氦冷固态增殖实验包层安全分析研究进展综述

介绍了氦冷固态增殖实验包层(HCCB TBM)系统,该系统主要由TBM 包层、氦冷却系统、氚提取系统、冷却剂净化系统、氚计量系统和中子活化系统等组成。TBM 结构安全分析主要包括电磁安全分析、热工水力安全分析和中子学安全分析,TBM 材料安全分析主要包括结构材料安全分析、阻氚涂层和氚处理等功能材料安全分析。对国内外学者在上述安全分析研究工作中取得的研究进展进行综述,并对TBM 未来的安全分析工作进行展望,以期对其安全设计提供参考。     

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基于ITERCHHCSBTBM的设计特点,设计了相关的氚工艺辅助系统。描述了氚提取系统(TES)、冷却剂纯化系统(CPS)、氚测量系统(TMS)的功能、设计参数和工艺流程等。TES用于氚提取、储存、同位素的分离;CPS实现氧氮等杂质和氚的去除及冷却剂的定量处理和分析等功能;TMS不仅可以定量分析氚含量,而且必要时可替代TES。氚渗透及氚安全的分析表明,通过CHHCSBTBM以及辅助系统向环境释放的氚可控制在ITER的氚安全限度内。     

ITER HC-SB TBM中子学计算

ITER实验包层模块（TBM）是验证未来聚变反应堆能否实现氚自持、高热量提取的重要实验平台，也是将来发展DEMO聚变堆包层技术而进行电磁陛能测试、热工水力学测试、氚增殖实验的重要工具。TBM位置在ITER装置中中子流强最高、热流密度最大的赤道面，因其位置的强中子辐照特性，TBM中的大量问题都受中子的影响。由于ITER对自身安全的严格要求和对TBM安全性能的要求限制，所以准确计算TBM内部与中子学有关的中子通量、功率密度分布和氚增殖特性等显得非常重要。     

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ITER实验包层模块(TBM)的中子学问题与系统的氚增殖、热工水力、安全等问题密切相关,因此TBM的中子学优化设计极为重要。在CHHCSBTBM设计描述报告的一维中子学计算模型的基础上,利用一维中子输运计算程序ONEDANT和配套的数据库,以功率密度和氚增殖比等参数为优化目标进行中子学优化设计,得到了更为合理的中子学设计方案。     

ITER气体注入系统含氚管道的等效漏率评估

氚的泄漏会对公众安全和环境造成危害,有必要对含氚管道的泄漏进行分析。对ITER气体注入系统的含氚管道进行分析,对触发系统氚报警阈值(3×10⁵Bq·m^-3/环境安全值,1×10⁸Bq·m^-3/系统安全值)时,氚送气管、离子源管以及中性化管泄漏的等效空气漏率进行了计算。结果表明,氚送气管泄漏的风险最高。虽然氚送气管的气体压力低于包容管的夹层压力,但由于管道的氚浓度高,漏率大于3.2×10^-8 Pa·m³·s^-1时会触发报警。而在离子源管中虽然氚浓度低,但管道的气体压力远高于包容管的夹层压力,漏率大于6.1×10^-6 Pa·m³·s^-1时会触发氚报警。气体注入系统含氚管道泄漏的氚危害不可忽视,必须进行实时监测和防护。     

含氚废气净化系统研制

在中子发生器的运行过程中，会释放一定量的氚，为对使用中产生的含氚废尾气进行净化处理，必须研制—套废氚净化处理系统。该系统的研制包括工艺流程设计、流程中各主要反应器的设计及自动控制功能设计等方面。     

FEB-E 氚泄漏分析

用Ｓｉｅｖｅｒｔｓ定律和ＳＷＩＴＲＩＭ编码研究了聚变实验增殖堆的工程概要设计ＦＥＢ－Ｅ在正常工作状态和事故状态下的氚泄漏问题,分析表明,在这两种状态下ＦＥＢ－Ｅ包层液态锂中氚的分压都不高,氚泄漏的主要危险来自偏滤器的抽气系统的气体漏失。     

Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆氚燃料循环系统氚盘存量与氚自持初步分析

为研究氚自持条件,建立了Z-FFR氚分析模型,基于理论方程和氚平均滞留时间方法进行计算,得到稳态运行时排灰气处理系统、氚增殖提取系统、同位素分离系统、水去氚化系统的氚质量流分别为52.30,25.40,81.30,3.60 g/day,对应的氚盘存量为52.30,25.40,8.13,1.80 g。同时以氚质量流推导出氚自持判断条件,分析了设计参数能够满足氚自持要求,同时获得了燃烧效率、氚增殖率、提取效率与氚自持的互补关系,三者作为关键参数相互依存,于临界值、设计值、理想值之间分析了氚的自持情况。     

