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。     

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。     

正硅酸锂陶瓷小球离线释氚实验研究

中国氦冷球床包层(CH HCSB TBM)初步采用Li₄SiO₄陶瓷小球作为氚增殖材料,实验研究了Li₄SiO₄陶瓷小球的中子辐照产氚性能。将冷冻成型法制备的Li₄SiO₄ 陶瓷小球置于反应堆中辐照100min,然后在离线释氚实验平台上进行退火行为研究。实验结果表明,在用He +1% H₂为载气,流速为100mL•min^-1,升温速率为5K•min^-1的实验条件下,氚气(HT+T₂)是Li₄SiO₄陶瓷小球的主要释氚形态,占总氚的70%左右(不包括自由氚中的氚气),在400℃~700℃范围内出现两次释氚峰;氚化水(HTO+T₂O)所占比例小于20%,主要在300℃~500℃的低温段进行释放;氚在800℃前基本释放完,小球退火后的残氚量小于1%。冷冻成型干燥法制备的Li₄SiO₄陶瓷小球在300℃~700℃范围内有较好的释氚性能,氚残留量低,在聚变堆固态氚增殖包层设计中具有一定应用价值。     

中国聚变工程实验堆启动氚投料量与氚平衡分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)堆芯设计参数及燃料系统流程模型，采用平均停留时间方法，建立燃料循环子系统的氚转移模型用来描述氚在各子系统之间的输运、滞留等过程。采用该模型，分析了不同聚变功率水平、运行因子以及燃烧率对中国聚变工程实验堆的氚平衡以及启动氚投料量的影响。     

CFETR氦冷固态增殖包层多物理场氚输运分析

针对中国聚变工程实验堆(CFETR)外中平面氦冷固态增殖包层模块,开展了包层热、流、氚的多物理场耦合模拟分析,获得包层模块的氚分布、氚滞留量及氚渗透量。分析结果显示,在包层球床区无因吹洗气体流动滞缓而造成的氚滞留现象,其吹洗气体流道设计合理。同时,开展了入口吹洗气体掺氢量的参数敏感性分析。分析显示吹洗气体掺氢可以降低材料表面氚浓度,从而降低结构材料中的氚浓度梯度,抑制氚渗透;入口氢气浓度从 1ppm 增加到 1000ppm 时,氚渗透量降低为 1/20。     

ITER气体注入系统含氚管道的等效漏率评估

氚的泄漏会对公众安全和环境造成危害,有必要对含氚管道的泄漏进行分析。对ITER气体注入系统的含氚管道进行分析,对触发系统氚报警阈值(3×10⁵Bq·m^-3/环境安全值,1×10⁸Bq·m^-3/系统安全值)时,氚送气管、离子源管以及中性化管泄漏的等效空气漏率进行了计算。结果表明,氚送气管泄漏的风险最高。虽然氚送气管的气体压力低于包容管的夹层压力,但由于管道的氚浓度高,漏率大于3.2×10^-8 Pa·m³·s^-1时会触发报警。而在离子源管中虽然氚浓度低,但管道的气体压力远高于包容管的夹层压力,漏率大于6.1×10^-6 Pa·m³·s^-1时会触发氚报警。气体注入系统含氚管道泄漏的氚危害不可忽视,必须进行实时监测和防护。     

CFETR氚增殖包层活化计算分析

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。     

中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m²。     

水冷陶瓷增殖剂包层氚输运分析

基于2015版本中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)包层模块设计特点,建立详细的氚输运分析模型,对不同包层模块(包括不同的增殖区)、载氚气回路、冷却剂回路和蒸汽发生器中的氚输运进行分析。结果表明不同包层模块氚的浓度、渗透量、滞留量均不同,全堆所有包层模块增殖区中氚的滞留量为6.62×10-2g,结构材料中氚滞留量为2.01g,载氚气和冷却剂回路中氚滞留量分别为4.03×10~(-4)g和0.19g,氚通过蒸汽发生器的渗透量为20mg?y~(-1),冷却剂回路中氚渗透到管道外的量为0.1mg?y~(-1)。     

