Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆总体概念研究进展

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)在核安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境、气候问题的新能源。从Z箍缩驱动聚变方案与聚变靶设计、重复频率驱动器、次临界包层及产氚包层设计、燃料循环等关键问题方面,对Z-FFR工程概念总体研究情况进行了介绍。     

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆总体概念研究

中国工程物理研究院提出的Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)概念,采用Z箍缩热核聚变产生的大量中子驱动次临界裂变堆而释放能量,集成了"局部整体点火"聚变靶、"先进次临界能源堆"等创新概念,在安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境气候问题的千年能源。简要回顾了国内外Z箍缩聚变能源(Z-IFE)的相关研究进展,介绍了中国工程物理研究院在Z-FFR方向的总体概念研究情况,从驱动器、聚变靶设计和次临界裂变堆三方面阐述了此能源系统的原理结构和运行特点,对其经济性进行了评估,同时提出了未来Z-FFR的发展路线图设想。     

In-Zinerater液态包层输运燃耗数值模拟

Z-Pinch惯性约束聚变是未来一种有竞争力的能源候选方案。Z-Pinch驱动的聚变裂变混合堆可高效地嬗变反应堆乏燃料中分离出的超铀元素。对美国Sandia国家实验室提出的In-Zinerater混合堆概念进行了中子学分析和数值模拟。在三维输运燃耗耦合程序MCORGS中增加了处理在线添加燃料与去除裂变产物的功能,实现了对液态燃料燃耗过程的模拟。增加6Li丰度和燃料初装量保持寿期初反应性不变,可以减缓寿期内反应性下降趋势。逐步增加包层内超铀元素装量,可以控制整个寿期内反应性基本恒定。聚变功率取20 MW,通过反应性控制,5年内包层能量放大倍数在160～180之间,氚增殖比在1.5～1.7之间,优于In-Zinerater基准设计方案。     

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根据第一壁后聚变中子通量和能谱的空间分布和 ITER 可能输出的聚变功率、聚变中子产额、第一壁(产氚包层)之后的中子通量的蒙塔-卡罗中子输运(MCNP)计算,对氦冷却固体增殖剂中子学和产氚包层模块(NT-TBM-HCSB)的聚变中子诊断提出概念性设计,本设计提出用固定位置微型裂变室探测器和可移动封装薄箔活化分析系统测量中子倍增器之后、固体氚增殖剂中及其后的中子通量;用可移动天然金刚石探测器的紧凑型能谱仪测量中子能谱。     

惯性约束聚变－裂变混合堆及其包层中子学设计

对惯性约束混合堆的功率循环,氚钚生产的燃料循环和混合堆作为聚变能源的前期应用的可能性作了简要的介绍。对快裂包层和抑制裂变包层作了初步的中子学研究设计,指出了其优缺点和应用的前景。     

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给出了氦冷却固体增殖剂中子学和产氚包层模块(NT-TBM-HCSB)聚变中子诊断的初步设计,提出了用固定或可移动位置微型裂变室探测器和可移动封装薄箔活化分析系统测量中子倍增器之后、固体氚增殖剂中及其后的中子通量;用可移动天然金刚石探测器的紧凑型能谱仪测量中子能谱。此诊断系统可用于中子倍增器的倍增效率,氚增殖层的增殖率与热核实验聚变堆的运行参数、加热和加料方式、磁流体不稳定性、能量约束以及大破裂等离子体参数和状态之间的工程和物理相关关系的实验研究,测量倍增层、氚增殖包层及其后进入屏蔽层的中子通量和能谱,并与MCNP计算相比较,优化和改进中子倍增器、氚增殖包层以及屏蔽层设计,提高氚增殖率。     

聚变-裂变混合堆──中国发展增殖堆的道路

核能是21世纪的替代能源,远期靠聚变能,前期靠裂变能.地球上天然铀储量不多,必须充分利用丰产核238U和232Th.裂变增殖堆(快堆)和聚变增殖堆(聚变-裂变混合堆)是利用238U和232Th的两条主要途径. 聚变-裂变混合堆概念早在五十年代初就已提出[1].1960年,英国J.W.Weale的DT中子在天然铀铀柱中的宏观实验[2],为混合堆奠定了实验基础.六十年代开展了大量混合堆包层中子学理论和实验研究.1965年美国L.N.Loutai第一个提出融盐增殖包层的概念设计[3].1969年美国 L.M.Lidsky第一个提出“混合堆-裂变堆共生系统”概念[4].1972年美国J.D.Lee第一…     

聚变-裂变混合堆系统在能源战略中的地位及其设计中若干问题的分析

简要描述聚变-裂变混合堆在长期能源发展战略中的地位,着重计算分析具有不同类型的聚变堆芯和包层的混合堆生产电能和可裂变核燃料的能力,研究不同类型聚变-裂变混合堆与其支持的卫星堆(如压水堆)组合燃料循环系统生产电能的能力.指出以天然铀或贫化铀为燃料,水冷却的包层设计是一种经济可行、技术风险较小的设计方案.     

