小球形托卡马克嬗变堆堆芯参数分析

本文探讨作为聚变能中间应用的一种可行性 :利用低环径比球状托卡马克堆的高能聚变中子嬗变核电站的核废物。计算了堆芯等离子体物理参数、中心柱增益并进行参数学分析、几种可能的电流驱动方案比较和中心柱冷却方案设计及其计算。为了减轻偏滤器和第一壁材料的要求 ,我们有意选择较低堆芯物理参数 ,较低的中子壁负载运行。结果表明中心柱增益较低。建议从理论上探索研究由球状托卡马克等离子体顺磁性 ,建立一个无力球马克极向电流壳为中心区提供大部分或全部Bt,旨在建立无中心柱的低径比球状托卡马堆。如果可行 ,它的性能将会大大改善     

磁镜聚变增殖堆概念设计

抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆CHD。等离子体半径48厘米,中心室长128米。采用Be作中子增殖剂,生产U-233加浓燃料直接用于水堆。本设计通过燃料增殖剂Th的适当的布置使靠近等离子体区域的裂变得到抑制。U-233在包层中的浓度分布较均匀,因而包层可以整体装卸料。年产U-233 4200kg。此外进行了热工水力、应力、屏蔽、氚在堆中的分布与漏失、放射性、停堆余热和剂量率、电站费用和经济性等分析计算。     

混合堆FEB-E粒子抽除和氘氚回收系统的概要设计

实验混合堆FEB,依靠偏滤器排出粒子及其携带的能量。排出的粒子包括聚变反应产物α粒子、等离子体表面相互作用产物杂质以及没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子等。FEB-E粒子抽除和燃料回收循环系统的任务是抽除上述氦灰、杂质以及大量的没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子等燃烧废气,以能实现有效的堆芯等离子体纯度控制和密度控制;同时将排出废气     

Wire-array Z箍缩工程与实验介绍

近年来,Z箍缩采用金属丝阵列作为负载用以产生超强X射线并已取得了令人鼓舞的成果。采用惯性约束聚变方式,这要的X射线可以点燃聚变燃料。采用这种方法获得的X射线在其他领域也有广泛的应用前景并已在国外装置上开展了相关的应用研究实验。金属丝阵列由20～300根柱状对称的金属丝组成,阵列长度为1～2cm,半径为8～20cm。金属丝采用W,     

可控核聚变与国际热核实验堆（ITER）计划

介绍了我国能源的基本隋况,核聚变能和可控核聚变的基本原理,以及国际热核聚变实验堆ITER的历史与现状。对我国磁约束核聚变的研究发展历程做了简要的回顾。     

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.     

IAEA中子学(stage-1)基准的计算(二维离散坐标方法)

为开展ADS系统的中子学设计研究,选择和建立了一套基于离散坐标方法的计算软件。采用IAEA基准题对该软件系统进行了检验。在此过程中,了解和完善了对该软件系统的使用。该文对于起始时刻(BOL),对基准问题作了包括Keff,所需散裂中子源源强,功率密度分布,能谱指标分布和空洞效应等计算。对燃耗过程计算了各个核素(锕系元素和裂变产物)核密度的时间、空间分布。计算结果用表格和图表示。结果与国外的计算基本相符。结论认为这套软件系统可用于ADS系统的优化设计研究。     

托卡马克商用混合堆燃耗计算

研制了聚变-裂变混合堆燃耗计算程序 ISOGEN-Ⅲ和配套的燃耗数据库 BULIB。应用该程序完成了托卡马克商用混合堆(TCB)概念设计的燃耗计算。本文简要介绍了该程序和数据库并给出了有关的计算结果。     

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。     

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）。