聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层热工水力学参数设计与分析

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层是一个以氦气和液态金属LiPb为冷却剂,以嬗变核废料为主要目的的多功能包层。依据功率平衡模型对不同工况优化的基础上,对该包层热工系统参数进行了设计分析。采用三维商用计算流体力学程序对第一壁和高功率密度区中液态LiPb的流场进行数值模拟计算,给出了优化的典型热工水力参数。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层结构设计与分析

给出聚变驱动次临界堆液态金属LiPb/He气双冷嬗变包层参考结构概念,采用了低活化铁素体/马氏体RAFM钢(如CLAM)作为结构材料、简单液态金属流道、两个独立氦气冷却系统以及燃料球/颗粒等设计方案。重点分析了嬗变包层第一壁、重金属区与裂变产物嬗变区的结构设计特点。     

加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究

通过研究表明:加速器驱动快-热包层耦合次临界系统(ADFTS)具有同时高效嬗变锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的优点.从中子物理学角度,对ADFTS的能量放大行为进行了分析,提出了快包层中子放大系数和快-热包层中子耦合系数的概念,并给出了中子放大系数的计算方法.对加速器驱动次临界系统的增殖能力进行了研究.研究表明,ADS具有比常规临界反应堆更高的增殖能力.     

基于遗传算法的聚变驱动次临界堆嬗变包层长寿命锕系元素初装料中子学优化

在聚变驱动次临界堆的多功能核废料嬗变包层中,长寿命锕系废料的嬗变处理是中子学设计中非常关心的问题。利用FDS课题组开发的多功能中子学程序系统VisualBUS1.0,针对该系统燃耗计算过程具有多变量和多目标函数复杂关系的特点,应用遗传算法对嬗变包层的锕系废料嬗变区的初装料量进行了优化处理,使其在一定的物理和工程参数约束下,指导嬗变区的装料份额取值,分析嬗变区的装料份额对锕系废料的年燃耗深度等参数的影响。     

聚变-裂变混合堆外中子源效应

聚变-裂变混合堆(FFHR)作为聚变驱动次临界系统(FDS),具有良好的物理性能,能够实现产能、氚增殖、嬗变核废料等功能。采用COUPLE程序研究了水冷混合堆包层的铀水比和中子倍增剂对中子源效率的影响。结果表明:包层能谱越硬,外中子源效率越高;适当加入中子倍增剂Be可使外中子源效率增加。研究结果对进一步改进聚变-裂变混合堆的概念设计具有一定的指导意义。     

长寿命裂变产物在聚变驱动次临界堆包层中嬗变的中子学优化分析

商用裂变堆乏燃料中高放长寿命裂变产物(LLFP)由于其具有很强的放射毒性,所以对于它们的嬗变处理非常重要。在对世界上关于LLFP嬗变处理的广泛调研的基础上,考虑到LLFP的同位素分离技术的发展水平,选择了LLFP中99Tc、129I和135Cs的嬗变处理(?)料的化学形式,分析了不同慢化剂材料对嬗变能力的影响,同时针对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层(DWTB)进行了LLFP嬗变的中子学设计和优化分析。     

聚变驱动次临界堆嬗变包层双流场三维数值模拟与分析

采用流体动力学数值模拟软件对聚变次临界堆双冷嬗变包层高功率密度区 (FW、HM1 )液态金属LiPb和氦气流场进行三维数值模拟 ,考察双流场温度分布、LiPb向氦气传热热流密度场等 ,为聚变次临界堆热工水力学设计提供决策依据     

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。     

GDT聚变中子源驱动的嬗变系统的初步物理设计与包层中子学分析

随着核裂变能的不断发展,在提供清洁能源的同时也带来了核废料处理的问题,特别是长寿命的高放射性核素安全处置变得越发重要,通过核嬗变处理核废料是一种公认的行之有效的方法。基于Gas Dynamic Trap(GDT)磁镜装置的聚变中子源具有物理与工程技术难度小、中子通量高、结构紧凑成本低的优点,非常适合作为嬗变系统的聚变驱动器。本文初步设计一套GDT聚变中子源驱动的次锕系核素嬗变系统,其中,GDT聚变中子源作为嬗变系统的驱动器,能够提供两个长度达4 m、总中子产额达5.23×10~(18) n/s的高中子通量区;次临界包层设计采用现有成熟的裂变反应堆技术。本文采用自主研发的中子输运设计与安全评价软件系统Super MC及混合评价核数据库HENDL进行了中子学计算及性能分析,初步分析结果表明该嬗变系统能够实现年处理95.1 kg的次锕系核素,嬗变支持比达到4.8,同时产生450 MW的电能,该嬗变系统具有较优的应用前景。     

