聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆（ITER）规模的聚变堆作为中子驱动源，采用天然铀为初装核燃料，并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术，设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析，研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示，现有核电厂广泛使用的UO₂核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U₉₀Zr₁₀等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料，都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变 裂变混合堆能量放大倍数的设计要求，但只有UC和U₉₀Zr₁₀燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。     

聚变-裂变混合堆外中子源效应

聚变-裂变混合堆(FFHR)作为聚变驱动次临界系统(FDS),具有良好的物理性能,能够实现产能、氚增殖、嬗变核废料等功能。采用COUPLE程序研究了水冷混合堆包层的铀水比和中子倍增剂对中子源效率的影响。结果表明:包层能谱越硬,外中子源效率越高;适当加入中子倍增剂Be可使外中子源效率增加。研究结果对进一步改进聚变-裂变混合堆的概念设计具有一定的指导意义。     

聚变-裂变混合堆设计研究

利用MCNP5和MONK9A程序对聚变驱动裂变混合堆进行了初步研究,在等离子体第1壁外侧依次包覆长方体形状的燃料组件和产氚组件,形成裂变堆芯包层和产氚区.对分别装载贫铀、天然铀、贫铀MOX和天然铀MOX等4种燃料的混合堆进行了研究分析,其中,后两种燃料在整个运行寿期内的功率放大倍数和氚增殖比满足设计要求.通过随燃耗变化的同位素含量分析,初步探讨了混合堆的铀-钚燃耗循环策略.     

聚变堆增殖包层概念特征比较研究

在广泛调研国际上现有的聚变堆包层概念的基础上,对聚变堆包层的发展现状和需要解决的关键问题进行了总结。从工程可行性、氚增殖提取与控制特征、经济性以及安全和环境影响方面对固态和液态氚增殖剂包层进行了比较分析,系统阐述了各种包层概念的优缺点,从现实可行性与发展潜力方面为未来聚变堆包层概念发展提出建议。     

基于多维响应矩阵的中子能谱逆向调控方法及应用

中子能谱是影响核能系统安全性和经济性的重要参数,先进核能系统种类繁多,能谱差异大,准确的调控出先进核能系统的能谱对其发展有重要意义。本文利用基于响应矩阵的中子能谱逆向调控方法,以14MeV单能的聚变中子源为例,调控出聚变堆氚增殖包层、聚变裂变混合堆次临界包层、铅基快堆堆芯处的中子能谱,调控得到的中子能谱与目标能谱吻合较好,其中聚变堆氚增殖包层处的中子能谱与FNG上Mockup实验能谱比较,归一化能谱均方差降低了66%。对比结果表明本文方法能够实现多种类型先进核能系统中子能谱的精准调控。     

聚变-裂变混合能源堆一维计算模型燃耗分析

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和以天然铀为燃料、水为冷却剂的次临界包层,主要目标是生产电力。利用输运燃耗耦合程序系统MCORGS计算了混合能源堆一维模型的燃耗,给出了中子有效增殖因数k_eff、能量放大倍数M、氚增殖比TBR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。本文给出的结果可作为混合堆中子输运、燃耗分析程序校验的参考数据,为混合堆概念研究提供了基础数据。     

氦气、水和熔盐冷却的混合堆中子学性能研究

氦气、水、熔盐(Flibe)在强磁场中流动不存在严重的MHD问题,因此适合在基于磁约束的聚变-裂变混合堆中作为冷却剂.针对氦气、水、Flibe这3种冷却剂对混合堆包层中子学性能的影响进行研究,分析包层中能谱特点及燃料增殖特性.通过燃耗计算,研究氚增殖率(TBR)、能量倍增因子(M)、keff等随运行时间的变化.中子学输运采用三维蒙特卡罗程序MCNP.计算结果表明,不同的冷却剂对混合堆系统中子能谱影响很大:氦冷系统的能谱最硬,主要发生快中子裂变,氚增殖效果最好;水冷系统的能谱最软,产能最多,但需提高TBR;Flibe冷系统的能谱较硬,产能最少.     

MCORGS及次临界能源堆包层概念研究进展

次临界能源堆是以能源供应为目的的一种聚变裂变混合堆,以聚变驱动,天然铀为裂变燃料,轻水为冷却剂。本文针对该混合堆开发了基于MCNP与ORIGENS的三维中子输运燃耗耦合程序MCORGS,分析了包层三维中子学模型。提出简化干法后处理,设想利用衰变热将乏燃料加热到2 100K,将沸点低于该温度的裂变产物挥发去除。计算了包层各区材料每年发生的原子移位数,建议采用10a左右的换料周期,乏燃料经后处理后可多次复用。第1个寿期内氚增殖比TBR平均约1.15,包层能量放大倍数M平均约12;第2~9个寿期内TBR平均约1.35,M平均约18。利用流体动力学程序完成了包层CAD模型建立、网格划分及稳态传热计算分析,各区材料的最高温度均低于许用温度并有较大裕量。     

功率展平的压水堆乏燃料发电包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆在增殖核燃料、嬗变长寿命核废料及固有安全性等方面具有较大优势,同时,它比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,因此较聚变堆更易实现。本工作基于目前国际聚变实验堆（ITER）所能达到的技术水平,提出一种直接利用乏燃料进行发电的聚变裂变混合堆包层概念,利用在不同位置放置不同乏燃料体积分数的方法对燃料增殖区实现了功率展平。计算结果表明：功率展平后的包层功率不均匀系数更小,且包层中燃料区的能量输出要比不展平情况下的能量输出高约21.7%。燃料富集度到运行末期最大可达5.23%。从中子学角度初步论证了该包层的可行性。     

利用D-T聚变中子源转化长寿命裂变产物的中子学可行性研究

从中子学角度研究长寿命裂变产物在Tokamak型D-T聚变堆包层中转化的可行性.提出了用可裂变Pu增殖中子的混合包层转化方案,研制了相应的燃耗计算程序及数据库,并对所提方案进行了计算和分析.结果表明,在可预见的聚变堆芯技术条件下,所研究的概念性包层可对长寿命裂变产物进行有效转化.     

