超高燃耗常规快堆堆芯物理概念设计

为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆 (HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000 MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子,k是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。     

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根据聚变-裂变混合堆概念堆型的燃料区水冷设计,通过FLUENT建模和模拟计算,比较了均匀流量和按燃料单元发热量比例分配流量两种冷却剂布置方案。数值计算结果表明,这两种布置方案中燃料单元之间的导热很小,除燃料单元1中冷却管道外,其余的冷却管道带走的热量几乎等于相应燃料单元的发热量,在用系统分析程序等效建模时,不必重新确定冷却管道的热构件;对后一种布置方案燃料区的最高温度更低,温度分布更均匀,但温度展平效果并不明显。计算了堆外自然循环系统在假设的失水事故(LOCA)中的导热能力。结果表明,如果不采用自然循环系统,停堆后520s发生堆芯熔化;但是如果采用自然循环系统,停堆后1000s,燃料区的最高温度只达到584.4°C,不会发生堆芯熔化。     

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。     

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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.     

“氚坑深度”和“氚坑时间”

裂变堆中的氙-135中毒效应是由于裂变产生的碘-135经由β衰变产生氙。135，后者吸收中子的截面很大，如停堆时剩余反应性不够，就要经过一段“碘坑时间”才能恢复到原来停堆前的反应性后才正常工作起来。与此类似却有所不同的一个全新的概念，“氚坑深度”和“氚坑时间”首次被我们引入到聚变堆研究领域，它表明为了实现“得失相当”，起动一个聚变堆所要求的最少氚储备和运行时间。“氚坑深度”和“氚坑时间”与具体的氚回收方案、提取氚的工艺过程、堆部件材料中的氚扣留量、增殖剂中不可回收的氚份额、泄漏到堆大厅的包容惰性气体氦中的份额以及氚自然衰变等等有关。     

烧蚀支板对超燃冲压发动机燃烧室性能的影响

为了提高超燃冲压发动机燃烧室的性能,本文提出了燃料喷注支板与烧蚀支板组合的燃烧室新方案,并研究了新方案对超燃冲压发动机燃烧室性能的影响。相比于单燃料喷注支板方式而言,加入烧蚀支板后,虽然燃烧室内的总压恢复系数有所下降,但燃烧室内燃料与空气的混合效率、燃烧效率均有显著提高,燃烧效率的提高弥补了燃烧室内总压损失所带来的机械能损失,使得燃料喷注支板和烧蚀支板组合方式下的燃烧室比冲高于单燃料喷注支板时的比冲。     

中国聚变工程试验堆上新经典撕裂模和纵场波纹扰动叠加效应对alpha粒子损失影响的数值模拟

托卡马克聚变堆中高能量alpha粒子的良好约束是获得稳态燃烧等离子体的前提,除了磁场波纹损失,不稳定性也会引起额外的损失.本文基于中国聚变工程试验堆(CFETR)参数, alpha粒子初始分布和新经典撕裂模(NTM)扰动分布,利用粒子导心跟踪方法分别对磁场波纹和NTM两种扰动及叠加下的粒子损失进行了详细的数值模拟.结果显示粒子损失份额不随NTM扰动幅度增大而增大,两种扰动的叠加效应不明显.通过扫描装置波纹度大小以及分析相空间粒子密度和波纹损失区分布,确认原因是CFETR波纹损失区较小,没有覆盖高能量粒子(EP)密度和NTM扰动主要分布区.此外, NTM没有引起直接粒子损失和俘获粒子剖面坍塌.显著的俘获粒子密度剖面展平,并扩展到波纹损失区是两种扰动叠加效应显著的前提.无碰撞波纹随机扩散是CFETR初始分布alpha粒子的主要损失通道,通行粒子约束不受磁场波纹影响.本文研究结果对CFETR概念设计中alpha粒子物理和低频不稳定性下的EP行为具有重要意义.     

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。     

堆积链条下落过程中的机械能分析

利用动量定理可计算出链条堆在下落过程中的速度,结果表明在这个下落过程中链条的机械能不守恒。链条堆下落的一个重要特点就是下落部分会带动静止部分一起运动。本文认为正是这个特点,链条堆在下落过程中会有机械能损失,机械能不守恒。并利用运动物体带动静止物体一起运动的牵引模型,分析了在此下落过程中机械能损失的机制。利用这种损失机制,计算得到链条在整个下落过程中的能量损失。计算结果与利用动量定理算得的能量损失一致。     

HCSB-DEMO�������������ȷ�����������

根据HCSB-DEMO堆的设计要求,对不同尺寸的聚变堆能产生的聚变功率、中子壁负载和等离子体燃烧时间等进行计算与分析,给出了符合设计要求的堆芯参数。在所选定的堆芯参数条件下进行了零维功率平衡计算分析,给出了3组HCSB-DEMO堆的等离子体初步设计参数。     

