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。     

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。     

ITER驱动混合堆次临界包层燃料区结构设计与分析

基于国际热核聚变实验反应堆磁约束聚变-裂变混合能源系统次临界包层的物理-热工设计结果,提出了聚变-裂变混合堆次临界包层燃料区结构设计方案,包括纵骨支撑结构、燃料区结构和锆包壳结构。运用Pro/e建模软件建立了次临界包层燃料区结构模型,并利用ANSYS-workbench mechanical有限元分析软件对纵骨式支撑结构开展了初步力学分析,得到了燃料部件和纵骨式多层支撑结构的最大Tresca应力值、应力分布云图和总变形量,其中最大应力为87.04 MPa,最大变形量为0.17mm。按照第3强度理论校核,计算结果表明纵骨式次临界包层结构各部件能够满足强度要求。     

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。     

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。     

Z箍缩聚变裂变混合堆包层中子学分析

作为一种有竞争力的能源系统,Z箍缩聚变裂变混合堆(Z-FFR)正在开展概念研究,包层研究正是其中重要的一部分。建立了Z-FFR包层设计模型,分析了包层影响因素、中子平衡、通量与功率密度、燃耗等方面,表明该包层设计在50年内能量放大因子、氚增殖比和燃料增殖比的平均值分别为14.91,1.294和5.140,满足设计要求。针对聚变源的脉冲特性进行了包层的瞬态中子学分析,发现燃料区中子脉冲可分为聚变中子、瞬发裂变中子和缓发裂变中子脉冲三个部分,绝大部分热量约在0.01s内沉积。结果较完整地给出了Z-FFR包层的中子学参数,为概念研究提供了基础。     

离线测量钍快中子裂变反应率方法

钍快中子裂变反应率是钍铀燃料循环中的重要数据.为了测量基于聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的钍样品在宏观中子学装置中的钍快中子裂变数据,发展了钍快中子裂变率的离线活化γ测量方法.通过测量232Th裂变碎片85mKr的β衰变产物85Rb发射的151.16 keV特征γ射线,并结合钍裂变产额数据,获得了钍样品装置中232Th裂变反应率的分布.详细介绍了此方法的原理和影响因素,并利用14 MeV的D-T中子源在贫铀球壳中开展了校验实验,实验不确定度为5.3%—5.5%.采用MCNP5程序和ENDF/B-VI及ENDF/B-VII数据库模拟计算的结果与实验结果在实验不确定度内基本符合,这证明该方法能够有效地模拟装置中232Th裂变反应率.     

以锕系元素为燃料的先进型次临界增殖反应堆研究

以锕系元素为燃料的次临界增殖反应堆，在Ｄ－Ｔ聚变中子源驱动下，可以更有效地利用有限的铀资源；反应堆ｄｅｆｆ〈１，且功率密度较低，有较好的安全性，反应堆对Ｄ－Ｔ中子源要求低。５０ＭＷｔ￣１００ＭＷｔ的聚变功率即可满足１ＧＷｅ反应堆要求，包层可生产足够的氚供堆芯降聚使用，此外每年还可以增殖１０００ｋｇ左右可裂变元素供裂变堆使用，支持同等功率３￣４个裂变堆，反应堆每年燃料３￣４个裂变堆产生的锕系元素。     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

Hybrid fusion reactor for production of nuclear fuel with minimum radioactive contamination of the fuel cycle

The paper presents the results of the system research on the coordinated development of nuclear and fusion power engineering in the current century. Considering the increasing problems of resource procurement, including limited natural uranium resources, it seems reasonable to use fusion reactors as high-power neutron sources for production of nuclear fuel in a blanket. It is shown that the share of fusion sources in this structural configuration of the energy system can be relatively small. A fundamentally important aspect of this solution to the problem of closure of the fuel cycle is that recycling of highly active spent fuel can be abandoned. Radioactivity released during the recycling of the spent fuel from the hybrid reactor blanket is at least two orders of magnitude lower than during the production of the same number of fissile isotopes after the recycling of the spent fuel from a fast reactor.     

300＃堆在线产氚回路及其应用

本文介绍了３００~＃堆在线产氚回路的组成及其主要指标、回路运行和释氚实验概况,阐明了在线产氚回路在聚变裂变混合堆包层产氚研究中的应用和前景． An in-pile tritium production apparatus in SPRR-300 and its main charactersare introduced. The operation of the apparatus and the tritium release experiments arebriefly described. The utilization of the apparatus in tritium production study of fusionfission hybrid reactor blanket and its future are reviewed.     

Concept of a demonstrational hybrid reactor—a tokamak with molten-salt blanket for <Superscript>233</Superscript>U fuel production: 1. Concept of a stationary Tokamak as a neutron source

On the basis of current understanding of physical processes in tokamaks and taking into account engineering constraints, it is shown that a low-cost facility of a moderate size can be designed within the adopted concept. This facility makes it possible to achieve the power density of neutron flux which is of interest, in particular, for solving the problem of ²³³U fuel production from thorium. By using a molten-salt blanket, the important task of ensuring the safe operation of such a reactor in the case of possible coolant loss is accomplished. Moreover, in a hybrid reactor with the blanket based on liquid salts, the problem of periodic refueling that is difficult to perform in solid blankets can be solved.     

铀基聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元力学分析

次临界能源包层是聚变-裂变混合堆的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。本文利用有限元分析软件对次临界能源包层的第一壁结构、支撑固定结构的相关零部件开展了初步的力学分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图,其中支撑结构的最大应力位于加强筋板与圆柱定位销的连接处,应力值为310.2 MPa;第一壁的最大应力位于“U”形流道拐角处,应力值为240.7 MPa;按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。     

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.     

增殖剂球床载气体流动特性

增殖剂球床是聚变堆或混合堆产氚包层可选结构之一,准确把握增殖剂球床中载带气体的流动特性有助于提高对球床载氚过程的认识并优化包层设计。采用离散元程序PFC3D模拟增殖剂小球的填充行为,在球床内不同位置随机截取不同尺寸的控制体,利用布尔运算中的"差集"得到孔隙范围,建立孔隙分布的三维几何模型,进一步划分网格并用计算流体力学(CFD)方法求解,得出控制体上单位长度的压降以及单元体内的速度分布特征,计算结果发现载带气体速度分布与γ分布很类似,且只要选取恰当的控制体,通过计算流体力学方法可以较好地分析整个球床孔隙内流体的流动,有利于进一步研究载氚及相关过程。     

随机填充增殖剂球床内载气流动特性数值模拟

固态氚增殖包层是聚变堆及聚变-裂变混合堆产氚包层的重要候选结构之一,其球床通道内载气流动特性将影响氚提取效率。利用离散元方法(DEM)生成随机填充增殖剂球床,通过径向孔隙率分布验证其合理性,计算流体力学(CFD)模拟计算其通道内气体流场特征。模拟得到:球床内吹扫氦气流速随孔隙率波动并随入口流速增大而均匀增大,通道内氦气流向及流速变化显著,Blake-Kozeny方程可良好预测该随机填充球床通道压降。     

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.