聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层热工水力学参数设计与分析

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层是一个以氦气和液态金属LiPb为冷却剂,以嬗变核废料为主要目的的多功能包层。依据功率平衡模型对不同工况优化的基础上,对该包层热工系统参数进行了设计分析。采用三维商用计算流体力学程序对第一壁和高功率密度区中液态LiPb的流场进行数值模拟计算,给出了优化的典型热工水力参数。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层结构设计与分析

给出聚变驱动次临界堆液态金属LiPb/He气双冷嬗变包层参考结构概念,采用了低活化铁素体/马氏体RAFM钢(如CLAM)作为结构材料、简单液态金属流道、两个独立氦气冷却系统以及燃料球/颗粒等设计方案。重点分析了嬗变包层第一壁、重金属区与裂变产物嬗变区的结构设计特点。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构热应力计算与分析

使用有限元程序对聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁进行数值模拟 ,给出不同载荷条件下的温度场和应力场分布 ,结果证明典型氦气系统设计满足热工要求。依据数值模拟结果对第一壁氦气载热能力进行分析 ,并考虑了流道形状对结构热应力的影响。     

聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构和氦气流道优化分析

在聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构初步设计基础上 ,对第一壁结构尺寸和氦气流道形状进行优化分析 ,利用有限元分析软件对第一壁结构进行应力数值模拟 ,在满足结构应力及部件可靠性的前提下 ,给出最佳优化方案。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层中子学设计与分析

对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层进行了中子学设计和分析,设计目标是:①氚和钚燃料自持;②较少的初装料得到较高的废料嬗变率。使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisuaIBUs1.0,相应的数据库是175群中子/42群光子的多群数据库HENDL1.0/MG。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析

对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。     

长寿命裂变产物在聚变驱动次临界堆包层中嬗变的中子学优化分析

商用裂变堆乏燃料中高放长寿命裂变产物(LLFP)由于其具有很强的放射毒性,所以对于它们的嬗变处理非常重要。在对世界上关于LLFP嬗变处理的广泛调研的基础上,考虑到LLFP的同位素分离技术的发展水平,选择了LLFP中99Tc、129I和135Cs的嬗变处理(?)料的化学形式,分析了不同慢化剂材料对嬗变能力的影响,同时针对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层(DWTB)进行了LLFP嬗变的中子学设计和优化分析。     

次监界聚变嬗变堆高性能双冷包层中子学概念设计研究

基于聚变实验装置近期可达到的堆芯ＤＴ等离子体参数水平,在一维燃耗计算和优化分析的基础上,验证了氚自持、年约处理２９ 个同等热功率压水堆年产的长寿命锕系元素和一定数量裂变产物的次临界聚变嬗变堆带有双冷却系统高性能包层的中子学可行性,并给出了初步的设计方案。     

基于遗传算法的聚变驱动次临界堆嬗变包层长寿命锕系元素初装料中子学优化

在聚变驱动次临界堆的多功能核废料嬗变包层中,长寿命锕系废料的嬗变处理是中子学设计中非常关心的问题。利用FDS课题组开发的多功能中子学程序系统VisualBUS1.0,针对该系统燃耗计算过程具有多变量和多目标函数复杂关系的特点,应用遗传算法对嬗变包层的锕系废料嬗变区的初装料量进行了优化处理,使其在一定的物理和工程参数约束下,指导嬗变区的装料份额取值,分析嬗变区的装料份额对锕系废料的年燃耗深度等参数的影响。     

聚变驱动次临界堆经济性分析

利用自主开发的聚变系统分析软件SYSCODE对聚变驱动次临界堆的经济性进行了计算和分析。首先,对典型的环径比(标准环径比)设计方案,从堆芯几何参数、物理及工程参数等两个方面分析它们与成本的关系,然后,详细分析低、标准、高环径比三套候选设计方案的经济性与中子学参数的关系。研究发现,其经济性主要取决于包层中子学参数,另外,其经济性与几何、物理及工程参数的关系在一定条件下有别于纯聚变系统。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层多群中子截面数据库共振自屏效应计算与分析

依据聚变驱动次临界反应堆 (FDS I)系统设计方案 ,使用Njoy和Transx程序 ,制作了 2 5群、1 75群、62 0群忽略和考虑共振自屏效应的中子截面核数据库 ,用Anisn程序计算了系统的有效增殖系数和各种反应率。结果表明 ,共振自屏效应对FDS I系统的各种反应率有很大的影响。     

聚变发电反应堆双冷锂铅包层热工水力学设计与分析

依据结构设计和中子学计算结果给出了聚变发电反应堆FDS-Ⅱ双冷锂铅(DLL)包层热工水力学设计方案。采用数值计算软件对液态金属增殖区LiPb流场和第一壁热-结构等进行了模拟,并对功率转换系统的热效率进行了计算。通过分析评估,证实该包层热工水力学方案能较好地实现FDS-Ⅱ聚变发电反应堆预期目标。     

Neutronics analysis of minor actinides transmutation in a fusion-driven subcritical system

The minor actinides (MAs) transmutation in a fusion-driven subcritical system is analyzed in this paper. The subcritical reactor is driven by a tokamak D-T fusion device with relatively easily achieved plasma parameters and tokamak technologies. The MAs discharged from the light water reactor (LWR) are loaded in transmutation zone. Sodium is used as the coolant. The mass percentage of the reprocessed plutonium (Pu) in the fuel is raised from 0 to 48% and stepped by 12% to determine its effect on the MAs transmutation. The lesser the Pu is loaded, the larger the MAs transmutation rate is, but the smaller the energy multiplication factor is. The neutronics analysis of two loading patterns is performed and compared. The loading pattern where the mass percentage of Pu in two regions is 15% and 32.9% respectively is conducive to the improvement of the transmutation fraction within the limits of burn-up. The final transmutation fraction of MAs can reach 17.8% after five years of irradiation. The multiple recycling is investigated. The transmutation fraction of MAs can reach about 61.8% after six times of recycling, and goes up to about 86.5% after 25.