聚变堆氦冷固态增殖包层中子学分析

聚变堆固态包层框架下,针对初步设计的聚变堆氦冷固态包层进行了中子学分析。选择增殖区的氚增殖剂和中子倍增剂分层分布方案,建立了20°对称D型轮胎环全堆计算模型,对聚变中子源分布离散化处理。借助M on te-C arlo粒子输运程序M CNP对聚变堆包层的氚增殖性能和核热功率进行了计算。结果表明,堆总体氚增殖率达到1.247,核热密度峰值在赤道包层模块,能够实现聚变堆运行的氚自持条件。     

ITER中国固态TBM中子倍增剂和氚增殖剂布置优化

在国际热核实验堆(internationalthermonuclearexperimentreactor,ITER)中国氦冷固态实验包层模块(testblanketmodule,TBM)的初步设计的模型基础上,选择不同的中子增殖剂和氚增殖剂体积比,利用粒子输运程序MCNP(MonteCarloN-particletransportcode)对该TBM物理性能进行了研究。根据均匀混和模型的结果,在Be和Li4SiO4的体积比为2至6之间,氚增殖率最大可达1.20。因此,采用Be和Li4SiO4夹层布置,在几何上逼近最优体积比,选择前端Be和Li4SiO4体积比为2时,氚增殖率达到1.158,能够较好地满足聚变运行的氚自持条件。     

ITER第一壁、偏滤器靶板和壁的热负荷计算

ITER-FEAT是国际热核聚变实验堆设计,除了继续演示聚变物理和D-T燃烧的科学可行性外,更重要的是为了演示包层整体组合、氚增殖、氚回收、氚泄漏等工程问题。在设计包层时,需要进行中子学计算得到氚增殖率、辐射损伤率、活化放射性强度、磁体及其屏蔽厚度的计算、核加热产生率和冷却系统设计和安排的必要数据,而这一切都必须先知道第一壁和偏滤器靶板的中子壁负荷(即中子功率通量)和热负荷;为此作了必要的先行准备计算工作。     

中国氦冷固态试验增殖模块(CH HCSB BT-TBM)产氚优化

借助一维中子输运计算程序ONEDANT对ITER实验包层模块(TBM)设计的产氚问题进行了计算分析与优化设计,基于初始的模块结构设计,首先计算出不同材料区的产氚增值比和能量密度分布,改变不同材料区的氚增值材料后,进行中子学计算和分析,最后得到最佳的氚增殖材料分布和产氚分布等参数。     

中国固体实验包层增殖子模块的温度场模拟

针对国际热核实验堆(ITER)中国固体实验包层模块(TBM)的铍球床中子增殖区、Li4SiO4陶瓷球床氚增殖区以及冷却剂氦气在稳态工况下的温度场,该文利用计算流体力学软件Fluent对TBM增殖子模块进行二维数值模拟。计算结果表明:在原有的设计方案下,Li4SiO4陶瓷球床的最高温度将会超过材料所允许的工作温度。该文提出的改进方法将Li4SiO4区域均匀分成3块。改进之后的方案能够满足设计要求。分析结果和改进方案可以作为ITER中国固体实验包层模块的热工水力学优化设计的参考。     

双冷嬗变包层中液态锂铅磁流体压降研究(英文)

使用计算流体力学程序和专用的MHD程序,对聚变裂变混合堆双冷嬗变包层中的液态金属锂铅进行数值模拟,依据结构设计、热工水力学参数和中子学计算参数,对相应包层中液态金属锂铅在三维效应作用下的压降进行分析计算,并对包层模块关键部位进行数值模拟,给出锂铅局部的速度场和压力分布,同时计算模拟不同电导率比值对锂铅速度的影响.依据速度场和压力分布的模拟结果,对双冷嬗变包层设计方案在等离子体稳态运行条件下可行性进行分析.     

低浓化医院中子照射器（IHNI-1）堆芯的物理方案设计

采用蒙特卡罗程序MCNP/4B模拟计算了功率为30 kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数,设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度,得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案,为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据。     

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。     

裂变—聚变混合堆概念：关于先进反应堆的一个新思路

提出了裂变聚变混合堆概念，它与人们熟知的聚变裂变混合堆概念具有本质区别．在此概念中，把６ＬｉＤ元件引入到常规的热中子反应堆的堆芯中，使得在发生常规热中子链式反应的同时，还引发了氘氚聚变反应和（ｎ，２ｎ）、（ｎ，３ｎ）中子倍增及（ｎ，ｃ）中子俘获反应，从而获得燃料增殖．如果此概念得以研究开发并付诸实现，有可能使核资源寿命延长数倍     

