SWITRIM程序的研制和使用概况

第一个计算氚投料量在FEB聚变堆各个子系统中的分布及其随时间变化行为的数值模拟程序包SWITRIM研制成功。近5年来的使用情况表明其合理性得到国外同行的充分认可。取得了一些有创新性的成果。例如，我们在国际上首次指出聚变堆起动过程中的一种“氚坑深度和氚坑时间”新现象，它有些类似裂变堆中的“碘坑深度和碘坑时间”现象，但又是非常不同的问题。作者不但提出而且通过数值模拟解释了这种“氚坑深度和氚坑时间”新现象。以FEB设计为例子求解出FEB堆的氚坑深度为317g，氚坑时间为240d，氚储备子系统中低谷时间为起动后第10天。这意味着我们能预测聚变堆起动过程中的最少氚储备量是多少？氚储备子系统中何时是最少氚储备的时刻？实现氚的得失相当的有效运行时间要多长？     

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研制出了用于计算氚投料量在FEB聚变堆各个子系统中的分布及其随时间变化的数值模拟程序包SWITRIM。通过近5年的使用，表明其运行良好、计算结果可靠。用SWITRIM数值模拟研究了聚变堆起动过程中的“氚坑深度和氚坑时间”新现象。简单介绍了SWITRIM程序包的组成和用户使用说明以及最新的运用等。     

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聚变堆第一壁表面和PFC材料内的氚滞留量、堆系统总的氚投料量多高？在启动和运行的开始阶段的氚坑深度,氚坑时间的大小是多少？在TBM氚增殖包层内固体氚增殖剂中的氚能否高效率地被载氚气体带出来并且以高效率地提取回收？能否找到某些新机制解决这些问题是决定实现ITER的预期目标和最终实现聚变能的实际运用成败的关键问题。本文第(Ⅰ)部分回答前面两个问题,在下期第(Ⅱ)部分将进行创新的探索性研究并且提出某些减少氚滞留量和改善氚提取回收效率的新方案,例如：基于氘饱和的海绵效应;第一壁表面建立氘和铍的伴同沉积层;基于在低频外电场作用下载氚气分子和硅酸锂颗粒电极化旋转催化同位素交换速率增强提高载氚气提取氚效率“SPB方法”等等。     

FEB—E氚循环系统的计算机模拟

对聚变实验增殖堆（ＦＥＢ）工程概要设计的氚燃料循环构造了一个动态子系统模型，研制了模拟氚燃料循环系统的计算机程序ＳＷＩＴＲＩＭ，计算运行一年后１０个子系统中的氚投料量和整个推系统总的氚投料量，这对预示起动一个聚变热功率的１５０ＭＷ量级的实验增殖堆所需的最少初始氚投料量有参考价值，计算结果表明，要求的最少初氚贮备量除了与燃料气体净化系统和同位互分离系统中氚的平均逗留时间有关外，还与包层液态锂中提取氚     

FEB—E氚循环系统的计算机模拟

对聚变实验增殖堆（ＦＥＢ）工程概要设计的氚燃料循环构造了一个动态子系统模型，研制了模拟氚燃料循环系统的计算机程序ＳＷＩＴＲＩＭ，计算运行一年后１０个子系统中的氚投料量和整个推系统总的氚投料量，这对预示起动一个聚变热功率的１５０ＭＷ量级的实验增殖堆所需的最少初始氚投料量有参考价值，计算结果表明，要求的最少初氚贮备量除了与燃料气体净化系统和同位互分离系统中氚的平均逗留时间有关外，还与包层液态锂中提取氚     

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.     

