CFETR���ֳ�����������

运用蒙特卡洛程序MCNPX以及欧洲活化计算程序FISPACT-2007,分析了中国聚变工程实验堆(CFETR)满功率运行时产氚包层各分区的核热功率,计算了满功率运行时产氚包层在高能中子的照射下活化产物的放射性活度、典型栅元的停堆剂量率.计算结果表明,当CFETR在满功率运行一年后停堆,停堆时的包层总活度为6.61×1019Bq,停堆十年后总活度降为7.98×1018Bq,为刚停堆时总活度的12.1%.结果显示,CFETR包层设计不存在突出的安全问题.     

CFETR 堆体活化计算与分析

运用FLUKA计算程序对中国聚变工程实验堆(CFETR)进行了一维模拟活化运算,得出了产氚包层、屏蔽层、真空室结构材料、环向场线圈等模块的中子活化特性。计算结果表明,在聚变堆以200MW聚变功率持续稳态运行一年后,刚停堆时堆体的总活度为1.05×10 ¹⁹ Bq,停堆十年后堆体总活度为1.03×10 ¹⁷ Bq,此时堆体的主要残留放射性核素为⁵⁵ Fe。研究结果表明,目前CFETR的设计不存在突出的放射性环境安全问题。     

中国ITER固态实验包层模块活化计算分析

根据中国ITER实验包层模块CH HCSB TBM设计结构建立了TBM径向一维模型。运用燃耗计算程序BISON、聚变堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AFDC-DLIB,计算了TBM设计中不同停堆时间活化产物的放射性、余热沉积、潜在生物危害因子BHP和辐射剂量,并根据计算结果初步得出相应的变化规律。计算结果表明,对于HCSB TBM来说,在500MW聚变功率下运行一年,停堆时的总放射性、余热、BHP分别为4.587×10¹⁵Bq, 9.009×10^-3MW和90.73 km³•kW^-1,后板处辐射剂量3.278×10⁵ mSv•h^-1。结果表明,CH HCSB TBM不存在突出的放射性环境安全问题。     

CFETR ˮ���մɰ���ʱ����ز�����Գ�������

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

ITER 试验包层模块活化计算与环境安全分析

运用聚变堆放射性计算程序FDKR 和衰变链数据库AFDC-DLIB, 计算了ITER 中国氦冷固态增殖试验包层模块设计中活化产物的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP 值。计算结果表明: 对于试验包层模块来说, 在500MW 聚变功率下运行一年, 停堆时的总放射性、余热和BHP 值分别为2. 10× 10¹⁶B_q 、5. 06 × 10^{- 3}MW 和 68. 6km³•( kW) ^{- 1}。结果表明: 中国氦冷实验包层模块不存在突出的安全问题。     

CFETR 水冷陶瓷包层时间相关产氚特性初步分析

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

CFETR磁体系统的中子学计算及活化分析

用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况。计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×10¹⁴ MeV•m^–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求。停机后磁体组件的活度为3.33×10¹⁰Bq•kg^–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×10⁸Bq•kg^–1。研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件。     

2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究

在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW 的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH₂ 对中子的屏蔽效果,发现200mm 的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR 在运行10 个满功率年(FPY)和20FPY 后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY 后中子壁载荷在1.0MW·m⁻²、1.5MW·m⁻²、 2.5MW·m⁻² 时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY 后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR 先进包层设计提供参考。     

FEB聚变实验增殖堆氚投料量及氚回收的研究

运用三维ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ程序ＭＯＲＳＥ＿ＣＧＴ，计算了变实验增堆ＦＥＢ满功率运行１０ｄ后外侧包层各区中的氚浓度、运行１天后的内侧包层各区中的氚浓度及运行１ＦＰＹ后Ｂｅ球中的氚投料量，设计了ＦＥＢ堆现场氚的分布流程图。采用组合于燃料净化系统和低温分馏法从等离子体排出气体中回收氚，讨论了从液态锂中回收氚的几种方案用于ＦＥＢ的可行性。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×10¹⁶ Bq和5.826 kW。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。     

�й�2×6��̬ʵ�����ģ���������

基于中国氦冷固态实验包层模块(CH-HCSB-TBM)的新设计方案,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和欧洲活化计算程序FISPACT,对CH-HCSB-TBM进行了三维活化计算分析.计算结果表明,停堆初期TBM总的放射性活度、衰变余热分别为1.78× 1016Bq和3.01kW,主要受结构材料CLF-1影响.同时给出了影响TBM材料活化特性的主要核素及其生成途径,为TBM设计的材料选取和优化提供依据.根据计算的停堆剂量率可知,TBM中的活化材料都能采取远程操作实现再循环利用,可有效防止放射性环境危害问题.     

CFETR �������������

This paper considers the current China fusion engineering test reactor (CFETR) design, and simplifies it to a one-dimensional model. With the multi-particle transport code FLUKA, the neutron activation character of the tritium breeding blanket, shielding layer, vacuum vessel material and TFC of CFETR has been calculated to verify the radiation safety of the present design. The related results provide data reference for designing the components of CFETR and for further neutron activation analysis and calculation. The calculation results show that under the circumstances of one year operation with 200WM fusion power, the total radioactivity is 1.05×10 ¹⁹ Bq after shutdown and 1.03×10 ¹⁷ Bq after cooling for ten years. The primary residual nuclide is⁵⁵ Fe after decaying for ten years. It shows that there isn’t seriously activation safety issue.     

Activation and afterheat analysis for CH HCSB TBM

1 Introduction ITER will play a very important role in first integrated blanket testing in fusion environment. Some DEMO blanket relevant technology issues, especially safety requirements and environment impacts will be demonstrated during the ITER Test B…     

HIAF高能辐照终端感生放射性

本工作是基于蒙特卡罗模拟软件FLUKA对高能强流重离子加速器（HIAF）高能辐照终端感生放射性进行初步研究。该终端可运行质子最高能量为9.3 GeV,最大流强是1.45×1012 pps（particle per second）。研究内容包括:（1）预测高能辐照终端内活化物质的放射性活度特性;（2）预测不同冷却时间高能辐照终端内残余剂量率分布。研究结果表明,HIAF正常运行时高能辐照终端内的感生放射性主要受束流垃圾桶活化产生的放射性核素影响。当加速器连续运行100天冷却4小时,垃圾桶表面残余剂量率为2.375 mSv·h-1。终端内空气中13N和15O动态饱和比浓度大于其对应的导出空气浓度。冷却水中13N和15O的活度大于对应的ALI_min。该研究是HIAF辐射防护基础研究以及加速器环境影响评价的一项重要内容。The Monte Carlo code FLUKA was used to predict the induced radioactivity of high-energy irradiation terminal of HIAF. The maximum energy of proton is 9.3 GeV, and the maximum current is 1.45×1012 pps (particle per second). In this study we were to predict:(1) the activity properties of activated substances in the experimental terminal; (2) the residual dose rate distribution in the experimental terminal at different cooling time. The results indicate that the induced radioactivity in the high energy irradiation terminal of the HIAF is mainly affected by the radionuclide induced in the beam dump. The residual dose rate on the surface of the beam dump is 2.375 mSv·h-1, after 100 d irradiation and 4 h cooling. The dynamic saturation ratio of 13N and 15O induced in the air inside the terminal is higher than its corresponding derived air concentration. The activity of 13 N and15O induced in cooling water is higher than its ALI_min. This study is a part of radiation protection basic research and environmental impact assessment for HIAF.