聚变-裂变混合堆展望

简述了核裂变、核聚变研究的进展,以及国际热核实验堆（ITER）和我国863计划中聚变-裂变混合堆的研究现状,探讨了我国发展混合堆的迫切性与可行性。     

聚变裂变混合堆嬗变包层中子学研究

针对球形Tokamak混合堆双冷却包层系统，利用BISON－C程序，对少数不同的锕系元素（Minor Actinides,MA）和裂变系数（Fission Products,FP)嬗变包层对堆的中子学特性影响进行了计算分析。结果表明，通过合理布置钚，MA和FP，可以调节包层的次临界度，改善包层能谱，提高嬗变效率，对混合堆嬗变包层优化设计具有指导意义。     

紧凑型聚变-裂变混合堆发电成本优化分析

利用聚变系统分析程序在大半径与小半径之和保持不变的条件下,通过优化聚变-裂变混合堆中心螺管尺寸,对紧凑型聚变-裂变混合堆发电成本进行了优化分析,并找出其最佳设计点,计算结果表明该堆具有较好的经济优势．     

聚变-裂变能源混合堆可行性及在我国核能发展中作用的分析

简要论述了核能在我国能源发展战略中的地位及聚变－裂变混合堆在核能持续发展中的重要作用。对以不久将来即可实现的ITER聚变装置作驱动堆芯、天然铀水冷裂变系统作包层的混合堆做了细致的分析。这种混合堆型可以实现GWe级净电功率输出,年造钚1 656 kg,支持2.68个同功率压水堆电站对易裂变燃料的需要。初步的经济评估说明,混合堆电的成本是同功率压水堆电成本的1.67倍;而在不计燃料成本的情况下,混合堆与压水堆组合系统电的成本是同功率压水堆电成本的1.18倍。考虑到一般压水堆需消耗大量的天然铀,加上铀浓缩成本,混合堆与压水堆组合系统电的成本,与压水堆电的成本是可以相比拟的。     

Z箍缩驱动聚变裂变混合堆——一条有竞争力的能源技术途径

介绍了国内外Z箍缩研究现状,探讨了利用Z箍缩驱动核能源的新能源技术,证明Z-Pinch驱动聚变裂变混合堆是一条非常有竞争力的能源路线。     

紧凑型混合堆径向几何尺寸与发电成本的优化

紧凑型聚变裂变混合堆是一种新的概念设计,文章通过改变聚变系统径向几何尺寸上的等离子体大小半径,分析了紧凑型聚变裂变混合堆的发电成本并进行优化,模拟结果表明紧凑型聚变裂变混合堆较传统的标准混合堆具有更大的经济优势.     

聚变-裂变增殖堆包层的初步中子学设计

 基于国际热核实验堆ITER的堆芯参数和套管结构,对聚变-裂变增殖堆包层的进行了初步中子学设计。基于国际热核实验堆的堆芯参数提出了采用套管结构,以天然金属铀为燃料和硅酸锂为氚增殖剂的快裂变-增殖堆包层的初步中子学设计设计方案。使用FENDL 2.1核数据库及MCNP程序自带的核数据库,用MCNP程序对套管结构快裂变-增殖堆包层进行一维的方案筛选及三维中子学的计算分析。计算分析包层内的一维功率密度分布、产氚率、钚增殖率分布,通过优化设计分析给出合理的包层设计方案,并计算氚增殖率TBR、能量放大倍数M、有效增值系数k_eff、裂变增殖比等参数。     

聚变-裂变混合堆液态锂铅包层中氚提取系统设计

液态锂铅合金是很有前途的聚变-裂变混合堆(FFHR)产氚包层增殖材料。作为聚变-裂变混合堆中最重要的辅助单元,液态锂铅包层氚提取系统(LLLB-TES)通过含0.1%H2的低压氦吹洗气流,将产氚包层中产生的氚交换和载带出来,进入同位素分离系统中连续进行氚的提取,实现混合堆氘氚核燃料的循环。为了完成这一挑战性工程的前期概念设计,本文给出了该系统总体参数、工艺流程、辅助设施等方面的描述,将TES划分为锂铅鼓泡、吹洗气配制、氢同位素色谱分离和氚贮存4个回路,凸现工程化的应用前景。     

