聚变—裂变混合堆安全性初探

对聚变－裂变混合堆的安全性进行了初步分析和探讨。主要利用改进后的混合堆放射性程序ＦＤＫＲ对混合堆产生的核废物及放射性进行计算，并将结果与压水堆、高温气冷堆和液态金属冷却快中子增殖堆进行了比较。结果表明，混合堆与裂变动力堆相比有较好的安全性。     

聚变－裂变混合堆安全性初探

对聚变－裂变混合堆的安全性进行了初步分析和探讨．主要利用改进后的混合堆放射性程序ＦＤＫＲ对混合堆产生的核废物及放射性进行计算，并将结果与压水堆、高温气冷堆和液态金属冷却快中子增殖堆进行了比较。结果表明，混合堆与裂变动力堆相比有较好的安全性。     

聚变堆的废物：与其它能源产生系统的比较

未来的聚变堆在运行和退役期间将产生废物。与裂变废物不同,聚变废物既不含超铀元素,也不含裂变产物。然而,这种废物将含有活化产物和氚。当决定建造装置和选定装置场地时,聚变废物的管理将是一个重要的问题。本文的重点主要是长期的欧洲聚变动力安全和环境评估规划（ＳＥＡＬ）内研究的未来聚变动力堆设计产生的废物。在放射性材料的产生、放射性毒性、废物处理、再循环、净性、中间存储和废物处置方面与其它能量产生系统作了比     

D-~3He聚变堆MOONCITY的放射性及核废物处置问题

研究了D-~3He聚变堆设计MOONCITY的放射性及核废物处置问题。计算了在停堆时刻的放射性,衰变功率,BHP以及核废物处置指标WDR,给出了有关的计算结果和停堆后的衰减曲线。结果表明,MOONCITY的放射性及有关危害比D-T纯聚变堆低1个量级,比裂变堆或聚变一裂变混合堆低60倍左右。     

聚变—裂变实验混合堆材料研究现状

本文介绍聚变-裂变实验混合堆第一壁初步概念设计的特点和要求,结构材料和衬瓦材料研究计划;低通量聚变中子、高通量裂变中子,a~-,P~-、C~+等带电粒子和高能电子照射前几种奥氏体不锈钢的微观结构和性能;带电粒子照射后的组织变化及肿胀行为初探;低各向异性度石墨和不同工艺条件下涂层的C~+SiC抗H~+溅射和抗电子束热震行为。500℃,1.8-4.7MeV的a~-粒子束和1.5MeV质子束分别照射至10~(18)a/cm~2和3.7×10~(19)P/cm~2,固溶退火的316SS的肿胀率为8%,20%冷加工316SS和316(Ti)SS的性能优于316LSS。     

聚变堆安全特性评价研究

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。     

球床包层聚变—裂变混合堆热工安全分析

球床包层混合堆与板状元件包层混合堆相比较，前者在核燃料生产和安全方面可能具有更多的优越性。本应用ＴＨＥＲＭＩＸ程序和辅助程序对我国开发的托卡马克堆芯氮气冷却球床包层聚变－裂变合堆的包层进行了热工计算。计算中考虑了不同的燃料球材料及稳态，卸压和断流事故工况。计算结果表明，只要选用合适的燃料球材料和设置适当的控制保护系统，具有快速卸料罐的托卡马克堆芯氦气包层聚变－裂变混合堆的概念设计在安全上的可行的。     

聚变—裂变混合堆及其在我国核能发展中的作用

本文概要介绍聚变和聚变-裂变混合堆基本原理及其作用。聚变-裂变混合堆可以为压水堆或快堆提供充足的核燃料。它和压水堆或快堆组成的系统具有经济可行性。在解决我国核能发展中燃料短缺问题和促进纯聚变能源的发展方面可望发挥重要的作用。     