聚变堆氚系统设计中的一些重要问题研究(Ⅱ)

在文献[1]中,计算了FEB-E 聚变堆PFC 材料内的氚滞留量、堆系统总的氚投料量、启动运行开始阶段的氚坑深度和氚坑时间大小。这里将讨论在ITER 的TBM 氚增殖包层内固体氚增殖剂中的氚如何高效率地被载氚气体带出并且以高效率地提取回收。本部分将进行创新的探索性研究并且提出某些减少氚滞留量和改善氚提取回收效率的新方案,例如：基于氘饱和的海绵效应;第一壁表面建立氘和铍的伴同沉积层;基于在低频外电场作用下载氚气分子和硅酸锂颗粒电极化旋转催化同位素交换速率的增强载氚气提取氚效率“SPB 方法”。     

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。     

316L不锈钢表面Al2O3镀层中氚的扩散渗透行为

在３１６Ｌ不锈钢表面，用磁控溅射方法镀２－３μｍ的Ａｌ２Ｏ３膜。实验表明，这种膜与基体相容性好，且具有抗氧化、抗热冲击、抗辐照、低活性等特点，氚在其中的渗透率低。在６０４－７７３Ｋ温度下，氚在此种材料中的渗透率比在基体材料中低４－６个数量级。此种材料可用作为氚容器材料，用于氚的生产、分离和净化工艺中，还可以用作聚变 堆氚工艺中氚靶包壳材料。     

矩形管道载氚热磁流体输运特性的数值模拟研究

聚变堆液态金属包层矩形管道中的氚输运过程与磁流体动力学(MHD)流动传热过程耦合在一起，形成了复杂的载氚热磁流体输运特性。基于开发的MHD流动与传热数值模拟程序对矩形管道中液态金属MHD流动传热特性及其氚输运的影响进行了数值模拟。该程序首先求解了动量守恒方程，并与理论解进行了对比验证，然后与能量守恒方程耦合求解，得到了温度影响下矩形管道中的液态金属流场分布，在此基础上对强磁场高核热梯度影响下的氚浓度分布进行了数值模拟，得到了氚浓度在管道中的分布特性。结果显示，液态金属在矩形管道中的流动传热对氚输运过程产生了显著影响。     

充氚时效不锈钢微观断裂机制

不锈钢材料在氚环境中长期工作时不仅存在着氢脆问题，同时还由于进入基材内部的氚衰变而产生氦，发生氦的积累，造成材料性能下降，甚至导致材料被破坏，即产生所谓“氦脆”现象。本课题2002年进行了样品的高温气相充氚实验以及充氚后一些显微组织分析工作。2003年对充氚＋1a时效的HR-2不锈钢样品进行了TEM动态拉伸实验观察。初步表明，充氚促进裂纹尖端位错的发射和增殖：对于HR-2不锈钢，充氚使无位错区（DFZ）减小甚至消失。2004年，充氚样品经历2a的室温时效，积累了一定的氦量，实验试图探索氦对微观断裂机制的影响。     

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…     

ICF靶丸氘氚总量非破坏性荧光测量法

 介绍了惯性约束聚变（ICF）研究中，氘氚（DT）气体燃料靶丸中的氚总量监测新方法—可见光荧光法。该方法是一种非破坏性测量技术，不但适用于直接驱动的内爆靶丸，而且也适用于间接驱动方式下的各种空腔靶现场监测。给出了1992年“神光”装置内爆靶丸的现场监测结果，并给出了该方法用于绝对测量时需考虑的因素以及刻度因子，特别是讨论了未来发展高灵敏度荧光底片或探测器的必要性。     

中子学积分实验

从６０年代开始，我所就开展了聚变中子积分实验，完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题。１９８７年以来承担了“８６３”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验，开展了Ｂｅ、Ｐｂ的１４ＭｅＶ中子倍增率实验，其中Ｂｅ实验为中、美、日国际合作，实验误差为２．８％，实验结果为理论计算提供积分检验。     

Z箍缩驱动混合堆第一壁热-力学瞬态响应分析

利用ANSYS程序对Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆(Z-FFR)第一壁在瞬态热流加载下的热-力学响应进行了模拟计算，分析了第一壁温度、应力随时间和深度的分布。结果表明，周期性脉冲加载不会导致第一壁产生温度累积效应，第一壁温度峰值409 ℃，出现在钨层表面，钨层最大应力140 MPa，锆合金基底最大应力33 MPa。     