复合核裂变与微观裂变理论进展

核裂变过程是一个复杂的大幅度的量子多体动力学过程,对其理论描述一直是一个挑战.为了描述实验上的裂变可观测量,理论上发展了一些半唯象与近似的模型,但这些模型依赖唯象的参数.从有效核力出发发展微观的裂变理论,原则上无需自由参数,但要达到定量计算的阶段还很困难.本文介绍了复合核裂变的理论进展,特别讨论了微观计算复合核存活概率在超重核合成研究中的关键影响.此外比较了绝热和非绝热的微观裂变动力学模型.其中绝热裂变模型对低激发裂变的实验可观测量能较好描述,而非绝热动力学模型对深入研究裂变机制非常有用.本文分析了核裂变理论的问题和挑战,意识到裂变过程极其复杂,并展望了裂变理论的发展方向.     

聚变堆包层信息模型建模与信息集成技术研究

聚变包层的概念设计现已突破信息彼此孤立的传统方法,而是借助现代CAD技术创建集成信息模型并利用现代CAE技术对其全面系统地工程分析。依据从面向研究到面向工程的全过程统一的建模思想,分析了包层信息模型的信息组成;给出了包层信息模型的信息集成策略和包层几何模型建模策略;经过特征提取和抽象,采用BNF范式对包层几何模型进行了定义,并规范相关概念;由此在UG平台上创建了FDS包层的可变几何模型,并实现了信息的集成。     

秦山3期坎杜堆先进燃料循环的研究

根据我国已拥有压水堆(PWR)和坎杜(CANDU)堆的具体情况，提出一种PWR／CANDU联合核燃料循环的策略。执行此循环策略，既可节约铀资源23%，提高燃料的能量输出41%，又减少了废燃料的处置量66%，可大大降低核电成本。同时对秦山3期CANDU堆采用稍加浓铀(SEU)的先进燃料循环进行了研究，确定了其采用SEU燃料的最优富集度。研究发现，秦山3期CANDU堆使用最优富集度下的SEU燃料，每年将节省天然铀(NU)53t，减少乏燃料116t，节省燃料循环费用约6700万元。通过对后处理回收铀(RU)、SEU堆芯物理特性的分析可知，在堆芯结构及运行方式不作重大改变的情况下，即可完成从NU到RU或SEU的过渡，因而这两种先进燃料循环策略具有重大的经济效益和吸引力。     

用核裂变径迹法和热释光法研究瘦狗岭断裂活动年代

用核裂变径迹法和热释光法测定广州市郊瘦狗岭的断裂活动年代．结果表明：广州瘦狗岭断裂在中新代是处在较大规模较强烈的活动时期，而在第四纪早更新世及中更新世仍发生过较强烈的活动．最新的断裂活动是在４３×１０４ａ前．两种方法的数据可以互相印证     

中国先进研究堆自然循环程序的开发及应用

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构以及自然循环建立的过程中冷却剂流动会发生逆转的特点，开发了自然循环瞬态计算程序．程序对CARR的低压运行系统以及自然循环建立过程中可能出现的流动状态以及换热形式进行了充分考虑．根据微分方程组刚性的强弱，计算中交替使用Adams预测一校正法和Gear方法进行数值求解．通过计算发现：应急冷却系统的投入明显地降低了CARR的冷却剂温度以及其他热工参数，更加有效地保证了CARR的安全运行．本程序可以作为CARR热工安全分析工具，并可为CARR停堆后各设备的运行方案提供理论分析基础．     

Loss of Coolant Experiments for the Test Nuclear Heating Reactor

ＬｏｓｓｏｆＣｏｏｌａｎｔＥｘｐｅｒｉｍｅｎｔｓｆｏｒｔｈｅＴｅｓｔＮｕｃｌｅａｒＨｅａｔｉｎｇＲｅａｃｔｏｒＭａＣｈａｎｇｗｅｎ（马昌文）；ＢｏＪｉｎｈａｉ（博金海）；ＪｉａＨａｉｊｕｎ（贾海军）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴ...     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.