Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆总体概念研究进展

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)在核安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境、气候问题的新能源。从Z箍缩驱动聚变方案与聚变靶设计、重复频率驱动器、次临界包层及产氚包层设计、燃料循环等关键问题方面,对Z-FFR工程概念总体研究情况进行了介绍。     

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆总体概念研究

中国工程物理研究院提出的Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)概念,采用Z箍缩热核聚变产生的大量中子驱动次临界裂变堆而释放能量,集成了局部整体点火聚变靶、先进次临界能源堆等创新概念,在安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境气候问题的千年能源。简要回顾了国内外Z箍缩聚变能源(Z-IFE)的相关研究进展,介绍了中国工程物理研究院在Z-FFR方向的总体概念研究情况,从驱动器、聚变靶设计和次临界裂变堆三方面阐述了此能源系统的原理结构和运行特点,对其经济性进行了评估,同时提出了未来Z-FFR的发展路线图设想。     

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆总体概念研究

中国工程物理研究院提出的Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)概念,采用Z箍缩热核聚变产生的大量中子驱动次临界裂变堆而释放能量,集成了"局部整体点火"聚变靶、"先进次临界能源堆"等创新概念,在安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境气候问题的千年能源。简要回顾了国内外Z箍缩聚变能源(Z-IFE)的相关研究进展,介绍了中国工程物理研究院在Z-FFR方向的总体概念研究情况,从驱动器、聚变靶设计和次临界裂变堆三方面阐述了此能源系统的原理结构和运行特点,对其经济性进行了评估,同时提出了未来Z-FFR的发展路线图设想。     

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。     

聚变裂变混合堆的氚工艺和氚增值剂研究

本文简要介绍聚变堆氚工艺和氚增殖剂研究的现状和我所在混合堆氚增殖剂和氚工艺研究中取得的成果,并对这一领域的继续发展提出了一些建议． In this paper the recent status and unsolved problems on tritium technologyand tritium breeding material study for fusion-fission hybrid reactor (FFHR) are described.The achievements in the research area in our institute are briefly introduced.Some suggestions on further tritium research are given.     

聚变-裂变混合堆快裂变包层与抑制裂变包层的比较

以生产核燃料为主要目的的聚变-裂变混合堆包层,可采用两种不同的设计方案:快裂变包层和抑制裂变包层。它们各具有其长处和不足。本文以两个典型的包层结构为例,作了快裂变包层和抑制裂变包层的中子学计算和对比分析。其结果可作为包层选型设计及技术可行性、安全性、经济性分析的参考。     

Z箍缩驱动混合堆包层瞬态传热特性

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆（Z-FFR）以较长周期（10 s）脉冲式运行,为实现3000 MW的热功率输出,单个脉冲需要产生的能量较大,包层和第一壁在强热冲击下的瞬态传热和温度特性是决定Z-FFR技术可行性的关键问题之一。通过理论计算,分析了在连续脉冲作用下包层和第一壁温度随时间的变化规律。同时以输出恒定的电功率为目标,提出了展平系统输出功率的简便方法,并分析了出口冷却剂温度的波动特性。结果表明材料最高温度均在安全限值内,第一壁表面瞬时高温层厚度约为0.5 mm,系统输出功率波动幅度在-2.84%~+2.05%范围内。     

Z箍缩驱动混合堆包层瞬态传热特性

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)以较长周期(10s)脉冲式运行,为实现3000 MW的热功率输出,单个脉冲需要产生的能量较大,包层和第一壁在强热冲击下的瞬态传热和温度特性是决定Z-FFR技术可行性的关键问题之一。通过理论计算,分析了在连续脉冲作用下包层和第一壁温度随时间的变化规律。同时以输出恒定的电功率为目标,提出了展平系统输出功率的简便方法,并分析了出口冷却剂温度的波动特性。结果表明材料最高温度均在安全限值内,第一壁表面瞬时高温层厚度约为0.5mm,系统输出功率波动幅度在-2.84%~+2.05%范围内。     

