中国ITER固态实验包层模块活化计算分析

根据中国ITER实验包层模块CH HCSB TBM设计结构建立了TBM径向一维模型。运用燃耗计算程序BISON、聚变堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AFDC-DLIB,计算了TBM设计中不同停堆时间活化产物的放射性、余热沉积、潜在生物危害因子BHP和辐射剂量,并根据计算结果初步得出相应的变化规律。计算结果表明,对于HCSB TBM来说,在500MW聚变功率下运行一年,停堆时的总放射性、余热、BHP分别为4.587×10¹⁵Bq, 9.009×10^-3MW和90.73 km³•kW^-1,后板处辐射剂量3.278×10⁵ mSv•h^-1。结果表明,CH HCSB TBM不存在突出的放射性环境安全问题。     

ITER��̬�������ģ�������ά�����

用三维蒙特卡罗中子-光子输运程序MCNP和放射性计算程序FDKR,对中国ITER氦冷固态试验包层模块(CH HCSB TBM)进行了初步的三维活化分析。计算结果表明：TBM设计中活化产物的放射性、余热和潜在生物危害因子(BHP)主要来自结构材料;在500MW聚变功率下辐照0.53年,停堆时CH HCSB TBM的总放射性、余热和BHP分别为1.182×1017Bq、2.463×10-2MW和5.651×103km3.kW-1。在计算时,通过自动接口程序,实现了MCNP与FDKR之间的自动连接及数据处理。     

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。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×10¹⁶ Bq和5.826 kW。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。     

�й������̬��ֳ���������ģ��ϵͳ��������

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果.结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 kW.活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据.     

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。     

CFETR磁体系统的中子学计算及活化分析

用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况。计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×10¹⁴ MeV•m^–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求。停机后磁体组件的活度为3.33×10¹⁰Bq•kg^–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×10⁸Bq•kg^–1。研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件。     

�й�2×6��̬ʵ�����ģ���������

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.     

CFETR氦冷包层放射性废物包装容器的屏蔽设计

对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷产氚包层放射性废物包装容器进行了屏蔽设计。分析了CFETR氦冷陶瓷包层放射源项特点,阐述了容器屏蔽厚度的计算模型,使用蒙特卡罗程序MCNP5计算容器表面剂量率。结果表明包装容器表面剂量率与容器厚度之间呈现指数衰减关系。再根据中国现行标准,给出普通碳钢材料和普通碳钢-铅夹层材料两种方案。     

�й�ITER HCSB TBM��ȴ��ɥʧ�¹ʷ���

用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。     

Activation and afterheat analysis for CH HCSB TBM

1 Introduction ITER will play a very important role in first integrated blanket testing in fusion environment. Some DEMO blanket relevant technology issues, especially safety requirements and environment impacts will be demonstrated during the ITER Test B…     

Activation Calculation for a Fusion-driven Sub-critical Experimental Breeder, FDEB

In fusion breeders, the flux and energy spectra of neutrons undergo a great change throughout the first wall and blanket. Therefore, to get correct spatial and temporal distributions of radioactive nuclides, a calculation method practical for a fission breeder cannot be directly applied in a fusion breeder. As a result, a code FDKR, which is applicable to radioactivity calculations for fusion breeders, has been developed and its corresponding decay chain library has been produced. Radioactivity, afterheat, BHP and WDR calculations have been performed for the FDEB using the code FDKR, and results are given.     

A New Generation Pulsed MHD Generator

Doklady Physics - The results of calculation and theoretical investigation for the creation of a powerful (~600 MW) pulsed MHD generator on the combustion products from solid (powder)...     

Analysis of the coupling constants g_(a_0ηπ~0 )and g_(a_0η'π~0) with light-cone QCD sum rules

Abstract In this article, we take the point of view that the light scalar meson a_0(980) is a conventional qq state, and calculate the coupling constants g_(a_0ηπ~0) and g_(a_0η'π~0) with the light-cone QCD sum rules. The central value of the coupling constant g_(a_0ηπ~0) is consistent with that extracted from the radiative decay φ(1020) → a_0(980)γ→ηπ~oγ. The central value and lower bound of the decay width Γ_(α_0→ηπ~0) = 127_(-48)~(+84) MeV are compatible with the experimental data of the total decay width Γ_(α_0(980))= (50-100) MeV from the Particle Data Group with a very model dependent estimation (the decay width can be much larger), while the upper bound is too large. We give a possible explanation for the discrepancy between the theoretical calculation and experimental data.     

在COIL中BHP的HO2－浓度对氯的利用率和激光功率的影响

对COIL中碱性过氧化氢(BHP)溶液中的HO2-浓度进行了理论计算和实验测量,得到了HO2-浓度随不同浓度的KOH和H2O2以及不同比例（体积）配比的变化规律,并做了不同浓度HO2-对氯的利用率和激光输出功率影响的实验,获得的结果对优化BHP的配制和优化实验参数有较大的意义。     

在COIL中BHP的HO2－浓度对氯的利用率和激光功率的影响

 对COIL中碱性过氧化氢(BHP)溶液中的HO₂^-浓度进行了理论计算和实验测量,得到了HO₂^-浓度随不同浓度的KOH和H₂O₂以及不同比例（体积）配比的变化规律,并做了不同浓度HO₂^-对氯的利用率和激光输出功率影响的实验,获得的结果对优化BHP的配制和优化实验参数有较大的意义。     

CFETR���ֳ�����������

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.