聚变-裂变混合能源堆一维计算模型燃耗分析

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和以天然铀为燃料、水为冷却剂的次临界包层,主要目标是生产电力。利用输运燃耗耦合程序系统MCORGS计算了混合能源堆一维模型的燃耗,给出了中子有效增殖因数k_eff、能量放大倍数M、氚增殖比TBR等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。本文给出的结果可作为混合堆中子输运、燃耗分析程序校验的参考数据,为混合堆概念研究提供了基础数据。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析

对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。     

氦气、水和熔盐冷却的混合堆中子学性能研究

氦气、水、熔盐(Flibe)在强磁场中流动不存在严重的MHD问题,因此适合在基于磁约束的聚变-裂变混合堆中作为冷却剂.针对氦气、水、Flibe这3种冷却剂对混合堆包层中子学性能的影响进行研究,分析包层中能谱特点及燃料增殖特性.通过燃耗计算,研究氚增殖率(TBR)、能量倍增因子(M)、keff等随运行时间的变化.中子学输运采用三维蒙特卡罗程序MCNP.计算结果表明,不同的冷却剂对混合堆系统中子能谱影响很大:氦冷系统的能谱最硬,主要发生快中子裂变,氚增殖效果最好;水冷系统的能谱最软,产能最多,但需提高TBR;Flibe冷系统的能谱较硬,产能最少.     

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。     

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。     

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.     

基于D-T聚变中子源的双功能液态铅锂包层中子学实验

中国双功能锂铅包层(Dual Functional Lithium-Lead,DFLL)是由中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所设计的用于聚变反应堆的液态包层.由于聚变反应堆氚增殖包层的设计高度依赖于中子计算,为验证DFLL包层设计中所使用的核数据库和仿真软件,建立了DFLL包层实验模块,并基于D-T聚变中子...     

聚变堆增殖包层概念特征比较研究

在广泛调研国际上现有的聚变堆包层概念的基础上,对聚变堆包层的发展现状和需要解决的关键问题进行了总结。从工程可行性、氚增殖提取与控制特征、经济性以及安全和环境影响方面对固态和液态氚增殖剂包层进行了比较分析,系统阐述了各种包层概念的优缺点,从现实可行性与发展潜力方面为未来聚变堆包层概念发展提出建议。     

聚变实验增殖堆He冷包层中子学设计研究

在一维计算的基础上，优化分析聚变实验增殖堆Ｈｅ气冷却包层设计参数对堆中子学性能的影响，给出了年产生１００ｋｇ钚、氚自持、安全性好的包层初步设计方案，并用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ输运程序ＭＣＮＰ３Ｂ对此方案进行了三维中子学计算校核。     

聚变堆氚增殖层中子学分析

D-T聚变堆包层的主要功能包括氚增殖、能量转换射层蔽等,包层中子学设计的主要原则是满足聚变堆的氚自持,一般要求包层氚增殖比TBR＞1.1.使用与时间有关的扩散理论和本征函数展开方法,研究不同几何线度、6Li丰度的LI2O、LiPb包层材料14MeV源下的系统通量、氚增殖比影响,及在不同6Li丰度下6Li、7Li造氚随时间变化的规律.计算中使用了30群截面数据,微观数据来自ENDF/B-VI及JEF-2.2.     

Li4SiO4陶瓷球的研制

产氚包层是聚变堆的关键系统，其设计与研发是我国参与ITER计划的重要研究领域。氦冷／固态氚增殖剂产氚包层采用锂陶瓷材料，目前，国际上最为关注的是具有较为优异和全面氚增殖特性的LinSiO4和Li2TiO3等。     

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...     

聚变堆固态产氚包层中子学优化方法研究与应用

为提升聚变堆包层产氚性能,更好地满足氚自持要求,首先,基于中子微扰理论与模拟退火算法开发了适用于聚变堆产氚包层（TBB）中子学优化新算法与新程序。其次,选取中国聚变工程实验堆（CFETR）氦冷固态包层,完成了全堆中子学性能优化的示范性应用。最后,对优化后的包层方案进行了热工、流体、结构的三维有限元校核。结果表明：(1)相比于传统包层中子学优化算法,本文所提出的优化算法具有更好的优化效果与更高的优化效率;(2)本文所开发的智能优化程序可更好地满足聚变堆TBB中子学优化与设计的需求,可为包层设计提供算法理论基础与程序支撑。     

中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运初步分析

氚输运分析是开展中国氦冷固态增殖剂实验包层系统安全分析及未来聚变堆氚自持运行的重要研究内容之一。基于氚输运理论和固态增殖剂包层系统设计,利用FDS凤麟核能团队开发的聚变系统氚分析程序TAS,构建了固态增殖剂包层系统氚输运分析系统动力学模型。该模型氚输运结果与文献报道的吻合得很好,误差小于6%,验证了模型的正确性。针对中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运问题进行了两种计算方法(稳态、脉冲模式)的初步分析,获得了氚提取系统、氦气冷却系统回路氚分压,实验包层模块冷却流道、窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路材料中氚滞留量,窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路氚日渗透量等数据。最终对比结果显示,脉冲模式分析方法能够实时地跟踪源项的快速变化,更符合中国氦冷固态增殖剂实验包层系统实际运行情况。窗口室内氦气冷却系统回路材料中氚滞留量占到日产氚量的31.3%,因此需要在这些氚滞留损失严重的部位考虑适当的阻氚措施。     

球环型产氚聚变堆概念设计研究

该研究基于球环类型的先进氚生产堆概念而设计,是聚变能发展的中间应用。与传统托卡马克氚生产堆不同,该设计利用球形环的先进等离子体物理性能和紧凑的结构特征,尽量利用真空室内的空间安置氚生产包层以减少氚泄露而增加氚增殖率,相应的堆利用因子为 40%。在二维中子学计算的基础上提出了较为完整的初步概念设计。在逐项分析的基础上对设计的风险、不确定性和后备方案也做了概括的解释。为下一步更详细具体的概念设计提供了直接的依据,具有重要的参考价值。     

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。     

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。     

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。     

聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析

主要针对聚变裂变混合发电堆FDS-EM水冷包层的能量倍增因子M和氚增殖率TBR等中子学参数进行优化计算。FDS-EM包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1 GW的电功率,并且尽可能长时间连续运行不换料。通过初步设计分析给出一个使用核废料(压水堆卸出的废料钚、锕系加上贫铀)作为裂变燃料,能够实现氚自持、能量倍增因子约为90等设计目标,且连续运行至少10年不换料的中子学方案。     

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。