Z箍缩聚变裂变混合堆包层中子学分析

作为一种有竞争力的能源系统,Z箍缩聚变裂变混合堆（Z-FFR）正在开展概念研究,包层研究正是其中重要的一部分。建立了Z-FFR包层设计模型,分析了包层影响因素、中子平衡、通量与功率密度、燃耗等方面,表明该包层设计在50年内能量放大因子、氚增殖比和燃料增殖比的平均值分别为14.91, 1.294和5.140,满足设计要求。针对聚变源的脉冲特性进行了包层的瞬态中子学分析,发现燃料区中子脉冲可分为聚变中子、瞬发裂变中子和缓发裂变中子脉冲三个部分,绝大部分热量约在0.01 s内沉积。结果较完整地给出了Z-FFR包层的中子学参数,为概念研究提供了基础。     

Z箍缩聚变裂变混合堆包层中子学分析

作为一种有竞争力的能源系统,Z箍缩聚变裂变混合堆(Z-FFR)正在开展概念研究,包层研究正是其中重要的一部分。建立了Z-FFR包层设计模型,分析了包层影响因素、中子平衡、通量与功率密度、燃耗等方面,表明该包层设计在50年内能量放大因子、氚增殖比和燃料增殖比的平均值分别为14.91,1.294和5.140,满足设计要求。针对聚变源的脉冲特性进行了包层的瞬态中子学分析,发现燃料区中子脉冲可分为聚变中子、瞬发裂变中子和缓发裂变中子脉冲三个部分,绝大部分热量约在0.01s内沉积。结果较完整地给出了Z-FFR包层的中子学参数,为概念研究提供了基础。     

混合堆共生系统核燃料循环模式情景研究

为计算混合堆在未来燃料循环过程中起到的作用,进行了混合堆共生系统物料平衡计算。根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030年、2050年）发展战略研究,并充分考虑了我国经济发展速度、人口数量和人均用电量,计算得到了2100年之前,我国核电机组装机容量。假定不同堆型搭配的混合堆共生系统核燃料循环的4种情景并建立对应的物料平衡模型进行计算。计算结果表明,压水堆、混合堆和快堆共生模式能最大限度的减少天然铀的需求和节约乏燃料处置费用。     

混合堆共生系统核燃料循环模式情景研究

为计算混合堆在未来燃料循环过程中起到的作用,进行了混合堆共生系统物料平衡计算。根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期(2030年、2050年)发展战略研究,并充分考虑了我国经济发展速度、人口数量和人均用电量,计算得到了2100年之前,我国核电机组装机容量。假定不同堆型搭配的混合堆共生系统核燃料循环的4种情景并建立对应的物料平衡模型进行计算。计算结果表明,压水堆、混合堆和快堆共生模式能最大限度的减少天然铀的需求和节约乏燃料处置费用。     

中国聚变工程实验堆启动氚投料量与氚平衡分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)堆芯设计参数及燃料系统流程模型,采用平均停留时间方法,建立燃料循环子系统的氚转移模型用来描述氚在各子系统之间的输运、滞留等过程。采用该模型,分析了不同聚变功率水平、运行因子以及燃烧率对中国聚变工程实验堆的氚平衡以及启动氚投料量的影响。     

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。     

Operation of CANDU power reactor in thorium self-sufficient fuel cycle

This paper presents the results of calculations for CANDU reactor operation in thorium fuel cycle. Calculations are performed to estimate the feasibility of operation of heavy-water thermal neutron power reactor in self-sufficient thorium cycle. Parameters of active core and scheme of fuel reloading were considered to be the same as for standard operation in uranium cycle. Two modes of operations are discussed in the paper: mode of preliminary accumulation of ²³³U and mode of operation in self-sufficient cycle. For the mode of accumulation of ²³³U it was assumed for calculations that plutonium can be used as additional fissile material to provide neutrons for ²³³U production. Plutonium was placed in fuel channels, while ²³²Th was located in target channels. Maximum content of ²³³U in target channels was estimated to be ∼13 kg/t of ThO₂. This was achieved by irradiation for six years. The start of the reactor operation in the self-sufficient mode requires ²³³U content to be not less than 12 kg/t. For the mode of operation in self-sufficient cycle, it was assumed that all channels were loaded with identical fuel assemblies containing ThO₂ and certain amount of ²³³U. It is shown that nonuniform distribution of ²³³U in fuel assembly is preferable.