SWITRIM��������ƺ�ʹ�øſ�

研制出了用于计算氚投料量在FEB聚变堆各个子系统中的分布及其随时间变化的数值模拟程序包SWITRIM。通过近5年的使用，表明其运行良好、计算结果可靠。用SWITRIM数值模拟研究了聚变堆起动过程中的“氚坑深度和氚坑时间”新现象。简单介绍了SWITRIM程序包的组成和用户使用说明以及最新的运用等。     

“氚坑深度”和“氚坑时间”

裂变堆中的氙-135中毒效应是由于裂变产生的碘-135经由β衰变产生氙。135，后者吸收中子的截面很大，如停堆时剩余反应性不够，就要经过一段“碘坑时间”才能恢复到原来停堆前的反应性后才正常工作起来。与此类似却有所不同的一个全新的概念，“氚坑深度”和“氚坑时间”首次被我们引入到聚变堆研究领域，它表明为了实现“得失相当”，起动一个聚变堆所要求的最少氚储备和运行时间。“氚坑深度”和“氚坑时间”与具体的氚回收方案、提取氚的工艺过程、堆部件材料中的氚扣留量、增殖剂中不可回收的氚份额、泄漏到堆大厅的包容惰性气体氦中的份额以及氚自然衰变等等有关。     

FEB—E氚循环系统的计算机模拟

对聚变实验增殖堆（ＦＥＢ）工程概要设计的氚燃料循环构造了一个动态子系统模型，研制了模拟氚燃料循环系统的计算机程序ＳＷＩＴＲＩＭ，计算运行一年后１０个子系统中的氚投料量和整个推系统总的氚投料量，这对预示起动一个聚变热功率的１５０ＭＷ量级的实验增殖堆所需的最少初始氚投料量有参考价值，计算结果表明，要求的最少初氚贮备量除了与燃料气体净化系统和同位互分离系统中氚的平均逗留时间有关外，还与包层液态锂中提取氚     

FEB—E氚循环系统的计算机模拟

对聚变实验增殖堆（ＦＥＢ）工程概要设计的氚燃料循环构造了一个动态子系统模型，研制了模拟氚燃料循环系统的计算机程序ＳＷＩＴＲＩＭ，计算运行一年后１０个子系统中的氚投料量和整个推系统总的氚投料量，这对预示起动一个聚变热功率的１５０ＭＷ量级的实验增殖堆所需的最少初始氚投料量有参考价值，计算结果表明，要求的最少初氚贮备量除了与燃料气体净化系统和同位互分离系统中氚的平均逗留时间有关外，还与包层液态锂中提取氚     

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聚变堆第一壁表面和PFC材料内的氚滞留量、堆系统总的氚投料量多高？在启动和运行的开始阶段的氚坑深度,氚坑时间的大小是多少？在TBM氚增殖包层内固体氚增殖剂中的氚能否高效率地被载氚气体带出来并且以高效率地提取回收？能否找到某些新机制解决这些问题是决定实现ITER的预期目标和最终实现聚变能的实际运用成败的关键问题。本文第(Ⅰ)部分回答前面两个问题,在下期第(Ⅱ)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增强提高载氚气提取氚效率“SPB方法”等等。     

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”。     

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。     

矩形管道载氚热磁流体输运特性的数值模拟研究

聚变堆液态金属包层矩形管道中的氚输运过程与磁流体动力学(MHD)流动传热过程耦合在一起，形成了复杂的载氚热磁流体输运特性。基于开发的MHD流动与传热数值模拟程序对矩形管道中液态金属MHD流动传热特性及其氚输运的影响进行了数值模拟。该程序首先求解了动量守恒方程，并与理论解进行了对比验证，然后与能量守恒方程耦合求解，得到了温度影响下矩形管道中的液态金属流场分布，在此基础上对强磁场高核热梯度影响下的氚浓度分布进行了数值模拟，得到了氚浓度在管道中的分布特性。结果显示，液态金属在矩形管道中的流动传热对氚输运过程产生了显著影响。     

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。     

聚变堆液态包层准二维磁流体湍流模型研究

为研究聚变堆氚增殖包层中液态金属湍流磁流体动力学(MHD)效应,开发了一种新的准二维单方程 MHD 湍流模型,并进行了相关数值模拟程序的编制及验证。对于矩形管道中的准二维 MHD 湍流流动,三维流 动主要发生在哈德曼层中,中心的主流区呈现出二维流动。为了反映这种特殊的流动特征,新湍流模型在标准 k-ε 模型的基础之上去掉了传统的耗散项,代之以电磁耗散项来模拟湍流 MHD 效应。同时,采用 Bradshaw 假设来对 湍流涡粘系数进行模化。为验证该湍流模型是否合理,编制了相关数值模拟程序,并利用直接数值模拟(DNS)结 果对该程序进行了校正,数值模拟结果与 DNS 结果吻合较好。计算结果表明,该湍流模型可应用于聚变堆液态 包层 MHD 湍流流动的数值模拟。     