正硅酸锂陶瓷小球离线释氚实验研究

中国氦冷球床包层(CH HCSB TBM)初步采用Li₄SiO₄陶瓷小球作为氚增殖材料,实验研究了Li₄SiO₄陶瓷小球的中子辐照产氚性能。将冷冻成型法制备的Li₄SiO₄ 陶瓷小球置于反应堆中辐照100min,然后在离线释氚实验平台上进行退火行为研究。实验结果表明,在用He +1% H₂为载气,流速为100mL•min^-1,升温速率为5K•min^-1的实验条件下,氚气(HT+T₂)是Li₄SiO₄陶瓷小球的主要释氚形态,占总氚的70%左右(不包括自由氚中的氚气),在400℃~700℃范围内出现两次释氚峰;氚化水(HTO+T₂O)所占比例小于20%,主要在300℃~500℃的低温段进行释放;氚在800℃前基本释放完,小球退火后的残氚量小于1%。冷冻成型干燥法制备的Li₄SiO₄陶瓷小球在300℃~700℃范围内有较好的释氚性能,氚残留量低,在聚变堆固态氚增殖包层设计中具有一定应用价值。     

ITER氦冷固态增殖剂试验包层模块中子学设计与优化

针对ITER中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(HCCB TBM)的概念设计方案进行了初步中子学设计和优化。在铍球床填充率从80%降为62%的情况下,通过调整TBM内部结构的材料和布置,提出了一种中子学性能更好且满足安全要求的设计方案。计算结果表明,优化后HCCB TBM的产氚率比概念设计值提高的满功率运行一天后的产氚量为0.42mg,但总核热和最大功率密度有了一定降低。     

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Helium cooled ceramic breeder test blanket module (HCCB TBM) was introduced. The TBM system is mainly composed of test blanket, helium coolant system, tritium extraction system, coolant purification system, tritium measurement system and neutron activation system. The structural safety analysis of TBM mainly includes electromagnetic safety analysis, thermal-hydraulic safety analysis and neutronics safety analysis. The material safety analysis of TBM is divided into safety analysis of structural material, safety analysis of functional materials, such as tritium permeation barrier and tritium treatment materials. The research progress made by scholars at home and abroad in the above-mentioned security analysis research work was summarized, and the future safety analysis of the TBM tritium system was looked forward to, with a view to providing reference for the safety design of tritium systems.     

Thermal-Hydraulic Safety Analysis for CH-HCSB TBM

CH-HCSB TBM is designed to test the feasibility of DEMO fusion reactor on ITER. A safety assessment has to demonstrate that the TBM with its own cooling system does not impede the safe operation of ITER under normal and accidental conditions. For analysis of the highly transient accident sequences, a RELAP5 model has been developed for the HCS and TBM system. The steady-state, In-Vessel LOCA, Ex-Vessel LOCA and In-Box LOCA have been analyzed and the designed TBM steady-state inlet/outlet temperatures have been obtained. In all LOCA accidents, the Ex-Vessel LOCA is the most dangerous accident because of the melting of the First Wall. Based on the results, the design of TBM could be modified further in order to improve the safety of TBM and ITER.     

国际热核聚变堆实验增殖包层模块设计

为了验证国际热核聚变堆(ITER)的产氚和能量获取等性能,各国分别提出了不同的实验增殖模块(TBM)设计方案。其总体功能相同,但具体技术路线有区别,不同之处包括冷却剂选择、产氚材料选择、中子倍增剂选择、产氚区布置形式、面向等离子体材料选择、结构材料选择等方面。通过对各TBM方案进行比较分析,评价了各自的优缺点,提出了未来先进产氚包层方案的设计建议。     

ITER中子通量监测控制系统建模与设计

根据中子诊断系统测量和控制的需求分析,在Enterprise Architect平台上建立了中子通量监测系统的设计模型。按照ITER制定的仪器控制系统框架,基于用例以及延伸出的系统需求和用户需求,进行了包括信号调理、运行控制、测量计算等功能的详细分析。通过功能映射设计出等离子放电、设备维护检修以及系统验收测试等工作模式下的自动运行流程,完成了符合ITER控制、数据采集及通讯规范的软硬件架构以及与ITER中央控制系统集成的初步设计方案。     

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂试验包层(CHHCSBTBM)3×3模块化结构设计,借助一维中子输运计算程序ONEDANT和二维中子输运计算程序TWODANT,对ITER实验包层模块(TBM)设计的中子学问题进行计算。计算出产氚增殖比以及不同材料区的功率密度、中子通量分布和产氚增殖率,并对计算结果进行分析比较。