吸入性氚化粒子在人体肺部组织中吸收剂量的研究

涉氚核设施在检修及退役时,其产生的氚化粒子容易被工作人员误吸入,并在呼吸系统的不同部位停留,部分尺寸较小的粒子可能在肺泡间质区(AI 区) 停留超过1 年的时间。氚粒子通过 衰变释放电子,在释放电子的同时以及释放的电子与周围原子相互作用还会分别产生出内、外轫致辐射,这些都会对人体肺部组织造成辐射损伤。本文采用蒙特卡罗程序PENELOPE 对多种氚化粒子在人体肺部组织中的吸收剂量进行了模拟计算,特别是讨论了氚 衰变的内轫致辐射的贡献。研究发现,电子辐射对人体肺泡产生的吸收剂量大于外、内轫致辐射,但后两者作用距离较长,对人体造成的影响重要;电子辐射吸收剂量随着粒子尺寸的增大以及金属原子序数的增大而减小;外轫致辐射吸收剂量随着粒子尺寸的增大而减小,随着金属原子序数的增大而增大;内轫致辐射吸收剂量随着粒子尺寸的增大以及金属原子序数的增大而减小。Some tritium relevant nuclear facilities, such as Tokamak, can produce tritiated particles. There is the possibility for the staffs to inhale the tritiated particles by accident in the process of maintenance or decommission of these facilities. Tritium decays to 3He, during which the beta electron and the internal bremsstrahlung are released. Meanwhile, the released electrons will interact with the surrounding atoms, and the external bremsstrahlung will be generated. All the electrons, internal bremsstrahlung and external bremsstrahlung will deposit the radiation energies to lung tissues and generate the radiation damage. In this paper we studied the radiation doses by inhaled tritiated particles in lung tissues by Monte Carlo code PENELOPE, in particular, internal bremsstrahlung contribution was included. Our results demonstrated that (1) the dose caused by electron radiation is far higher than those of external and internal bremsstrahlung, which however shall not be negligible due to their long-distance effects; (2) the dose caused by electron radiation decreases as the particle size and metal atomic number Z increase; (3) the dose caused by external bremsstrahlung decreases as the particle size increases, but increases as the metal Z increases; (4) the dose caused by internal bremsstrahlung decreases as the particle size and metal Z increase.     

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.     

一种新的天然放射性

罗马尼亚布加勒斯特物理和核工程研究所的D.B.Ion等人在1986年第171卷第2期Annals　of Physics上发表了一篇题为“一种新的天然放射性:π介子的自发发射”的文章.文章说: “近几年来,有关基态核的质子放射性,β延迟的双质子衰变,β延迟的氚衰变、碳-14放射性和氖放射性的报道已经相当多了.然而,这些放射性实际上属于两种类型:(1)基本粒子的自发发射,如r射线、电子、正电子、质子和中子.(2)自发发射核子集团,如α射线,C,Ne,β延迟的双质子衰变,β延迟的双中子衰变,通常也包括从对称的自发裂变到极不对称的自发变裂”. “核的。介子放射性,…     

强场托卡马克Alcator C取得重大进展

对于热化的氖-氚等离子体,只有当其离子密度n和能量约束时间之乘积超过6×1013秒厘米-3时,等离子体产生的聚变输出功率才能大于为了保持等离子体的高温状态所需要的输入功率,此判据称为劳逊判据.达到或超过劳逊判据,是二、三十年来核聚变研究工作者的奋斗目标. 去年11月美国麻省理工学院的Alcator组宣布,Alcator C在等离子体为流为800kA条件下,利用注入高速冷冻氚丸的技术,在氚等离子体内获得了 8×1013秒. 厘米-3的结果[1].据推测,如用氚-氚等离子体,n可超过劳逊判据,但目前中心温度(1.5kev)比“收支平衡”所需的温度还低五倍. Alcator …     

先进燃料聚变反应性增强的新机制

采用电子回旋波加热D-^３Ｈe先进燃料聚变等离子体，使它处在高的电子温度下，一些新的物理过程(如聚变产物之间核-核弹性散射、核力与库仑相干散射及核反应的传播)变得相对重要，而高能聚变产物离子与电子的库仑相互作用相对变弱.部分本底燃料离子被高能的聚变反应产物核击出而提升到分布函数尾部成为“超热”燃料离子，从而可能提高D-^３Ｈe聚变的反应性.还计算了这些机制的能量传递. 关键词： 核-核弹性散射 核-库仑相干散射 ３Ｈe聚变')" href="#">D-^３Ｈe聚变 聚变反应性增强