球环型氚生产聚变堆概念设计

先进的球环型氚生产聚变堆是聚变能发展的中间应用产物。与传统托卡马克氚生产堆不同，在设计中利用了球形环的先进等离子体物理性能，并具有紧凑的结构特征，尽量利用真空室内的空间安置氚生产包层以减少氚泄露而增加氚增殖率，达到年生产富余氚lkg的目的，相应的堆利用因子为40％。在二维中子学计算的基础上，提出了ST-TPR的初步概念设计．为下一步更详细具体的概念设计提供了直接的依据和重要的参考价值。     

氦冷固态增殖剂聚变示范堆（HCSB—DEMO）包层的概念设计与分析

1引言 聚变示范堆（DEMO）是ITER运行后下一步聚变实践发展的方向。DEMO堆的设计研发是为将来建造商用聚变堆奠定科学和一程基础，是对聚变堆相关的技术、材料、经济性、安全性、环境和废物处理各方而进行全方位的验证评估；所以DEMO堆的设计中，包层是最重要的部件之一，中子倍增和氚增殖均发生在这一区域中。     

聚变中子学的蒙特卡罗PVM并行模拟在ITER中子诊断设计中的应用

聚变能源很可能是人类文明得以维持发展的新型能源。未来的氘氚聚变堆的结构和工程设计很大程度上依赖于以聚变中子学为基础的计算。在过去的十余年中，很多的核数据库如FENDL和JENDL的检验工作围绕ITER设计而展开。聚变中子学计算包括中子和光子的输运计算。其计算目标是提供反应率和能谱等重要的信息。一维或二维的聚变中子学解析计算能提供一定精度的结果和高效率的优化设计，但对于一个三维的聚变托卡马克反应堆来说，只有蒙特卡罗方法能提供较精确的数值模拟结果。MCNP程序是由LANL实验室发展的用于中子和光子的蒙特卡罗计算的大型程序。PVM的并行计算环境能提高为MCNP程序的运行执行效率。     

基于X射线光谱测定法分析氚深度的模拟研究

氚是一种重要的聚变材料,在军事和民用方面都有广泛的用途,氚在薄膜靶中的浓度和深度研究是一项重要的课题.文章建立了氚β射线诱发X射线光谱的模拟方法,分析了氚β射线诱发X射线光谱与氚的浓度和深度分布的关系,研究表明氚在薄膜靶中浓度和深度分布与测定光谱存在对应关系,这为利用X光谱反解氚含最和深度分布奠定了基础.     

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。     

中子学积分实验

从６０年代开始，我所就开展了聚变中子积分实验，完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题。１９８７年以来承担了“８６３”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验，开展了Ｂｅ、Ｐｂ的１４ＭｅＶ中子倍增率实验，其中Ｂｅ实验为中、美、日国际合作，实验误差为２．８％，实验结果为理论计算提供积分检验。     

In-Zinerater液态包层输运燃耗数值模拟

Z-Pinch惯性约束聚变是未来一种有竞争力的能源候选方案。Z-Pinch驱动的聚变裂变混合堆可高效地嬗变反应堆乏燃料中分离出的超铀元素。对美国Sandia国家实验室提出的In-Zinerater混合堆概念进行了中子学分析和数值模拟。在三维输运燃耗耦合程序MCORGS中增加了处理在线添加燃料与去除裂变产物的功能,实现了对液态燃料燃耗过程的模拟。增加6Li丰度和燃料初装量保持寿期初反应性不变,可以减缓寿期内反应性下降趋势。逐步增加包层内超铀元素装量,可以控制整个寿期内反应性基本恒定。聚变功率取20 MW,通过反应性控制,5年内包层能量放大倍数在160～180之间,氚增殖比在1.5～1.7之间,优于In-Zinerater基准设计方案。     

316L不锈钢表面Al2O3镀层中氚的扩散渗透行为

在３１６Ｌ不锈钢表面，用磁控溅射方法镀２－３μｍ的Ａｌ２Ｏ３膜。实验表明，这种膜与基体相容性好，且具有抗氧化、抗热冲击、抗辐照、低活性等特点，氚在其中的渗透率低。在６０４－７７３Ｋ温度下，氚在此种材料中的渗透率比在基体材料中低４－６个数量级。此种材料可用作为氚容器材料，用于氚的生产、分离和净化工艺中，还可以用作聚变 堆氚工艺中氚靶包壳材料。     

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。     

以锕系元素为燃料的先进型次临界增殖反应堆研究

以锕系元素为燃料的次临界增殖反应堆，在Ｄ－Ｔ聚变中子源驱动下，可以更有效地利用有限的铀资源；反应堆ｄｅｆｆ〈１，且功率密度较低，有较好的安全性，反应堆对Ｄ－Ｔ中子源要求低。５０ＭＷｔ￣１００ＭＷｔ的聚变功率即可满足１ＧＷｅ反应堆要求，包层可生产足够的氚供堆芯降聚使用，此外每年还可以增殖１０００ｋｇ左右可裂变元素供裂变堆使用，支持同等功率３￣４个裂变堆，反应堆每年燃料３￣４个裂变堆产生的锕系元素。