FEB-E氚泄漏分析

由于氚本身非常昂贵而且氚的泄漏将造成环境污染,因此氚的控制对D-T加料的聚变堆来说是非常重要的问题。通常规定聚变堆环境周围总的氚泄漏率应<3.7×10~(11)Bq·d~(-1)。在聚变实验增殖堆FEB-E设计中采用高压氦气冷却,液态锂作氚增殖剂,因而氚与增殖材料之间具有强的化学亲合力。在正常工作条件下,     

聚变能源中的氚化学与氚工艺研究进展及展望

核聚变被认为是人类社会未来的理想能源，对社会、经济的可持续发展具有重要的战略意义。氘氚聚变反应具有反应截面大、反应速率高、点火温度低及释放能量大等优点，是目前聚变研究的主要目标，而高效的氘氚燃料循环工艺与技术是实现聚变能源商业应用的基础。本文主要介绍氘氚燃料循环所涉及的等离子体排灰气中氚的快速回收、氚的增殖与提取、大规模氢同位素分离、氚测量等相关氚化学与氚工艺的研究进展及展望，以期对未来聚变能源氚工厂相关技术的研究提供借鉴和参考。     

基于积分分析方法对聚变堆启动氚量与所需氚增殖比的评估

托卡马克聚变堆的主要发展方式包括混合堆、纯聚变堆。关于托卡马克聚变堆氚自持的研究,国内外主要采用平均滞留时间方法进行研究,并且针对聚变功率较低的混合堆的氚自持研究较少。本工作采用更符合实际的积分分析方法分析了混合堆、纯聚变堆氚自持的启动氚量、氚增殖比(TBR)要求。研究结果表明：启动氚量、备用氚量与聚变功率具有线性关系,所需TBR与聚变功率呈反比例关系;混合堆聚变功率较低,所需TBR较高,工程实现所需TBR挑战较大,需要通过限制长期氚滞留量以降低所需TBR要求;纯聚变堆聚变功率高,所需TBR较低,工程实现所需TBR挑战较小,但备用氚需求达数十千克,应考虑氚系统的冗余设计或提高氚系统的可靠性、可维护性,以降低备用氚的使用规模;运行因子是聚变堆的一个重要设计指标,在此着重分析了运行因子对所需TBR的影响,并重新定义了一个聚变堆氚自持的关系式,以突出运行因子对氚自持的重要影响。     

聚变堆氚分析程序TAS1.0的设计与开发

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.     

我国聚变堆结构材料表面阻氚涂层的研究进展

阻氚涂层是聚变堆实现氚自持及氚安全的关键科学与技术问题之一。我国通过国家磁约束聚变能发展研究专项依托国内优势单位部署了阻氚涂层基础问题及工程化技术研发工作。本文介绍了国内外聚变堆结构材料表面阻氚涂层研究进展,重点评述了近几年我国在阻氚涂层的材料选择、制备技术及阻滞氢渗透机制三个科学技术问题的研究进展,提出今后的研究方向。目前我国阻氚涂层材料类型以氧化物涂层为主,涂层制备工艺技术在不断优化和更新。Al2O3/FeAl阻氚涂层的电化学沉积铝(ECA)、粉末包埋渗铝(PC)及热浸铝(HDA)等方法的工艺处理规模及涂层阻氚性能在国际上均相对领先。发展了研究阻氚涂层阻滞氢渗透作用机理的方法,将通常基于Fick定律的表象研究方法向原子级方法前推了一步。未来需在考虑涂层制备工艺与基体材料成分、性能的关系及其在复杂形状结构件的适用性基础上,开发长寿命、高阻氚性能的阻氚涂层材料及制备工艺。     

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。     

国外核聚变氚工艺研究简介

开发聚变能可从根本上满足人类对能源的需求。聚变氚工艺主要包括包层产氚工艺和废燃料再处理工艺,它是混合堆和聚变堆的关键技术之一。经过二十多年努力,核聚变研究取得很大进展,聚变氚工艺研究日益得到重视。这里对国外聚变氚工艺研究情况作一简要介绍。     

固态陶瓷氚增殖剂释氚实验研究综述

氚自持是氘氚聚变能实现工程应用和稳态运行必须解决的关键问题之一,氚增殖剂是实现氚自持的关键功能材料.锂基陶瓷固有的热稳定性和化学惰性使其在安全性能方面具有独特的优势,被视为非常具有发展前景的氚增殖剂材料.氚增殖剂不仅要求产氚率高,还要将氚尽可能多地从陶瓷增殖剂中释放出来.本文初步梳理了国内外关于固态氚增殖剂主要释氚实验...     

FEB-E氚循环系统计算机模拟

对聚变实验增殖堆工程概要设计(FEB-E)的氚燃料循环构造了一个动态子系统模型,研制了模拟氚燃料循环系统的计算机程序SWITRIMcode。计算了10个子系统中运行一年后的氚投料量和整个堆系统总的氚投料。     

聚变-裂变混合堆的氚工艺问题

文章描述了聚变堆和聚变-裂变混合堆的氚工艺问题。根据聚变堆和聚变-裂变混合堆的特点讨论了对包层氚增殖材料的要求,列举了几种可作氚增殖的合理材料特性。给出了几种从包层提取氚和从废聚变燃料中回收氚的方法。最后对混合堆的氚安全及防护问题进行了讨论。     

Production of 40 TBq Tritium Using Neutron-Irradiated 6Li-Al Alloy

A facility was reconstructed for producing tritium in 40 TBq per batch. Gaseous tritium was extracted from neutron-irradiated ⁶Li-Al alloy targets by heating at 700°C under vacuum and collected in uranium. The recovery yield of tritium was about 100% and the isotopic purity of the product was about 95%. Through the production run, no leakage of tritium from the facility was observed.     

