聚乙烯醇膜材料氚衰变辐照效应研究

利用FTIR、XRD、AFM等方法,分析了聚乙烯醇（PVA）膜材料在不同氚气氛下的氚衰变辐照效应,表征了氚衰变β射线对PVA中氢与氚同位素置换的诱导激化作用,明确了PVA中的氚取代主要发生在C-H基团,而醇羟基O-H基团因强烈的氢键作用而未发生氚取代;材料的表面形貌、结晶度等均发生了变化。通过PVA膜拉伸力学性能实验,测定了不同氚衰变辐照下PVA膜材料的拉伸强度和伸长率。结果显示,与其微观结构变化趋势一致。     

贮氢材料在氚技术中的应用

简要介绍了在氚技术中应用贮氢材料的意义和在氚技术中应用的贮氢材料的研究现状、典型贮氢材料的特性、贮氢材料用于氚技术的优点，及贮氢材料在工业规模的氚处理技术中的应用情况。     

单斜相偏锆酸锂陶瓷氚增殖材料研究

单斜相偏锆酸锂是聚变堆中最有前途的氚增殖材料之一。该材料具有较高的锂原子密度和优异的氚释放行为,成为近年来最受重视的陶瓷氚增殖材料。在Ｌｉ２Ｏ－ＺｒＯ２二元系中,存在九种不同的锆酸锂相,因此制备单一相的锆锂陶瓷十分困难。本文作者以干法制备工艺为基础,从热扩散的角度分析了Ｌｉ２ＺｒＯ３的形成机理,改进了制备工艺,成功地制备出了单斜相Ｌｉ２ＺｒＯ２陶瓷材料粉末样品。     

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...     

氚在Li2SiO3中释放行为研究

分别用堆照１０，１００ｈ的Ｌｉ２ＳｉＯ３样品，在１００－８００℃范围内用氦气载带法，研究了氚的释放规律。观察到在６００℃时，９７％的氚都已释放。研究了氚释放与温度的关系、扩散规律及加热后样品的变化。     

堆内辐照氚增殖剂球床有效热导率分析

氘-氚聚变反应堆中,固态氚增殖剂包层能不断为聚变反应提供氚核素,是实现聚变反应堆商用的关键技术之一。由锂陶瓷小球堆积形成的球床形式的固态氚增殖剂包层具有比表面积大、产氚效率高等优点,是我国重点发展的氚增殖剂包层形式。氚增殖剂球床须能支撑在堆内辐照时的高温环境,这就要求氚增殖剂球床有较好的导热特性。球床的有效热导率在球床设计和辐照过程中的安全分析十分重要,因此在中国先进研究堆（CARR）开展了氚增殖剂球床在堆内辐照环境下的有效热导率测量实验。根据MCNP计算得出的球床发热功率,结合实验测量的球床温度分布反推得到氚增殖剂球床的有效热导率,并与广泛应用于球床有效热导率计算的改进型ZBS模型计算结果以及堆外实验结果进行对比分析,理论值与实验值能较好吻合。     

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。     

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。     

出生前氚水照射引起大鼠脑损伤的超微结构研究

给妊娠11 d 的大鼠经腹腔单次注入氚水,使体水氚浓度分别为5.55×10~6Bq/mL和5.55×10~5Bq/mL 体水,其1 d 龄和18 d 龄仔鼠累积吸收剂量分别为1.6—1.7Gy和0.16—0.17Gy,可引起其大脑和小脑皮质神经元细胞核及核周质中细胞器等超微结构明显损伤。90 d 龄时上述超微结构改变已消失,但仍可见增生的胶质细胞突起填于受损的神经毡结构中。     

氚污染不锈钢暂时性封闭材料研究

在对氚污染不锈钢进行去污、解体时,污染物表面的氚极易因轻微扰动而逸出。为防止氚的这种扩散给环境和工作人员带来二次污染,在其表面覆盖一层对氚具有阻挡作用的涂层、内部填充一种对氚具有阻挡作用的填充物是很有必要的。对中性硅酮胶和泡沫混凝土封氚效果进行了研究,结果表明：静态条件下,中性硅酮胶膜的封氚率>85%;动态条件下,自制泡沫混凝土的封氚率>99%。中性硅酮胶膜和泡沫混凝土对氚污染样品均具有较好的封闭效果,可作为氚污染部件去污、解体时的暂时性封闭材料。     

On the Tritium Breeding Capability of Flibe, Flinabe, and Li20Sn80 in a Fusion-Fission (Hybrid) Reactor

In a commercial (DT) driven fusion reactor, the tritium breeding ratio per incident fusion neutron must be greater than 1.05 to maintain tritium self-sufficiency for the driver. In this study tritium breeding capability of three different coolants, namely Flibe (LiF·BeF₂), Flinabe (LiF·NaF·BeF₂), and Li₂₀Sn₈₀ in a (DT) driven fusion-fission (hybrid) reactor was investigated for different refractory alloys (W-5Re, TZM, T111, and Nb-1Zr) as structural material. Neutron transport calculations were conducted with the help of SCALE 4.3 SYSTEM by solving the Boltzmann transport equation with code XSDRNPM. The contribution of Flibe, Flinabe, and Li₂₀Sn₈₀ with respect to ⁶Li enrichment in their lithium content to overall TBR was investigated. In addition, the effect of structural material type on TBR was examined.     