球床包层聚变—裂变混合堆热工安全分析

球床包层混合堆与板状元件包层混合堆相比较，前者在核燃料生产和安全方面可能具有更多的优越性。本应用ＴＨＥＲＭＩＸ程序和辅助程序对我国开发的托卡马克堆芯氮气冷却球床包层聚变－裂变合堆的包层进行了热工计算。计算中考虑了不同的燃料球材料及稳态，卸压和断流事故工况。计算结果表明，只要选用合适的燃料球材料和设置适当的控制保护系统，具有快速卸料罐的托卡马克堆芯氦气包层聚变－裂变混合堆的概念设计在安全上的可行的。     

核能源前景浅见

文章展望了裂变堆、纯聚变堆和聚变-裂变混合堆的前景,分析了混合堆的低聚变条件和很高的能量与燃料增殖能力等重大优点。认为作为由裂变能源过渡到纯聚变能源的桥梁,聚变-裂变混合堆应成为未来核能源的方向之一。     

聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件,已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状,本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究,利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carlo粒子输运程序MCNP,对包层的关键核参数,诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等,进行了较详细的计算分析。计算结果表明,生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%,从而满足压水堆燃料富集度要求。分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

聚变堆氚材料衡算测量系统研究初探

氘(D)-氚(T)聚变是目前聚变研究的主要对象,也是未来最可能首先实现工程应用的聚变反应。氘氚聚变反应堆在消耗大量氚的同时,需要依靠锂-6增殖足够的氚来实现氚燃料自持。在国内,氚和浓缩锂-6都属于核材料,按照国家核材料管制条例要求,使用和生产核材料须建立核材料衡算系统。为此,本文针对液态包层聚变堆方案,简要归纳了聚变堆系统氚的物料流动和平衡特点,提出了聚变堆氚材料衡算系统的初步方案,包括平衡区划分、关键测量点设置、衡算测量方法和分析技术难题等。     

聚变堆氚增殖层中子学分析

D-T聚变堆包层的主要功能包括氚增殖、能量转换射层蔽等,包层中子学设计的主要原则是满足聚变堆的氚自持,一般要求包层氚增殖比TBR＞1.1.使用与时间有关的扩散理论和本征函数展开方法,研究不同几何线度、6Li丰度的LI2O、LiPb包层材料14MeV源下的系统通量、氚增殖比影响,及在不同6Li丰度下6Li、7Li造氚随时间变化的规律.计算中使用了30群截面数据,微观数据来自ENDF/B-VI及JEF-2.2.     

聚变-裂变混合能源堆球模型参数敏感性分析

在聚变-裂变混合能源堆球模型基础上,使用蒙特卡罗方法中子学程序对中子源、铀水体积比、产氚区等相关参数进行了中子学的敏感性计算。分析了各参数对混合能源堆能量放大倍数M和氚增殖比TBR的影响,并总结其基本规律,为开展进一步的混合能源堆概念设计提供了重要参考。     

多功能聚变裂变混合实验堆FDS-MFX氦冷包层三维中子学初步设计与分析

FDS-MFX(Multi-Functional eXperimental fusion-fission hybrid reactor)是一个基于现实可行技术的多功能聚变裂变混合实验堆概念,分3个阶段相继开展实验研究,分别采用纯氚增殖包层、铀燃料包层和乏燃料包层.本文重点对其中铀燃料包层后期阶段中高浓缩铀模块的摆放方式...     

中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运初步分析

氚输运分析是开展中国氦冷固态增殖剂实验包层系统安全分析及未来聚变堆氚自持运行的重要研究内容之一。基于氚输运理论和固态增殖剂包层系统设计,利用FDS凤麟核能团队开发的聚变系统氚分析程序TAS,构建了固态增殖剂包层系统氚输运分析系统动力学模型。该模型氚输运结果与文献报道的吻合得很好,误差小于6%,验证了模型的正确性。针对中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运问题进行了两种计算方法(稳态、脉冲模式)的初步分析,获得了氚提取系统、氦气冷却系统回路氚分压,实验包层模块冷却流道、窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路材料中氚滞留量,窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路氚日渗透量等数据。最终对比结果显示,脉冲模式分析方法能够实时地跟踪源项的快速变化,更符合中国氦冷固态增殖剂实验包层系统实际运行情况。窗口室内氦气冷却系统回路材料中氚滞留量占到日产氚量的31.3%,因此需要在这些氚滞留损失严重的部位考虑适当的阻氚措施。     

国外核聚变氚工艺研究简介

开发聚变能可从根本上满足人类对能源的需求。聚变氚工艺主要包括包层产氚工艺和废燃料再处理工艺,它是混合堆和聚变堆的关键技术之一。经过二十多年努力,核聚变研究取得很大进展,聚变氚工艺研究日益得到重视。这里对国外聚变氚工艺研究情况作一简要介绍。