Overview of tritium safety technology at the Tritium Process Laboratory of JAERI

The Tritium Process Laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute is the only laboratory in Japan where grams of tritium can be handled to carry out R&D on tritium processing and tritium safety handling technologies for fusion reactors. The tritium inventory is approximately 13 grams. Since 1988, basic research has been performed using gram-level tritium quantities. During the past 5 years, approximately 1 kilogram of tritium has been handled in experimental apparatus. The total amount of tritium released through the stack of TPL was controlled to less than 1 Ci without any accidents. In order to establish more complete tritium safety for DT fusion reactors, main R&D areas on tritium safety technology at TPL were focused on a new compact tritium confinement system, reliable tritium accounting and inventory control, new tritium waste treatments, and tritium release behavior into a room.     

电离室氚活度浓度标定及稳定性测量

电离室测氚在氚工厂、核聚变实验堆、环境监测以及各种涉氚实验装置中得到了广泛的应用。通过PVT法配制一定氚活度浓度的含氚气体,利用自主研制的流气式丝壁电离室实验系统,进行电离室氚标定实验,通过正交实验验证影响因素,从而完成对电离室的刻度。结果表明,该类电离室测量稳定性优异,相对偏差均小于1%,压力影响线性相关性均约为1,记忆效应影响较小。电离室IC1、IC2、IC3刻度系数分别为1.35×10¹⁸、1.34×10¹⁸、1.33×10¹⁸。该电离室实验系统能够长期并在线实时准确测量氚,能很好地满足涉氚场所氚在线测量的要求。     

Tritium sorption on concrete protective coatings and the impact on operational safety

Exposures of concrete and selected coating materials to tritiated atmospheres have shown that tritium sorption on these materials and subsequent desorption are important parameters in defining tritium sources within a tritium-handling facility. Exposure time, tritium concentration and humidity of the air atmosphere affected the amount of tritiated water vapor sorbed. Some of the selected coatings reduced the tritium sorbed to less than 1% of unprotected concrete samples.Work funded by AECL Research and the Canadian Fusion Fuels Technology Project (CFFTP).     

离线产氚实验中氚在线监测系统的研制

在增殖剂离线产氚实验中,如何准确实时测量回路中氚浓度和形态（HTO/HT）对于掌握产氚增殖剂氚释放行为,改进增殖剂的产氚性能非常重要。针对离线产氚回路中载气流量小、回路中气体量小以及载气为Ar等特点,基于流气式电离室原理研制了一套数字化氚浓度在线测量系统。该系统中电离室灵敏体积为50 mL,数字化仪表可自控获取、处理及显示回路中的氚浓度。测试结果表明,在Ar气氛下,在35 V左右,电离室即进入饱和区;该系统探测下限可达3.7×10 7 Bq/m 3,能满足离线产氚实验中氚在线监测的要求。     

退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成

明确待退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成,对制定和选择经济有效的退役处理工艺或方法具有重要意义。分层化学蚀刻法是研究氚污染不锈钢材料中氚深度分布及存在形态的主要方法之一。研究过程中,从待退役氚工艺线上取氚污染的不锈钢材料,制成实验试样后,采用常温化学分层蚀刻方法对试样中的氚污染深度和氚的化学组成进行实验研究。结果表明,氚聚集在不锈钢表面层0～4μm范围内,主要以HTO和HT形式,其中HTO占90%以上,且随着表层深度的增加,HT含量占比逐渐增大,直至与HTO含量接近。     

固态氚增殖剂研究进展

增殖包层作为实现可控核聚变燃料"自持"的关键,不仅能实现氚的增殖,而且起着能量转换的作用,氚增殖剂是其中最重要的功能材料。本文从材料体系的制备、性能以及改性总结了固态氚增殖剂的发展趋势。同时,基于当前的研究现状对固态氚增殖剂的发展进行了展望。     

Analysis of Time-Dependent Tritium Breeding Capability of Water Cooled Ceramic Breeder Blanket for CFETR

Attaining tritium self-sufficiency is an important mission for the Chinese Fusion Engineering Testing Reactor(CFETR) operating on a Deuterium-Tritium(D-T) fuel cycle. It is necessary to study the tritium breeding ratio(TBR) and breeding tritium inventory variation with operation time so as to provide an accurate data for dynamic modeling and analysis of the tritium fuel cycle. A water cooled ceramic breeder(WCCB) blanket is one candidate of blanket concepts for the CFETR. Based on the detailed 3D neutronics model of CFETR with the WCCB blanket,the time-dependent TBR and tritium surplus were evaluated by a coupling calculation of the Monte Carlo N-Particle Transport Code(MCNP) and the fusion activation code FISPACT-2007.The results indicated that the TBR and tritium surplus of the WCCB blanket were a function of operation time and fusion power due to the Li consumption in breeder and material activation.In addition, by comparison with the results calculated by using the 3D neutronics model and employing the transfer factor constant from 1D to 3D, it is noted that 1D analysis leads to an over-estimation for the time-dependent tritium breeding capability when fusion power is larger than 1000 MW.     

环境大气氚的测定技术研究

文章分析环境大气中氚的来源，并描述环境大气氚浓度测量系统的组成与测量原理。研究了累积氚取样装置中催化炉的催化温度和气体流速对催化效率的影响、冷阱冷却温度对氚回收率的影响，刻度了氚电解浓集装置的回收率，在此基础上测定了某核设施周围环境大气氚浓度。结果表明：在催化温度为350℃、催化效率为98%、电解浓集装置平均回收率为54%的实验条件下，本测试方法可高灵敏度地测定特定范围内外环境低水平大气氚浓度变化，探测下限可达0.1Bq/m³。