聚变堆燃烧等离子体温度剖面数值分析

采用聚变等离子体中α粒子慢化、扩散的多能群计算方法,结合本底等离子体的能量平衡方程,对α粒子自加热及扩散情形下对聚变堆而言甚为重要的等离子体温度剖面进行了自洽性的数值分析。对动态及稳态等离子体运行方式的模拟结果表明燃烧等离子体温度剖面比起目前实验得出的剖面更峰状化。这一特性不依α粒子在其慢化过程有无显著的扩散损失而改变,在今后对聚变堆α粒子行为及效应的严格分析中应加以考虑。     

水煤浆在沸腾床内燃烧过程的初步研究

本文介绍了对于水煤浆在沸腾床内燃烧过程的初步实验研究结果。实验表明水煤浆在沸腾床内的凝聚、结团特性,使得燃烧过程中的飞灰可燃物损失可以被控制得很低,因而其燃烧效率可达很高的水平,高于同煤种的干煤粒。实验还表明采用所提出的异重度床料沸腾燃烧的方案可以成功地消除凝聚、结团造成的大颗粒沉积现象,实现稳定地运行。燃用水煤浆的沸腾床与普通燃煤沸腾床相比还有NO_x排放量低和易于脱硫等优点,因此是一项有发展前途的新技术。     

采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值

反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。     

聚变裂变混合堆处理高放超铀废物的研究

提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性,生物潜在危害因子,高放超铀锕系废物的密度和非常深的燃耗深度等.比较聚变裂变混合堆与传统的热堆,发现中子能谱越硬,对燃烧超铀锕系元素越有效.     

严重事故下堆舱空间氢气分布特性数值模拟

利用计算流体力学软件CFX分析了零方程模型和k-ε模型对氢气分布的影响,并对船用堆在典型失水诱发的严重事故下堆舱空间内的氢气分布特性进行了数值模拟。结果表明：在氢气释放阶段内,用k-ε模型模拟堆舱空间内的氢气分布更为合理;严重事故下的气体喷放期间,堆舱空间内各点处的压力变化基本一致,空间内的温度不会持续升高,氢气在堆舱空间内建立了比较明显的浓度梯度,堆舱顶部区域和破口附近区域氢气浓度都较高;氢气喷放结束后,堆舱空间内的平均水蒸气浓度不足以维持蒸汽惰性环境,堆舱空间内存在氢气燃烧的可能。研究结果为开展船用堆的氢气风险研究提供了基础。     

稳态托卡马克堆中的自举电流

在稳态托卡马克堆的燃烧阶段,当感应电流下降后,新经典输运产生的自举电流便成为维持稳定电流的最好手段。本文根据α粒子新经典自举电流的最新结果,计算了感应电流消失阶段,稳态堆中α粒子、电子和离子的自举电流。     

等离子体理论——托卡马克环向磁场波纹引起的粒子香蕉轨道偏离

在托卡马克中，热核等离子体的磁约束必须通过有限数目的环向磁场线圈来实现，这就产生了波纹环向磁场结构和由其引起的捕获高能粒子轨道的形变，从而造成高能粒子的快速损失通道——磁波纹损失。在托卡马克聚变堆(比如ITER)的设计中磁波纹损失是一个必须要考虑的问题，因为它将使大量α粒子在未被热化前损失掉，从而降低α粒子加热，并且由于波纹损失的局域性很强，有可能形成严重的聚变堆第一壁的局部损伤。     

化学能梯级利用机理探讨

本文提出化学能梯级利用新概念,从理论上证明了物质作功能力(ε)、化学反应作功能力(G)和物理能作功能力(ηc)之间的内在联系,拓展了传统热力循环在物理能转换利用范畴的局限。通过CH4直接燃烧和化学链燃烧化学能品位和(火用)损失的比较,指明化学能梯级利用是降低燃烧(火用)损失的有效途径,并指出影响化学能梯级利用的关键因素,揭示了化学能梯级利用机理。     

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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.     

聚变α粒子对第一壁辐照损伤的蒙特-卡罗研究(Ⅰ)——轰击第一壁的α粒子能谱

本文研究从托卡马克聚变堆等离子体边界损失的α粒子能谱。分析α粒子的损失机制。建立描述α粒子输运的慢化-扩散方程。同时考虑香蕉捕获粒子、飞行粒子和波纹约束粒子对扩散系数的贡献以及α粒子的直接损失机制。针对典型的聚变堆参数数值求解方程得到待求的α粒子能谱。讨论了解的物理意义。