统设计研究。第一部分介绍包层氚增殖区的划分、几何尺寸、装料特征和用蒙特卡罗程序计算得到的液态锂中的氚浓度分布;第二部分描述根据聚变堆氚物理基础构造的氚循环系统,共分成 10 个子系统及它们之间氚的流程图。运用研制的程序SWITRIM 计算了各个子系统中的氚投料量随时间的变化,满功率运行一年后各个子系统中的氚投料量。研究结果表明起动 143 MW 聚变功率 FEB-E 堆所需要的初始氚投料量大约为 319 g。第三部分对不同的运行状态下的氚泄漏问题进行了分析。潜在的氚泄漏危险可能来自于偏滤器系统从等离子体中抽出的气体。得到的结论是提高FEB-E 堆芯等离子体的燃耗份额从而减少氚的通过量对降低氚的泄漏危险是重要的。     

钯的氚老化效应

钯因其显著的氢同位素效应、抗毒化及良好的固氦特性,已广泛应用于氚工艺中。随着工作时间的延长,钯中衰变产生的³He将影响其应用性能。文章就氚老化对钯的p-C-T曲线、力学性能、微观结构的影响,及³He在钯中的微观行为进行了综述。氚老化导致坪压降低、坪斜增加、氚尾增加、力学性能下降。氚衰变产生的³He聚集形成氦泡,导致晶格膨胀,且在钯中形成自间隙原子簇、位错、位错环等结构缺陷。