聚变堆氦冷固态包层结构和6Li富集度对产氚率的影响

在聚变堆固态包层基本参数基础上，建立简化20°模型，包层分第1壁装甲、第1壁冷却板、氚增殖区和支撑结构。分别选择Li₄SiO₄和Li₂O做增殖材料，应用MCNP程序，研究第1壁结构布置和6Li富集度对产氚率的影响。结果表明：₆Li富集度适宜选择在30％~80％之间；第1壁选择Be装甲可提高产氚率；冷却管板的厚度应取3cm以下，以避免对产氚造成不利的影响。     

Radiation Damage and Tritium Breeding Study in a Fusion Reactor Using a Liquid Wall of Various Thorium Molten Salts

A new magnetic fusion reactor design, called APEX uses a liquid wall between fusion plasma and solid first wall to reach high neutron wall loads and eliminate the replacement of the first wall structure during the reactor’s operation due to the radiation damage. In this paper, radiation damage behavior of the inboard and outboard first walls made of a ferritic steel, 9Cr-2WVTa, in the APEX blanket using various thorium molten salts, 75% LiF-25% ThF₄, 75% LiF-24% ThF₄-1% ²³³UF₄ and 75% LiF-23% ThF₄-2% ²³³UF₄ was investigated. Furthermore, tritium breeding potential of these salts in such a blanket was also examined. Computations were carried out using the code Scale 4.3 by solving Boltzmann neutron transport equation. Numerical results brought out that only the liquid wall containing the molten salt, 75% LiF-23% ThF₄-2% ²³³UF₄ and having a thickness of ≥38 cm would be suitable to be used in the APEX reactor with respect to radiation damage criteria for the first wall structures and tritium self-sufficiency for the (DT) fusion driver.     

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。     

CFETR氚自持分析评估与验证策略

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,简称CFETR)的主要目标之一是实现氚自持。采用氚平衡法对CFETR不同运行工况下的氚自持条件进行了分析评估。结果表明:在500 MW运行阶段,CFETR实现氚自持所需的最小氚增殖比(TBR_r)为1.098,小于CFETR增殖包层可达到的氚增殖比(TBR_a),即在理论上满足氚自持条件。在此基础上,提出了CFETR未来通过定期的氚衡算来验证氚自持的基本策略。在基准输入参数和氚存量测量精度限制(1%)条件下,CFETR氚自持验证实验的运行周期需要大于22 d(氦冷包层)或87 d(水冷包层)。     

Impact of Solid Breeder Materials on Tritium Breeding in a Hybrid Reactor

Tritium breeding ratio (TBR) is one of the important parameters in design of a Deuterium–Tritium (DT) driven hybrid reactor. Therefore, selection of tritium breeder materials to be used in the blanket is very crucial. In this study, tritium breeding potential of the solid breeders, namely, or in a (DT) fusion driven hybrid reactor fuelled with or was investigated. For this purpose in addition to these solid breeders, different types of liquid breeders, namely natural lithium, Flibe, Flinabe and were used to examine the tritium breeding behavior of liquid–solid breeder couple combinations. Numerical calculations were carried out by using Scale 4.3. According to numerical results, the blanket with fuel using natural lithium as coolant and as solid breeder had the highest TBR value.     

Tritium Breeding Capability of Heliotron-H Fusion Reactor Blankets

Preparation and operation procedures of chromatographic column for hydrogen isotope separation have been examined. The best separation of isotopic molecular hydrogen was obtained when the stationary phase was activated at 230°C for 16 h and subsequently deactivated with CO₂ at ?7°C. The technique has been applied to analyzing commercially available tritium gases. Protium tritide (HT), DT, and tritiated-methane and -ethane were observed as impurities in all three samples analyzed. It was experimentally confirmed that most of the contaminant protium in the tritium gas came from the inner-surface of the storage vessel.     

量热法测量贮氚容器中的氚

设计建造了 1台样品池容积为1 95mm× 42 0mm的大型氚量热计。该量热计测量样品热功率下限为 6mW。样品热功率在 1 60～ 3 5 0 0mW范围内时 ,信号输出与样品热功率的线性相关系数大于0 9999。当样品热功率不低于 1 60mW时 ,精密度好于 0 2 %。它适用于非对称置样方式的样品中氚的测量。对大容积铀化学床中氚的实测结果表明 :该量热计具有较好的准确性。