聚变堆失真空事故下氚的大气扩散模拟研究

聚变反应堆发生失真空事故的情况下氚会泄漏到环境中，氚大气扩散模拟是聚变堆事故后果评价的重要内容。基于高斯烟团模型以及Pasquill稳定度分类方法，考虑重力沉降、烟气抬升、风速等因素的影响，建立了适用于事故下瞬态分析的大气扩散模型，在高斯烟团模型中加入修正了像源贡献的地面反射系数，提高了模型对于地面边界处干沉降的计算效果。选取加拿大氚气释放实验和美国萨凡那河工厂氚释放事故验证了所建立模型的准确性，模型的计算结果与HotSpot 3.0和UFOTRI软件的精度相当。选取国际热核聚变实验堆（International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER）的失真空事故作为研究对象，分析了氚的分阶段释放、风速以及释放高度对氚扩散分布的影响。结果表明：氚的分阶段释放会导致沿下风向出现两个高放射性区域；释放高度和风速的增加会强化氚在大气中的扩散行为，从而减弱放射性在近场的积聚。     

改进约束状态与聚变堆要求的相容性

用特征性能量表示式列举了聚变堆的物理要求，用四个不同范畴的堆设计为例子，ＩＴＥＲ以ＥＬＭｙＨ模式作为运行状态，这个状态已在许多倍能量约束时间得到证实，电力生产堆的设计要求更高的功率密度和自举电流份额，因而要求更高的规范化β值，对把内部输运势与Ｌ模式或Ｈ模式边缘结合起来的不同增强约束状态满足这些要求的能力，以及对氦抽气和偏滤器功率负载的要求作了讨论。     

聚变堆第一壁涂层材料

由于使用低Z涂层材料可使传统的结构材料和技术保持不变并能降低等离子体杂质,因而为设计提供了灵活性。低Z涂层可由元素Be,B,C,Al,Ti,V及其化合物中选择。文中介绍了涂层工艺和评价方法。添加约10wt%SiC的热解碳几乎能完全抑制化学溅射。60块C+SiC涂层石墨砖在DoubletⅢ托卡马克的整个照射期间性能令人满意。     

聚变堆氚的环境安全评估

对国家863项目聚变实验增殖堆工程概要设计(FEB-E)进行了氚环境安全问题评估。FEB-E是采用液态锂作为包层氚增殖剂，每个包层模块各区之间用隔板隔开．中间通高压氦气冷却、包层第一壁和偏滤器也用氦气冷却。运用自行研制的SWITRIM程序和Sieverts’定律研究了正常工作状态下和事故状态下可能造成氚的环境污染水平。研究表明．正常工作状态下包层液态锂中的氚分压在10^-6～10^-8pa。造成氚环境污染的主要危险来自氚循环回路中的偏滤器子系统的抽出气体泄漏。因此，提高堆芯等离子体燃耗和真空系统设计性能是重要的。     

聚变驱动次临界堆聚变堆芯参数设计与分析

在建立零维堆芯物理模型的基础上,计算了FDS系统三组环径比(低、标准、高)的堆芯物理参数,利用平衡程序和1.5维演化程序对标准环径比情况,进行了等离子体平衡计算和位形演化模拟,结果表明设计方案先进可行。     

聚变驱动次临界堆概念设计研究

在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。     

聚变堆第一壁TiC涂层材料研究

本文介绍了第一壁ＴｉＣ涂层材料的化学气相沉积（ＣＶＤ）工艺；研究了涂层工艺条件对涂层微观结构、沉积速率和基体对涂层生长的影响；给出了涂层厚度与涂层工艺条件之间的经验关系式。讨论了ＴｉＣ／石墨、ＴｉＣ／ＭＯ、ＴｉＣ／３１６ＬＳＳ涂层材料的电子束热冲击损伤机理和热疲劳损伤机理，并对ＴｉＣ／石墨、ＴｉＣ／Ｍｏ、ＴｉＣ／３１６ＬＳＳ用做现行Ｔｏｋａｍａｋ第一壁材料的可行性进行了分析。