聚变-裂变混合堆快裂变包层与抑制裂变包层的比较

以生产核燃料为主要目的的聚变-裂变混合堆包层,可采用两种不同的设计方案:快裂变包层和抑制裂变包层。它们各具有其长处和不足。本文以两个典型的包层结构为例,作了快裂变包层和抑制裂变包层的中子学计算和对比分析。其结果可作为包层选型设计及技术可行性、安全性、经济性分析的参考。     

Z箍缩驱动混合堆包层瞬态传热特性

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)以较长周期(10s)脉冲式运行,为实现3000 MW的热功率输出,单个脉冲需要产生的能量较大,包层和第一壁在强热冲击下的瞬态传热和温度特性是决定Z-FFR技术可行性的关键问题之一。通过理论计算,分析了在连续脉冲作用下包层和第一壁温度随时间的变化规律。同时以输出恒定的电功率为目标,提出了展平系统输出功率的简便方法,并分析了出口冷却剂温度的波动特性。结果表明材料最高温度均在安全限值内,第一壁表面瞬时高温层厚度约为0.5mm,系统输出功率波动幅度在-2.84%~+2.05%范围内。     

Activation Characteristics of Fuel Breeding Blanket Module in Fusion Driven Subcritical System

Shortage of energy resources and production of long-lived radioactivity wastes from fission reactors are among the main problems which will be faced in the world in the near future. The conceptual design of a fusion driven subcritical system (FDS) is underway in Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences. There are alternative designs for multi-functional blanket modules of the FDS, such as fuel breeding blanket module (FBB) to produce fuels for fission reactors, tritium breeding blanket module to produce the fuel, i.e. tritium, for fusion reactor and waste transmutation blanket module to try to permanently dispose of long-lived radioactivity wastes from fission reactors, etc. Activation of the fuel breeding blanket of the fusion driven subcritical system (FDSFBB) by D-T fusion neutrons from the plasma and fission neutrons from the hybrid blanket are calculated and analysed under the neutron wall loading 0.5 MW/m2 and neutron fluence 15 MW.yr/m2. The neutron spectrum is calculated with the worldwide-used transport code MCNP/4C and activation calculations are carried out with the well known European inventory code FISPACT/99 with the latest released IAEA Fusion Evaluated Nuclear Data Library FENDL-2.0 and the ENDF/B-V uranium evaluated data. Induced radioactivities, dose rates and afterheats, etc, for different components of the FDS-FBB are compared and analysed.     

高增益包层冷却系统设计及初步热工水力分析北大核心CSCD

高增益包层氚增殖率能够达到1.5以上,能量放大倍数约为5,包层燃料区平均功率达50MW/m3,针对包层存在高功率密度区的这一特点,设计了采用迂回流动方案的水冷系统,主要由内嵌冷却管和汇总分流腔组成。建立了包括第一壁和燃料区的包层三维热工水力计算模型,利用CFD程序FLUENT对冷却系统进行模拟分析,研究了稳态工况条件下包层关键区域的整体热工水力特性。结果表明,该水冷系统流量分配合理,燃料区冷却剂压降为102kPa,出口温度为594K,符合设计预期。包层温度分布结果表明各区域最高温度均满足限值要求,冷却系统能够有效载出包层内裂变反应释放的热量。     

次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比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。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。     

磁约束聚变堆次临界包层概念设计研究进展

为使磁约束聚变堆实现能量放大与氚自持,在其等离子体区周围设置次临界包层和产氚包层。采用天然铀合金燃料、轻水作冷却剂兼慢化剂,内嵌压力管式的次临界包层设计方案,通过对包层物理性能、结构概念设计、热工水力性能和安全分析,表明该方案可将聚变能量放大10倍以上,氚增殖比大于1.15,具有天然的临界安全性和良好余热安全性能。立足于近中期可利用的聚变技术,力争实现聚变能源的提前商用,为我国能源可持续发展提供一种有竞争力的技术选项。     

美国激光惯性约束聚变能源研究综述

简要地介绍了美国激光惯性约束聚变能源( LIFE ) 的研究现状与发展前景。基于美国国家点火装置( NIF ) 的近期进展,美国利弗莫尔实验室提出了激光惯性约束聚变能源设想,并开始了分解研究。设想用新型二极管泵浦固体激光器产生1.4~2.0 MJ 的激光能量,靶丸聚变增益25~30,打靶频率10~15Hz,实现350~500 MW聚变功率,相当于聚变中子源强1.3×1020 ~1.8×1020 n/s。以此驱动次临界裂变包层,使能量再倍增4~10 倍,实现1 GW电功率的输出。采用创新设计的燃料元件,包层可达到90%以上的燃耗深度,形成一个安全、无碳、燃料资源丰富、核废料少、可持续发展的新型核能源系统。In this paper the present study situation and prospect of the American laser-based Inertial Confinement Fusion Energy ( LIFE ) are briefly introduced. It is based on recent progress of National Inertial Facility ( NIF ) and related research have begun. On the assumption of using laser energy of 1.4 to 2.0 MJ, the target fusion gain G=25~30, the repetition rate 10 to 15 Hz, the fusion power of 350 to 500 MW or neutron source power of 1.3×1020 to 1.8×1020 n/s could be achieved. For a sub-critical fission blanket driven by this fusion neutrons power, energy multiplication M of 4~10 and several GW of thermal power could be obtained. By novel design on fuel pins, burnup more than 90% would be achieved for heavy metals in the blanket. Inertial Confinement Fusion-fission energy is a promising concept, which characterized by inherent safety, richness in nuclear fuel resources, minimization of nuclear waste, non-CO2 emitting ,and it is a sustainable energy source.     

Fuel breeding in a hybrid muon catalyzed fusion reactor

We discuss the processes of nuclear fuel burnup and plutonium breeding in the uranium blanket of a hybrid mesocatalytic reactor. The time dependence of the nuclear fuel isotopic concentrations was calculated by the BURNFL code. Using a three-dimensional Monte Carlo MORSE-H code the plutonium and tritium breeding coefficients, the fission rates of uranium and plutonium and a specific power distribution in the blanket were computed. The total fusion energy multiplication factor was obtained as a function of the fuel residence time using results of a detailed calculation of the mesocatalytic channel and estimations of the electronuclear channel.     

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。     

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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。