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.     

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。     

聚变实验增殖堆FEB-E放射性废物处置指标的计算

应用中子输运程序ＢＩＳＯＮ３．０、增殖堆放射性计算程序ＦＤＫＲ、剂量率计算程序ＤＯＳＥ完成了聚变实验增殖堆ＦＥＢ－Ｅ的放射性、核废物特性及废物处置额定容量（ＷＤＲ）的计算。结果表明,在停堆以后几周内,ＦＥＢ－Ｅ设计的经一壁和包层结构材料满足１０ＣＦＲ６１Ｃ级核废物处置额定容量的要求。对包层中的重要锕系元素＾２３２Ｕ、＾２３７Ｎｐ的含量也作了计算分析。     

堆泵浦^3He—Ar—Xe激光实验的放大管研制

介绍了堆泵浦￣３Ｈｅ－Ａｒ－ｘｅ激光实验中放大管的设计及混合气的组成。经聚乙烯慢化体慢化后的ＣＦＥＲ－Ｈ脉冲堆的热中子注量率为６×１０～（１４）ｎ／ｃｍ￣２·ｓ，根据慢化体结构设计了内充气体组份为￣３Ｈｅ：Ａｒ：Ｘｅ＝３４．７：３４．７：０．２６７，６ｏｏｍｍ×Φ３４ｍｍ的放大管，在约１．４×１０￣（１６）裂变每脉冲下进行￣３Ｈｅ－Ａｒ－Ｘｅ（λ＝１．７３μｍ）激光激射实验，获得毫瓦级功率输出。     

堆泵浦~3He－Ar－Xe激光实验的放大管研制

介绍了堆泵浦￣３Ｈｅ－Ａｒ－ｘｅ激光实验中放大管的设计及混合气的组成。经聚乙烯慢化体慢化后的ＣＦＥＲ－Ｈ脉冲堆的热中子注量率为６×１０～（１４）ｎ／ｃｍ￣２·ｓ，根据慢化体结构设计了内充气体组份为￣３Ｈｅ：Ａｒ：Ｘｅ＝３４．７：３４．７：０．２６７，６ｏｏｍｍ×Φ３４ｍｍ的放大管，在约１．４×１０￣（１６）裂变每脉冲下进行￣３Ｈｅ－Ａｒ－Ｘｅ（λ＝１．７３μｍ）激光激射实验，获得毫瓦级功率输出。     

核工业西南物理研究院的聚变堆设计研究工作

本文回顾我院聚变堆设计研究工作 。在李正武先生的组织下，工作从１９７４年起步，他亲自组织了讲课活动。１９７８年后，他主持外事工作，通过“请进来、派出去”的作法，显著地推动了聚变堆研究工作的发展。本文回顾介绍了我院在纯聚变堆，Ｄ－＾３Ｈｅ堆和聚变增殖堆设计研究方面取得的进展。     

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     

裂变链成长初期的统计涨落与临界安全

在裂变材料组成的系统中，外中子源尤其是弱强度外中子源释放中子的时刻是随机的，系统中中子与原子核相互作用是随机的，缓发中子先驱核衰减的随机性，使得从外中子源放出中子时刻开始形成的中子裂变链的初期发展过程具有显著的统计涨落性质。在反应堆中，由于安全的需要，在启动堆的过程中一般应该有中子源存在。统计涨落正比于量值的平方根，而量值一般表现为中子密度n（t）或者输出功率，在反应堆启动阶段是正比于中子源的强度的，所以中子源强度越弱，统计涨落越显著。由于技术原因或者经济原因不能采用强中子源的情况下，研究这个问题具有较大的意义。     

2，2，4－三甲基－1，3－戊二醇脂肪酸双酯中亚甲基质子的磁不等价性

在合成１３种２，２，４－三甲基－１，３－成二醇（ＴＭＰＤ）脂肪酸双酯的基础上，详细讨论了亚甲基中两个磁不等价质子的化学位移，偶合常数，谱线强度和磁不等价性与分子结构的关系。为了使ＴＭＰＤ脂肪酸双脂中各基团的相对取向能满足分子最稳定的条件，提出ＴＭＰＤ脂肪酸酯应按分子构型Ⅱ排列的结论。     

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。     

普林斯顿TFTR装置氘氚聚变反应创新纪录

普林斯顿ＴＦＴＲ装置氘氚聚变反应创新纪录１９９３年１２月９日晚，美国普林斯顿等离子体物理实验室的托卡马克实验装置ＴＦＴＲ开始进行１：１的氘氚气体混合放电实验。第一次放电就产生了３ＭＷ的聚变功率，创造了世界纪录，次日又把这一峰值功率提高到６．２ＭＷ。这...     

