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”。     

New Mechanism for Enhancing Ash Removal Efficiency and Reducing Tritium Inventory

A new mechanism is suggested to suppress ash particle back streams in the divertor region of our fusion experimental breeder （FEB） reactor for enhancing the ash removal efficiency and reducing the tritium inventory by applications of the nonlinear effect of high power rf ponderomotive force potential which reflects the platereleased and re-ionized He^＋ back to the plate. Meanwhile, the potential does not hinder α particles, which are coming from scraping of the layer, flowing to the target plate. However, it does stop tritium ions flowing to the target. Based on the FEB design parameters, our calculations have shown that the ash removal efficiency can be improved by as much as 40% if the parallel component of rf field 150-200 V/cm is applied to the location at a perpendicular distance L = 20 cm apart from the plate and the plate-recycling neutral helium atom energy is＇ about 0.75eV, at the same time, the tritium inventory can be reduced to some extent.     

An ingenious approach of determining hydrogen isotope solubilities, diffusivities and permeabilities in GWHER-1 stainless steel

In this paper, by using an ingenious method, the hydrogen isotope solubilities and diffusivities in GWHER-1 stainless steel have been determined by a vacuum heating degassing approach at the temperature range of 597-1022 K on a set of specimens with different sizes previously charged for 24 h under a hydrogen isotope pressure of 105 Pa in the temperature range of 800-1000 K. The permeabilities are then derived from the relation Φ = DKs. It is found D = 1.52 ×10^-6exp（-54100/RT）, Ks = 2.2×10^-exp（-5400/RT） and Φ = 3.3 ×10^-12exp（-59500/RT） for hydrogen, where Ks （Sieverts＇ constant） is given in Pa^-1/2, D in m2.s^-1.Pa^-1/2, T in K and R=8.31 J.mol^-1.K^-1. By taking isotope effects into account, the corresponding Arrhenius relations for deuterium and tritium are also deduced.     

HL—1M多发弹丸注入的CCD摄像触发方式的改进

多发弹丸加料是为稳态聚变堆提出的,它可以控制放电等离子体密度分布,改善约束性能和提高密度极限,是国际受控核聚变研究的重要内容之一。在实验中CCD相机可以用于研究弹丸与等离子体相互作用的许多复杂物理现象,用它拍摄弹丸在等离子体中消融云的照片是研究弹丸消融过程极其有效的手段。1999年用改进后的8发氢弹丸加料系统在水平方向上注入HL－1M等离子体,用SensiCam360LF型CCD相机在弹丸发射线连接法兰轴线上端,进行弹丸消融云的拍摄,观察弹丸的消融过程。     

FEB—E氚泄漏分析

由于氚本身非常昂贵而且氚的泄漏将造成环境污染,因此氚的控制对D－T加料的聚变堆来说是非常重要的问题。通常规定聚变堆环境周围总的氚泄漏率应＜3．7×10^11Bq·d^-1。在聚变实验增殖堆FEB－E设计中采用高压氦气冷却,液态锂作氚增殖剂,因而氚与增殖材料之间具有强的化学亲合力。在正常工作条件下,即温度低于680℃,由于氚的气相分压强很低,氚渗透泄漏几乎可以忽略不计,所以从包层泄漏极少。但是由于FEB－E氚燃耗率太低（2.08%),因而氚的通过量较大,氚泄漏主要发生在以下过程：从等离子体抽出气体的氚处理系统中（氢同位素低温分馏系统）漏失;氚从第一壁、偏滤器靶板渗透到氦气冷却剂,再由冷却剂工作流质的漏失导致氚的泄漏;氚植入和渗透到第一壁和偏滤器靶板材料及冷却剂管道内,再由这些部件的材料损坏、更换和报废过程中引起的氚漏失;从液态锂中提取氚的过程中氚增殖剂本身的直接损失引起的氚漏失;从等离子体加料系统（弹丸制作过程）的氚漏失。本文运用SWITRIM编码和Sieverts'定律,从氚在液态锂中的浓度以及溶解率常数随温度的变化关系中得到液态锂中氚的分压、再由氚压强的平方根（或一次幂）差定律计算氚向氦冷却剂中的泄漏,再假设一定的工作流失损失率,对FEB－E氚系统的氚泄漏进行分析,为环境安全评估提供必要的数据。在事故状态下的氚泄漏主要考虑当包层温度失控时氚从液态锂中析出向冷却剂渗透,再由于冷却剂工作流质的漏失导致氚的泄漏。     

混合堆FEB—E粒子抽除和氘氚回收系统的概要设计

实验混合堆FEB依靠偏滤器排出粒子及其携带的能量。排出的粒子包括聚变反应产物α粒子、等离子体表面相互作用产物杂质以及没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子等。FEB－E粒子抽除和燃料回收循环系统的任务是抽除上述氦灰、杂质以及大量的没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子等燃烧废气,以能实现有效的堆芯等离子体纯度控制和密度控制;同时将排出废气中没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子分离、纯化和回收,即实现氘氚工艺处理。     

新型大气压微波等离子体炬的仿真研究

 设计了一种新型的大气压微波等离子体炬结构。入射主频为2 450 MHz,基于HFSS软件对其进行了仿真研究。在仿真过程中,对该结构的各个参数进行了优化,并得出对场强分布的影响规律。结果表明,探针的使用对腔内场分布有很大影响。根据优化参数对微波等离子体炬进行了仿真模拟,在等离子体发生腔产生了高幅值的电场强度,品质因数达到2×10⁴,可以在大气压下激发等离子体。     

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。     

聚变堆与聚变堆材料——D-^3He先进燃料靶惯性约束聚变的燃耗和增益

本文研究采用大功率激光束压缩球形均匀D-^3He先进燃料靶聚变，推导和计算了这种惯性约束聚变（ICF）的靶丸燃耗和增益，数值计算表明，只有在小火花内能和较高惯性约束参数HF近似下，对典型的堆系统效率参数，才有可能使D-^3He靶ICF系统有大的净能量输出。相反，在大火花内能和低HF近似下，D-^3He靶ICF系统几乎不可能得到净的能量输出，从而证明了快点火思维方法的科学依据。