聚变裂变混合乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环方案设计与分析

针对聚变裂变混合乏燃料焚烧堆FDS-SFB(Spent Fuel Burner),基于湿法和干法两种后处理技术途径提出了不同的燃料循环方案。并分别对FDS-SFB燃料循环所需的初装资源量、燃料制备和乏燃料后处理能力进行初步质量流分析和可行性初步评估。基于较好嬗变和增殖性能的FDS-SFB典型中子学方案的质量流初步分析表明:两种方案燃料循环其所需的初装资源量、燃料制备、乏燃料后处理能力具有初步的可行性。

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和尺寸进行优化,给出一个区平均最大功率密度约为100 MW/m3,235U装料量约为1t,氚增殖率为1.05的三维初步中子学方案。

聚变驱动乏燃料焚烧堆(FDS-SFB)燃料循环动态分析

针对聚变驱动乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环系统与一次通过燃料循环系统,利用系统动力学软件Vensim分别建立了这两种循环系统的动态分析模型,并根据假设的三种核电发展情景,分别计算了这两种燃料循环系统的资源需求、乏燃料累积量、钚累积量及次锕系元素累积量。初步计算结果表明:与一次通过式燃料循环系统相比,FDS-SFB燃料循环系统可减少天然铀需求量与乏燃料累积量,减少的程度与核电发展规模相关。

液态铅铋回路设计研制与材料腐蚀实验初步研究

铅铋合金共晶体是加速器驱动次临界系统(ADS)重要的散裂靶材料和冷却剂候选材料,也是先进快中子堆的重要冷却剂材料,液态铅铋回路是开展液态铅铋合金相关技术研究的必备实验平台。FDS团队正在设计研制KYLIN系列铅铋实验回路,本文基于中国首座热对流铅铋回路KYLIN-Ⅰ开展了马氏体钢T92、CLAM和奥氏体钢316L在480℃下,流速为0.14 m/s的饱和氧浓度铅铋中的腐蚀实验研究。初步实验结果显示,三种实验材料均发生氧化腐蚀。

大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS的研究与发展

中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础。在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS,可用于裂变、聚变和各类混合次临界反应堆系统以及加速器等辐射装置的计算与分析。一系列国际基准校验计算和实际应用表明了该系统的正确性和有效性。本文重点介绍该系统的研发概况、技术特点和测试与应用情况。

中国铅基研究反应堆概念设计研究

针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。

先进核能系统设计分析软件与数据库研发进展

参照聚变系统设计研究而获得的实际需求,FDS团队基于现代信息技术发展了一系列先进核能系统设计分析软件与数据库,包括自动建模、物理与工程计算、虚拟仿真与可视化、系统工程与安全分析、数据库及其管理软件等。通过这些软件的发展,促进核科学技术和信息技术学科的深度交叉,探索发展核信息学与技术的途径。本文简要介绍团队开发的各种设计与分析软件的基本发展思路、主要功能与特点、涉及的关键算法与技术以及实际测试与应用情况。

中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一。结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路。本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况。

基于面壳封闭的B-Rep至CSG转换算法

为了增强转换所得CSG模型的可读性,利用面壳封闭技术改进B-Rep至CSG转换算法.B-Rep至CSG转换包括生成基本体元和构建CSG树.基于面壳封闭的B-Rep模型分解算法能生成基本体元,文中在此基础上提出构建CSG树的算法.首先使用体关系图(VRG)表示基本体元之间的关系;然后基于改进的Stoer-Wagner最小割算法实现从VRG至CSG树的转换.文中证明了通过硬约束"可闭合约束"和"可组合约束"可保证转换所得CSG树的正确性,通过软约束"最简分割约束"和"最优平衡约束"能进一步优化CSG树.文中算法已集成到自主研发的多物理耦合分析建模软件MCAM中.测试结果表明,该算法能显著地改进MCAM的B-Rep至CSG转换结果的可读性,对MCAM的时间性能也有所改进.

强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究

强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。

MCAM4.8在ITER建筑大厅中子学建模中的应用

国际热核聚变实验堆ITER的基准中子学分析模型只包含了托克马克装置。为了进行托克马克装置生物屏蔽以外的中子学分析,需要建立其建筑大厅的中子学计算模型。本文利用蒙特卡罗计算自动建模软件MCAM,在最新的ITER建筑大厅的工程CAD模型基础上,建立了ITER装置生物屏蔽层外墙的建筑大厅中子学计算模型。该模型是第一个包含托克马克以外空间的详细三维中子学计算模型,已经通过了正确性检验并被ITER确认接收,将作为基准模型由ITER国际组织向其合作伙伴发布。