激光散射研究聚甲基丙烯酸烷基磺酸钠／氯化钠水溶液的性质

本文用激光散射技术研究了具有不同长度烷基侧链的聚甲基丙烯酸烷基磺酸钠（ＰＳＳＲＭＡ）在０．１ＭＮａＣｌ水溶液中的性质。用静态光散射测定了这一系列聚合物的重均分子量Ｍ＿ｗ，均方半径Ｒ＿ｇ以及第二维利系数Ａ＿２．用动态光散射测定了光强的时间相关函数，运用Ｌａｐｌａｃｅ反演得到线宽分布Ｇ（Г）。当高聚物溶液的浓度大于１０￣（－３）ｇ／ｍＬ时，特性平均线宽〈Г〉迅速增加、表面张力降低；在２５℃－４７℃的范围内，〈Г〉随温度增加；烷基侧链越长，在０．１ＭＮａＣｌ水溶液中ＰＳＳＲＭＡ的分子排列更紧密。静态与动态光散射的结果建立以下方程：Ｄ＝ｋ＿ＤＭ￣ａ＿Ｄ，当α＿Ｄ～０．５６，对应于不同侧链，Ｋ＿Ｄ在１．５４×～１０￣（－４）－２．０７×１０￣（－４）（ｍＬ／ｇ）时，从线宽分布Ｇ（Г）得到ＰＳＳＲＭＡ的分子量分布。     

表面活性剂增敏I-3间接光度法测定硅灰石和水中锰

本文提出了用铋酸钠氧化Ｍｎ＾２＋为ＭｎＯ４＾－,ＭｎＯ４＾－氧化Ｉ＾－为Ｉ２进而生成Ｉ３＾－,在３５０ｎｍ处测定Ｉ３＾－吸工,间接测定锰含量的方法。加ＴＰＣ有明显增敏和掩蔽作用,灵敏度和选择性好。实测硅灰石中锰含量,相对标准偏差（ＲＳＤ）为１．５％;实测天然水中锰含量,ＲＳＤ为１．９－４．９％,回收率为９４．２－１０６．２％     

全固态瓦级连续波绿光激光器

报道一种ＬＤ端面泵浦Ｎｄ：ＹＶＯ４晶体，ＬＢＯ腔内倍频的全固态连续波绿光激光器，对ＬＢＯ采用Ｉ类非临界相位匹配，温度调谐，当泵光功率为６．２Ｗ时，获得了１．３Ｗ ＴＥＭ００模５３２ｍｍ连续波绿光输出，光－光转换效率达２１％，电一光转换效率达３％。     

铀氢锆脉冲堆堆芯核安全参数的计算

应用自己扩充的含氢化锆中氢，铒－１６６和铒－１６７核素数据的ＷＩＭＳ－Ｎ１／Ｎ２数据库以及国际通用的栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４和六角形节块程序ＳＩＸＴＵＳ，分析了铀氢锆脉冲堆堆芯重要的核安全参数：功能峰因子和燃料负温度系数。     

2，4，6－三芳基－N－取代吡啶盐的~（13）CNMR研究

用￣（１３）Ｃ－￣１ＨＣＯＳＹ、２Ｄ－Ｊ分解谱并结合选择性质子去偶以及ＤＥＰＴ技术对２５个新的２，４，６－三芳基－Ｎ－取代吡啶四氟硼酸盐的￣（１３）ＣＮＭＲ谱进行了归属，讨论了影响化学位移的因素。     

一甲基硫脲与支持电解质的阴离子在银电极上共吸附的拉曼光谱研究

本文用电化学现场表面增强拉曼散射光谱（ＳＥＲＳ）技术研究了ＭＴＵ在ＨＣｌＯ４、Ｈ２ＳＯ４和ＨＮＯ３介质中分别与一种或两种无机阴离子的共吸附行为，发现ＣｌＯ－４、ＳＯ２－４和ＮＯ－３等弱吸附无机阴离子均能被ＭＴＵ诱导物理吸附在其质子化了的氨基（ＮＨ＋３）上，这三种无机阴离子被ＭＴＵ诱导物理吸附的强弱顺序是：在电极电位位于－０．２Ｖ～－０．７Ｖ区间时，ＳＯ２－４＞ＣｌＯ－４＞ＮＯ－３，在电位位于－０．８Ｖ～－１．２Ｖ区间时，ＣｌＯ－４＞ＳＯ２－４＞ＮＯ－３。     

共生聚变堆

本文提出一种以发展聚变动力为主的共生式途径。它以当前正在出现的这一代聚变物理试验堆为起点,分成两路进行,一路是纯聚变堆,另一路是单个的氘发生器,可能是聚变裂变混合堆,它给纯聚变堆补充所需的氘。这两类堆长期结合共生,配合发展.形成一系需氚的纯聚变堆和一系供氚的混合堆,统一优化,保持氚自给,消耗氘锂和快中子裂变材料,提供净输出功率。 对纯聚变堆方面,放弃了传统的氚自给这一基本要求。能量的有效回收成为设计:的主要前提。优化的结果,用12—15厘米厚的含锂的水作为中子慢化回收能量的介质,附带地还能再生所耗氚的80％。不足的20％稍多的氚,将长期地由一个具有低Q聚变芯并依照生产氚的要求来改型并优化的一比一聚变裂变堆来补充。共生的两个堆,尺寸都较小,在等离子体物理和工程上有一些优点。对共生堆和具有相等总输出功率的,一般氚自给聚变堆作了比较,表明在动力经济上有相当大的收益。 简单地讨论了几种有关的概念。     

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。