磁约束聚变堆次临界包层概念设计研究进展

为使磁约束聚变堆实现能量放大与氚自持,在其等离子体区周围设置次临界包层和产氚包层。采用天然铀合金燃料、轻水作冷却剂兼慢化剂,内嵌压力管式的次临界包层设计方案,通过对包层物理性能、结构概念设计、热工水力性能和安全分析,表明该方案可将聚变能量放大10倍以上,氚增殖比大于1.15,具有天然的临界安全性和良好余热安全性能。立足于近中期可利用的聚变技术,力争实现聚变能源的提前商用,为我国能源可持续发展提供一种有竞争力的技术选项。     

SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应北大核心CSCD

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。     

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。     

基于蒙特卡罗正算输运的全局减方差方法

蒙特卡罗方法是当前形势下辐射屏蔽计算的首选分析工具。小概率深穿透问题则是屏蔽计算的关键与亟待解决的核心问题,需要使用有效的减方差技巧。针对全局问题,利用蒙特卡罗正算输运得到的粒子通量或探测响应来构建权重窗参数,将现有的粒子位置偏移拓展到位置和能量偏倚。利用国际屏蔽基准题进行测试验证,通过使用该方法,粒子被引导到模型的所有位置。平均相对误差降低到10%以下,几乎所有网格区域都有粒子统计。结果表明,基于蒙特卡罗正算输运的输运偏倚参数构建方法能够实现全局减方差。     

ITER驱动次临界包层总体结构概念设计

详细介绍了ITER驱动的次临界包层结构设计,沿环向360°整个次临界包层被分成36瓣,单瓣包层以等离子工作腔为分界面被分为内、外两部分,分别由第一壁结构、支承结构、燃料区结构、产氚区结构和锆包壳结构等组成。有别于ITER装置现有的小模块包层结构,单瓣内、外包层被设计成一种整体式内置结构,从而减少了裂变燃料区中大量内嵌冷却剂压力管道接头数量、缩短了换料周期并节约了成本。同时考虑到ITER装置本体结构空间对次临界包层的限制,提出了一种既能满足包层热工-流体要求又能实现包层工程焊接安装的管道汇总结构。最后运用Pro/e建模软件建立了包层三维CAD结构图,为后续结构力学分析输出了有限元计算模型。     

ITER驱动次临界包层总体结构概念设计北大核心CSCD

详细介绍了ITER驱动的次临界包层结构设计,沿环向360°整个次临界包层被分成36瓣,单瓣包层以等离子工作腔为分界面被分为内、外两部分,分别由第一壁结构、支承结构、燃料区结构、产氚区结构和锆包壳结构等组成。有别于ITER装置现有的小模块包层结构,单瓣内、外包层被设计成一种整体式内置结构,从而减少了裂变燃料区中大量内嵌冷却剂压力管道接头数量、缩短了换料周期并节约了成本。同时考虑到ITER装置本体结构空间对次临界包层的限制,提出了一种既能满足包层热工-流体要求又能实现包层工程焊接安装的管道汇总结构。最后运用Pro/e建模软件建立了包层三维CAD结构图,为后续结构力学分析输出了有限元计算模型。     

He原子掺杂铝材料的第一性原理研究

采用基于第一性原理的平面波超软赝势方法,结合广义梯度近似(GGA),计算了铝及铝晶胞间隙位置掺入He原子后体系的几何结构、电子结构、总体能量和电荷布居值.计算结果表明:随着氦在金属铝中逐渐形成,铝晶胞体系会发生晶格畸变,但总的趋势是He在铝体系的八面体位置的晶格畸变小于其在四面体位置的晶格畸变.He在铝晶胞八面体和四面体间隙的杂质形成能分别为1.3367 eV和2.4411 eV.由此可知,He在铝晶胞中最稳定位置是八面体间隙位置.同时,文中还从原子尺度层面分析了He原子在铝晶胞中的占位及其键合性质,讨论 关键词： 铝材料 第一性原理 形成能     

高增益包层冷却系统设计及初步热工水力分析北大核心CSCD

高增益包层氚增殖率能够达到1.5以上,能量放大倍数约为5,包层燃料区平均功率达50MW/m3,针对包层存在高功率密度区的这一特点,设计了采用迂回流动方案的水冷系统,主要由内嵌冷却管和汇总分流腔组成。建立了包括第一壁和燃料区的包层三维热工水力计算模型,利用CFD程序FLUENT对冷却系统进行模拟分析,研究了稳态工况条件下包层关键区域的整体热工水力特性。结果表明,该水冷系统流量分配合理,燃料区冷却剂压降为102kPa,出口温度为594K,符合设计预期。包层温度分布结果表明各区域最高温度均满足限值要求,冷却系统能够有效载出包层内裂变反应释放的热量。     

基于短半衰期核素的γ谱燃耗测量方法

提出了一种基于短半衰期核素平衡浓度求解燃耗的谱法。该方法通过将待测燃料在恒定中子通量条件下辐照一段时间,使得短半衰期标识核素建立浓度平衡,并基于核素平衡浓度与燃料中剩余235U含量之间的关系求解得到燃耗值。理论模拟结果与LR-0实验堆上的燃料辐照实验均表明,当燃料经过短期辐照后,短半衰期标识核素88Kr,92Sr能在谱中出现明显可分辨的特征峰,从而证实了88Kr,92Sr作为燃耗测量的标识核素的可行性。模拟了不同实验条件下测量富集度为20%的乏燃料的燃耗情况,实验表明标识核素88Kr,92Sr与其相应的干扰核素的特征峰在相应能量段均可分辨出来,且谱的测量宜选在乏燃料卸料冷却11 h内进行。最后通过88Kr,92Sr计算获得了与理论值相吻合的燃耗值。相比于其他方法,该方法测量燃耗不受辐照历史、燃料富集度、再次辐照前冷却时间的影响。     

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃,均远低于1204 ℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃,低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。