Flibe嬗变包层的概念设计研究

用Flibe(氟锂铍)熔盐作为嬗变堆包层的冷却和增殖介质,采用小型的球形环托卡马克(ST)装置作为驱动源,在低中子壁负载的情况下就可以有效地嬗变乏燃料中的少额锕系元素(MA)。应用2-D中子输运计算程序系统TWODANT,得到了系统的氚增殖率(TBR)、能量增益(M)和有效中子倍增因子(keff)等参数,并对Flibe包层的物理特性进行了分析。结果表明,该系统对MA的嬗变支持比可达到15,同时输出1.5GW的热功率。     

托卡马克实验混合堆 FEB 嬗变 MA 可行性研究

研究了在聚变实验混合堆ＦＦＢ设计中，嬗变长寿命放射性少锕系（ＭＡ，ＭｉｎｏｒＡｃ－ｔｉｎｉｄｅｓ）核废物的可行性。应用改进的一维中子输运和燃耗计算程序ＢＩＳＯＮ３．０，完成了嬗变中子学与核素贫化计算。研究了核废物的嬗变率与辐照时间、包层厚度和废物装载量的关系，并对系统有关参数的选择进行了优化设计。结果表明，该设计（ＭＡ＋Ｐｕ）可年嬗变处置来自５５座相同功率的ＰＷＲ卸出的ＭＡ核废物，同时输出热功率５．４ＧＷ（ｔｈ）。     

托卡马克聚变中子源的数值模型研究

托卡马克(Tokamak)聚变装置中子学分析中,聚变中子源描述是重要的输入参数,其准确性直接影响分析结果的可靠性。通过分析ITER和欧洲聚变示范堆(EU DEMO)中子学分析中所采用的聚变中子源模型,提出了一种完整描述Tokamak中L-mode、H-mode等离子体的D-D、D-T聚变中子源的数值模型。在中国聚变工程实验堆(CFETR)的工程集成设计平台上,编写了基于蒙特卡罗算法的程序SCG求解该数值模型,实现了读取(零维)等离子体参数、输出可供典型中子学软件MCNP直接读取的中子源定义文件的功能。以CFETR氦冷球床包层的中子学分析模型为基准,在相同的L-mode等离子体D-T聚变工况下,相较于采用EU DEMO源子程序,采用本模型计算得到的中子壁负载差异最大值为2.02%,包层氚增殖率差异为0.18%,全堆能量增益因子的差异为0.23%。结果表明,本模型与其他源描述的差异较小,可应用于CFETR的中子学分析。     

Physical studies of minor actinide transmutation in the accelerator-driven subcritical system

The accelerator-driven subcritical system(ADS)with a hard neutron energy spectrum was used to study transmutation of minor actinides(MAs). The aim of the study was to improve the efficiency of MA transmutation while ensuring that variations in the effective multiplication factor(k_(eff)) remained within safe margins during reactor operation. All calculations were completed using code COUPLE3.0. The subcritical reactor was operated at a thermal power level of 800 MW, and a mixture of mononitrides of MAs and plutonium(Pu) was used as fuel.Zirconium nitride(ZrN) was used as an inert matrix in the fuel elements. The initial mass composition in terms of weight percentages in the heavy metal component(IHM)was 30.6% Pu/IHM and 69.4% MA/IHM. To verify the feasibility of this MA loading scheme, variations in k_(eff), the amplification factor of the core, maximum power density and the content of MAs and Pu were calculated over six refueling cycles. Each cycle was of 600 days duration, and therefore, there were 3600 effective full power days.Results demonstrated that the effective transmutation support ratio of MAs was approximately 28, and the ADS was able to efficiently transmute MAs. The changes in other physical parameters were also within their normal ranges.It is concluded that the proposed MA transmutation scheme for an ADS core is reasonable.     

CFETR氦冷陶瓷增殖包层中子学分析

为满足中国聚变工程实验堆(CFETR)包层的应用要求,本文提出氦冷陶瓷增殖(HCCB)包层方案。为验证HCCB包层设计方案的合理性与可行性,采用三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,计算和分析了HCCB包层方案的氚增殖比、中子壁负载、中子通量密度、核热、辐照损伤等中子学特性。结果表明,HCCB包层方案满足氚自持要求,中子通量密度和核热分布合理,屏蔽性能良好,基本满足设计要求。     

聚变-裂变混合能源堆球模型参数敏感性分析

在聚变-裂变混合能源堆球模型基础上,使用蒙特卡罗方法中子学程序对中子源、铀水体积比、产氚区等相关参数进行了中子学的敏感性计算。分析了各参数对混合能源堆能量放大倍数M和氚增殖比TBR的影响,并总结其基本规律,为开展进一步的混合能源堆概念设计提供了重要参考。     

聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件,已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状,本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究,利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carlo粒子输运程序MCNP,对包层的关键核参数,诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等,进行了较详细的计算分析。计算结果表明,生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%,从而满足压水堆燃料富集度要求。分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。     

cosRMC复杂曲面开发及在聚变中子学的应用

中国聚变工程实验堆（CFETR）是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法,开发了复杂曲面建模功能,并通过PPCS（power plant conceptual study）模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型,并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明,cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好,相对偏差均小于5%,满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析,也为其设计和优化提供了参考。