面向中子学分析的集成可视化平台SVIP的发展研究

中子学分析涉及复杂的几何模型和三维数据场,数据分析处理已逐渐成为中子学分析工作的瓶颈,发展面向中子学分析的专用可视化系统有利于提高数据分析效率。SVIP是一个面向中子学分析并具有扩展应用领域能力的集成可视化平台,本文对SVIP进行了全面介绍,包括系统的总体框架、主要功能、开发平台和关键技术。本文以ITER基准校验模型为例对SVIP进行全面测试,测试结果显示SVIP显著简化了数据分析工作的流程,提高了分析效率。

中国低活化马氏体钢CLAM在液态锂铅中腐蚀的初步实验研究

液态金属锂铅包层是最具发展潜力的聚变堆包层之一,其首选结构材料为低活化铁素体/马氏体钢,而它与液态锂铅的相容性是聚变堆材料研究领域的关键问题之一。本文介绍中国低活化马氏体钢CLAM在液态金属锂铅回路DRAGON-1热对流工况下的实验情况及500 h 480℃下初步腐蚀实验结果,并与同样工况下316L奥氏体钢腐蚀结果进行了对比分析。结果显示CLAM钢与液态锂铅的相容性优于316L钢。

利用ITER基准模型对MCAM4.2进行检验(Ⅰ)

利用ITER三维基准模型对蒙特卡罗方法粒子输运自动建模软件MCAM4.2进行了检验测试,实现了CAD工程模型的预处理,自动转换生成MCNP计算输入文件,并完成测试要求的中子壁负载和偏滤器中子注量率与核热沉积的计算。ITER模型的成功处理与计算表明MCAM能够正确和有效地处理大型复杂几何模型。

基于SSH架构的风险监测系统的设计与实现

风险监测系统是概率安全评价技术最新发展和应用,能够提高核电站的安全性和经济性。然而其使用对象广泛,物理位置独立且需求多样,如何兼顾物理位置不同的使用对象需求,成为风险监测系统构架设计的难点之一。本文在分析和比较多种框架结构基础上,针对风险监测系统特点,为其选择了基于J2EE构架的SSH(Struts+Spring+Hibernate)组合框架,并基于该架构完成系统搭建,开发实践表明使用该构架开发可以简化系统开发流程,利于协同开发,而且提高了可扩展性和可维护性。

液态铅铋实验平台无窗靶水力学原理验证实验段设计研究

液态铅铋合金无窗靶作为加速器驱动次临界系统(ADS)的核心部件之一,其主要技术难点之一在于液态合金自由液面的形成和控制,需要通过理论分析和实验验证。FDS团队正在开展ADS反应堆概念和液态铅铋堆芯综合模拟实验平台的设计和研制工作,无窗靶热工水力学原理验证实验段是综合实验平台中的重要组成部分。本文给出了无窗靶水力学原理验证实验段的设计目标和初步参数,对主要部件及实验方案进行了设计研究。

MCAM在ITER装置TRIPOLI三维中子学建模中的应用

目前,国际热核聚变实验反应堆ITER装置仅有针对MCNP程序的三维中子学基准模型(ITERA-lite4),因此无法使用TRIPOLI程序对ITER装置进行中子学计算分析。本文利用蒙特卡罗计算自动建模软件MCAM 5.1创建ITER装置的三维中子学TRIPOLI模型,并通过TRIPOLI程序对其进行中子学计算分析。计算结果与基于ITER A-lite4的MCNP计算结果吻合良好,从而验证了所建模型的正确性。

液态铅铋氧浓度测量技术初步研究

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验。实验结果显示,300～400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃<T<350℃温度范围,氧传感器在350℃<T<400℃范围内的测量性能更好,仪器本身的系统误差约为17mV。

中国液态锂铅包层材料研究进展

液态锂铅包层是国际上普遍关注和最有发展潜力的聚变堆包层概念设计之一,而包层材料是液态锂铅包层的核心问题之一.目前,液态锂铅包层普遍选用低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)作为结构材料,液态锂铅作为中子倍增剂及氚增殖剂.另外,部分设计采用了耐高温、电绝缘流道插件作为功能材料,以降低磁流体动力学效应及提高冷却剂出口温度(高于700℃).为适应液态包层的发展需求,中国科学院等离子体物理研究所FDS团队联合国内外相关研究单位,进行了具有中国自主知识产权的中国低活化马氏体钢(CLAM钢)及液态锂铅包层功能材料研发,并开展了锂铅热对流及强迫对流回路的设计、研制及腐蚀实验研究,以研究液态金属锂铅的流动特性及其与结构和功能材料的相容性.同时建立了聚变堆材料数据库平台,为促进中国聚变堆液态包层及材料技术的研究和发展提供数据支持.

多用途核数据库HENDL2.0/MG/MC的重核临界基准校验

为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(HybridEvaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0。评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-2.1。利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS程序进行模拟计算,对已有的一些数据较为完备的基准实验例题进行基准测试和比较分析以检验混合库HENDL2.0的有效性和可信性。