锂铅合金释氚实验研究

由于锂铅合金因具有高增殖比、低活泼性和可能作为冷却剂的特点,被认为是最有潜力的能源堆包层氚增殖材料。在理论模型描述熔融锂铅合金氚释放行为的基础上,开展了中子辐照后Li₁₇Pb₈₃合金的离线氚释放实验。结果表明: 释放氚的化学形式99％以上为难溶于水的成分（HT或T2）; 氚滞留时间随载气中氢分压的增加而减小,氢分压达到1000 Pa后变为常数,且与实体积无关;氚释放速率对温度的依赖性符合Arrhenius定律。以此为基础得到的氚在熔融锂铅中的动力学参数结果,虽与文献值有差异,但同样证明了在633—973 K的范围内, 氚从液态锂铅到气相的整个释放过程中起决定作用的是氚在合金内的扩散和气\|液界面的多相反应重组。Lithium\|lead alloy is considered to be one of the most prominent tritium breeding materials for the fusion reactor blanket because of its high breeding ratio, and low reactivity and possible use as coolant. An out\|of\|pile experiment of tritium release from Li₁₇Pb₈₃ alloy was performed after neutron irradiation on the base of mathematical model to describe tritium release behavior from an eutectic lithium\|lead alloy. The results suggest that the dominant chemical form of the released tritium (>99%) was the water\| insoluble component (HT or T2). Tritium residence time decreased with increasing H₂pressure in carrier gas up to 1000 Pa, and above this concentration limit it became constant and not influenced by the plenum volume. The temperature dependence of the tritium release rate can be described by an Arrhenius law. Consequently, the present results on the kinetic parameters of tritium in molten Li₁₇Pb₈₃alloy are considered to be different from the values in literature, but it is the same that the overall release process is governed by the diffusion of tritium atoms in the Li₁₇Pb₈₃and by the heterogeneous reaction at the gas\|eutectic interface of the tritium atom recombination at temperatures from 633 to 973 K.     

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。     

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。     

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.     

2GW ������CFETR �������εij�������ѧ�о�

Using a one-dimensional (1D) neutronics model, the neutronics performance in the China fusion engineering test reactor (CFETR) with latest design dimensions of vacuum vessel is calculated under the 2GW fusion power. The shielding effect of neutron reflecting material ZrH₂ on neutrons is calculated, and it is found that the 20cm reflector can shield 94.3% neutron fluence and 94.9% neutron nuclear heat. Meanwhile, the minimum shield blanket thickness corresponding to different neutron wall loads is calculated when CFETR is operated at 10FPY (full power year) and 20FPY. The results show that the minimum shield blanket thickness are 44cm, 53cm, and 65cm corresponding to the neutron wall loads with 1.0MW·m⁻², 1.5MW·m⁻², and 2.5MW·m⁻² respectively after the device is operated at 10 FPY; whereas the shielding blanket needs to be thicker in the radial direction to meet the neutron shielding requirements after the device is operated at 20FPY. The optimized size of the shielding blanket provides a significant reference for the design of CFETR advanced blanket.     

ˮ���մ���ֳ����������˷���

Based on the design of the 2015 version of China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) water cooled ceramic breeder (WCCB) blanket modules surrounding the plasma, a tritium transport model has been developed. Tritium transport analysis has been carried out for each blanket module with different breeding zones, purge gas loop, coolant loop and steam generator. The results indicate that the concentration, permeability and retention of tritium among blanket modules are different. For all of the WCCB blanket modules in CFETR, the tritium retention inside the breeder is 6.62×10^-2g, the tritium retention inside the structural materials is 2.01g, the tritium retention inside purge gas and coolant loop are 4.03×10^-4g and 0.19g respectively, the tritium permeation through the steam generator tube walls is 20mg•y^-1, the tritium permeation from the coolant pipes is 0.1mg•y^-1.     

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。     

大孔径背景场磁体的设计与分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)接头的设计要求，提供了一种大孔径背景场磁体的设计方案。构造出大孔径背景场磁体的结构，利用背景场磁体来得到相应的磁场数据，对比研究磁体的参数对磁场的影响，得出相关参数的变化规律。利用Gandalf 程序模拟计算出CFETR 接头背景场磁体的分流温度，考虑到液氦的流体力学性能，采用Gandalf 程序模拟超导股线的失超行为，估算出较为精确的最小失超能。将最小失超能作为Q₀ 值代入到程序中得出热斑温度值，分析结果表明，设计符合要求，为CFETR 高温超导接头的制作和实验提供了可靠依据。     

CFETR氦冷偏滤器初步设计与分析

基于中国聚变工程试验堆(CFETR)偏滤器位形,初步设计了指状、平板和 T 形三种氦冷偏滤器模型, 在 10MPa 入口氦压力、10MW⋅m⁻² 稳态热负荷下,分别对其进行传热数值分析。通过优化结构设计和氦入口参数, 降低了靶板工作温度,探索了三种单元结构靶板处理高热负载的能力。在 20MW⋅m⁻² 的稳态热负荷下,对优化后 的 T 形和指状单元结构进行了受热分析,并由此提出了混合型 CFETR 氦冷偏滤器初步结构。