ITER中国固体实验包层温度场数值模拟

利用计算流体力学数值模拟软件F luen t对国际热核实验堆(ITER)的中国固体实验包层模块(TBM)的第一壁B e、B e球床中子增殖区、L i4S iO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场进行二维和三维数值模拟。研究TBM各区及冷却剂氦气流道的温度场分布,并对二维和三维计算结果进行比较。结果表明:除极小区域外,各材料层的温度均低于该材料所允许的工作温度;二维模拟结果与三维模拟结果基本符合,为了简化计算,在初步分析中可采用二维模拟。分析结果可作为ITER中国固体实验包层模块的热工水力学优化设计的参考。     

高温气冷堆球床等效导热系数实验研究进展

堆芯球床等效导热系数是直接影响高温气冷堆燃料最高温度和堆芯温度分布的关键参数;在余热导出过程中起主导作用。开展球床等效导热系数的实验研究对于反应堆分析程序的完善、研究提高高温气冷堆单堆功率的可能性、以及工程的安全分析具有重要的意义。综述了国内外球床等效导热系数测量的研究现状,给出了清华大学HTR-PM三维堆芯球床等效导热系数测量实验最新成果,总结了各国实验的研究手段,对研究方向进行了讨论。     

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。     

ICRH等离子体中的聚变反应率的计算

根据Ｋｒａｐｃｈｅｖ给出的ＩＣＲＨ等离子体分布函数，利用改进了的截面公式和积分公式，计算了反应率的增强。对８６３ 高技术项目混合堆的参数所作的计算结果表明。为得到更好的增强，必须寻找新的非麦克斯韦分布函数。     

聚变中子学计算分析及UW截面库的评估

使用ＡＮＩＳＮ程序及ＵＷ截面库对一系列物理情形（特别是混合堆包层的氚增殖比Ｔ和燃料增殖比Ｆ）作了计算，并与国内外相应的理论和实验结果作了比较。结果表明ＡＮＩＳＮ程序在清华大学ＥＬＸＳＩ计算机上的调试是成功的．相应的ＵＷ截面库是可以信赖的，它们可以被用作为聚变中子学计算的工具。最后指出本文与文献中计算结果的较大差别是由于两者使用的截面数据不同而引起。     

液态锂铅合金鼓泡器的气泡行为数值模拟

 液态金属包层的氚燃料循环是实现聚变堆、聚变-裂变混合堆正常运行的核心技术之一。氚燃料循环系统由氚净化、氚提取、氚储存、氚测量、氦/水冷却、氚回收等子系统构成,而液态金属鼓泡器位于包层主回路与氚提取系统之间,具有氚在线监测与氚去除的重要功能,是不可缺少的关键部件。由于氢同位素在液态锂铅中的极低溶解度和液态合金的高温、活泼、物理等特性,鼓泡器的研制十分困难。为完成液态锂铅合金鼓泡器（LLLB）的设计与建造,采用流体力学方法建立了描述气泡直径与粒度分布、气含率特征等动力学行为的代数模型。数值模拟结果表明,床层气含率和稳定气泡粒度分布均不受喷嘴孔径的影响;低气速下气泡破碎远快于气泡的聚并,绝大部分初始气泡直径大于最大稳定直径,其破碎后的直径取决于最大稳定气泡直径的大小;气泡比表面积和传质表面积增大的主要因素是气泡直径分布的变化。     

球床反应堆燃料循环球流管系结构过球可靠性分析

基于结构概率极限状态设计理论提出了一种适用于球床反应堆燃料循环球流管系结构过球可靠性分析的方法。建立了管道过球功能函数,以及过球可靠性分析的量化指标——管道结构过球可靠性指标β。利用有限元方法建立管系整体梁单元模型,并进行管系静力及动力分析,结合应力分析结果计算β,并通过目标指标β*控制球流管道变形。工程设计分析实例表明:所提出的球流管系过球可靠性分析方法能够在满足管系承载安全性要求的同时提高整体过球可靠性。     

氘-氚聚变先进燃料循环

在多种核聚变中，氘－氚聚变是最容易实现的一种，氚是不稳定核素，有一个燃料循环的安全性和经济性问题。作为例子，分析了托卡马克（ＴＯＫＡＭＡＫ）装置中的氘－氚燃料循环过程，降低包层中氚的滞留量和渗透量是保证氚安全的主要方面。可流动带包壳球床方案能给出满意的解决办法，可以在包层内低温产氚，在包层外贮存设备中高温在线取氚。     

高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑--燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响

利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。