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     

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。     

基于中国聚变工程试验堆的双功能液态铅锂包层活化分析和废物处理

使用中子输运设计与安全评价软件系统(SuperMC)和聚变评价数据库JEFF3.2,根据中国聚变工程试验堆(CFETR)第一阶段设计要求,对双功能液态铅锂包层中各部件的活化特性进行计算和分析。采用燃耗输运耦合方法计算了聚变堆赤道面内、外包层中各部件放射性活度、衰变余热、剂量率和潜在生物危害随停堆冷却时间的变化,并根据欧洲聚变堆安全和环境评估策略中核废料处理标准,分析了聚变堆退役后氚增殖包层的废料处理问题。分析结果表明:在功率200 MW时正常运行10 a条件下,包层中各部件在经过50 a冷却后均可达到简单回收标准,满足CFETR第一阶段放射性废物处理要求。     

聚变堆安全性—问题与展望

聚变堆有固有的安全性优点，但如果采用的工程措施的可靠性不够，也会有引起对公众和现场人员过度的放射性照射的潜在危害的源。为了避免出现核装置的潜在危害，设计、建造和运行的安全规则通过政府的许可来实施。     

高分辨氢同位素质谱仪的研制与应用

基于聚变核材料科研和生产、高温气冷堆产氚、氚放射性环境监测的需要设计了一套用于氢同位素分析的高分辨氢同位素质谱仪（HR-IRMS）,通过简单易操作的压强法配气系统,建立了氢氘氚配气装置。所研制的HR-IRMS仪器分辨率达2210,测量精密度达0.02%,相对原子质量范围为1~150。比对分析表明,其具有良好的运行稳定性和测定结果准确性,可实现氢同位素直接分析。     

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.     

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。     

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,     

聚变堆氚材料衡算测量系统研究初探

氘(D)-氚(T)聚变是目前聚变研究的主要对象,也是未来最可能首先实现工程应用的聚变反应.氘氚聚变反应堆在消耗大量氚的同时,需要依靠锂-6增殖足够的氚来实现氚燃料自持.在国内,氚和浓缩锂-6都属于核材料,按照国家核材料管制条例要求,使用和生产核材料须建立核材料衡算系统.为此,本文针对液态包层聚变堆方案,简要归纳了聚变堆...     

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。     

Safety aspects and environmental impact of an inertial confinement fusion reactor

Releases into the environment of radioactive materials contained in heavy ion fusion (HIF) reactor plants must be prevented by similar safety design concepts as they are applied to present fission converter (e.g. LWR's) and breeder reactors (LMFBR's). This study identifies significant safety aspects of inertial confinement fusion power plant concepts and relates them to the more familiar basis of knowledge about the safety and the hazards of other advanced nuclear power reactor systems such as the LMFBR. Assessments of doses to be expected after the release of tritium from HIF reactor plants — normally and accidentally — are performed and compared with dose limits and with doses resulting from facilities of the fission fuel cycle. Needs for safety related research and development specifically for inertial confinement fusion as well as for the modelling of the various exposure pathways due to released tritium are pointed out.     

中国氦冷固态增殖剂实验包层模块材料研究进展

在未来核聚变反应堆中,为补充氚的消耗,需要在核聚变堆的包层中进行氚的在线增殖,以维持核聚变反应的持续进行。为验证这一关键技术,在国际热核聚变实验堆（ITER）上开展了ITER TBM计划（实验包层项目）。作为ITER计划成员方之一,中方以中国氦冷固态增殖剂实验包层模块（HCCB TBM）概念参与ITER TBM计划。HCCB TBM现今进入初步设计阶段,而材料的制备技术和性能数据是支撑其结构设计、安全分析和服役工况评估的基础。本文综述和分析了HCCB TBM结构材料低活化铁素体/马氏体钢（RAFM钢）与功能材料氚增殖剂和中子倍增剂的研究现状,并对这些材料下一步的研究方向进行了展望。     

聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆（ITER）规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO₂核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U₉₀Zr₁₀等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变 裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U₉₀Zr₁₀燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。     

次临界能源堆物理性能初步分析

次临界能源堆（SER）是由托卡马克聚变源驱动的聚变裂变混合堆。SER以天然铀为燃料、水为冷却剂,主要目标是生产电能。本工作建立了次临界能源堆环形圆柱模型,利用蒙特卡罗输运和燃耗计算程序,比较了燃料区不同构型对k_eff、M、TBR和燃料增殖比等参数的影响,针对均匀模型进行中子源效率与聚变源强、功率分布与能谱、初步燃耗、寿期末停堆衰变热和卸载燃料放射性等物理性能分析。计算结果表明,该模型能满足能量倍增大于6、氚自持、较长时间不换料等设计目标。研究结果为下一步开展SER安全分析提供了基础。     

基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析

实验包层模块(TBM)是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了氦冷固态氚增殖剂(HCCB)TBM结构,其聚变环境下的辐照损伤行为可为中国HCCB TBM结构设计提供支持。针对固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤问题,利用蒙特卡罗模拟,对比分析了Li_4SiO_4和Li_2TiO_3的中子辐照离位损伤和嬗变气体损伤。结果表明:在相同的服役时间下,Li_4SiO_4比Li_2TiO_3将产生更多的嬗变气体,且在高6 Li丰度情况下,其中子辐照损伤也更严重,会产生更高的损伤剂量和更大的损伤截面。但是,嬗变气体所造成的空位损伤Li_2TiO_3要比Li_4SiO_4严重;对两种陶瓷材料来讲,氦损伤效应均强于氚损伤效应。     

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。     

Preliminary design of hybrid energy reactor and integral neutron experiments

We propose a preliminary design for a fusion–fission hybrid energy reactor (FFHER), based on current fusion science and technology (with some extrapolations forward from ITER) and well-developed fission technology. We list design rules and put forward a primary concept blanket, with uranium alloy as fuel and water as coolant. The uranium fuel can be natural uranium, LWR spent fuel, or depleted uranium. The FFHER design can increase the utilization rate of uranium in a comparatively simple way to sustain the development of nuclear energy. We study the interaction between the fusion neutron and the uranium fuel with the aim of to achieving greater energy multiplication and tritium sustainability. We also review other concept hybrid reactor designs. We design integral neutron experiments in order to verify the credibility of our proposed physical design. The combination of this program of research with the related thermal hydraulic design, alloy fuel manufacture, and nuclear fuel cycle programs provides the science and technology foundation for the future development of the FFHER concept in China.     

Requirements for helium cooled pebble bed blanket and R&D activities

This work aims to give an outline of the design requirements of the helium cooled pebble bed (HCPB) blanket and its associated R&D activities. In DEMO fusion reactor the plasma facing components have to fulfill several requirements dictated by safety and process sustainability criteria. In particular the blanket of a fusion reactor shall transfer the heat load coming from the plasma to the cooling system and also provide tritium breeding for the fuel cycle of the machine. KIT has been investigating and developed a helium-cooled blanket for more than three decades: the concept is based on the adoption of separated small lithium orthosilicate (tritium breeder) and beryllium (neutron multiplier) pebble beds, i.e. the HCPB blanket. One of the test blanket modules of ITER will be a HCPB type, aiming to demonstrate the soundness of the concept for the exploitation in future fusion power plants. A discussion is reported also on the development of the design criteria for the blanket to meet the requirements, such as tritium environmental release, also with reference to the TBM.The selection of materials and components to be used in a unique environment as the Tokamak of a fusion reactor requires dedicated several R&D activities. For instance, the performance of the coolant and the tritium self-sufficiency are key elements for the realization of the HCPB concept. Experimental campaigns have been conducted to select the materials to be used inside the solid breeder blanket and R&D activities have been carried out to support the design. The paper discusses also the program of future developments for the realization of the HCPB concept, also focusing to the specific campaigns necessary to qualify the TBM for its implementation in the ITER machine.     

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。