基于光纤光源的积分球内氘氘冰层红外均化设计

惯性约束聚变实验要求低温靶的冰层均匀性小于1μm。针对高均匀全固态氘氘冰层均化时缺乏β衰变热的问题,提出了基于光纤光源照明的积分球红外光均化方案。采用光线追迹耦合温度场的仿真技术,数值研究了光源位置以及入射角度对低温靶温度场的影响规律。研究结果表明,当红外光源功率为2.25 mW,入射位置Z=-7.3 mm,水平旋转角度为157.5°,冰层平均体加热率为24000 W/m3时,能够使冰层内表面最大温差满足0.1 mK的要求,满足冰层均化所需的温度场要求。本研究为后续进行基于积分球系统的红外均化低温靶制备实验提供了理论指导。

我国聚变堆氚增殖循环技术最新研究进展与展望

氚增殖循环(也称外循环)是实现聚变堆氚燃料自持的关键。氚增殖循环由增殖剂产氚、提氚、氢同位素分离、氚分析检测等多个单元组成,各单元之间相互关联,缺一不可。依托国家重点研发计划“CFETR增殖包层氚提取与测量工程技术”项目,近期在多个氚增殖技术研究中取得了新进展。主要包括:在中国绵阳堆上在线演示了增殖包层百居里级在线产氚与提氚;开展了1∶1规模的增殖包层氚提取与氢同位素分离氢氘模拟实验,动态提取效率达99.1%,停堆提取效率达99.95%,氢同位素分离浓缩倍数达104倍,回收效率达99.26%;开展了基于水精馏的含氚水处理中试试验,贫化大于2 000倍,浓缩大于20倍。基于此,对未来聚变堆的氚工厂设计和建设进行了展望。

中国环流三号多发破碎弹丸注入器初步工程设计

多发破碎弹丸系统是中国环流三号(HL-3)托卡马克装置开展破裂缓解实验研究的必备系统。依据HL-3装置的运行参数及物理需求开展了多发破碎弹丸注入器的初步工程设计。重点开展了弹丸基本参数的设计以及发射、破碎方式等选型,结合多发破碎弹丸注入器的系统设计及工艺布局,通过热力学分析对初步工程设计方案进行了确认。弹丸注入器的制备系统采用原位冷凝和气动加速的方式分别制备和发射共计三颗弹丸,弹丸尺寸分别为一颗Φ7 mm、两颗Φ5.5 mm,长径比为1.3,设计发射速度为200~300 m/s。

激光惯性约束聚变堆包层能量沉积特性

参考国内外聚变堆技术,建立了一种200 MW激光惯性约束聚变堆包层概念设计,包层采用超临界二氧化碳和锂铅双冷结构。研究构建了瞬态和稳态耦合模型计算包层温度分布及变化。靶丸内爆反应使用MULTI-IFE进行计算,核热耦合部分基于蒙特卡罗程序OpenMC和自编程换热模型对包层模型结构、冷却和产氚进行计算。研究结果表明,核热耦合模型能够完成对包层的初步计算分析,周期性的瞬态载荷会引起第一壁面温度的振荡,但包层内部的温度最终会收敛到稳态计算结果。堆腔尺寸对于降低温度以及震荡效果明显,但仍需氙展平辐射功率峰。包层产氚和能量导出同时受到堆腔尺寸和增殖区的影响,在200 MW工况下,3 m半径和0.25 m增殖区尺寸计算结果最能满足需求。

基于高精度3D打印工艺的ICF调制靶

惯性约束聚变(ICF)中的瑞利-泰勒不稳定性(RTI)研究需要基于多种结构的调制靶,针对目前调制靶制备的工艺问题,采用双光子3D打印工艺制备了平面调制、平面复合调制及球壳型调制三种典型结构的调制靶,靶材料为光敏树脂(95%:C_(23)H_(38)N_(2)O_(8),5%:C_(4)H_(6)O_(2))。采用激光共聚焦显微成像分析了三种调制靶的实际结构参数,三种靶型的实测形貌及其参数与设计结构及参数具有良好匹配度。为进一步验证双光子3D打印新型工艺制备调制靶的可行性,实验团队在“神光Ⅱ”高功率激光实验装置上进行了纳秒激光打靶实验,结果显示靶表面的调制在激光直接驱动下受RTI的作用随时间呈增长趋势,初始峰谷值为4μm的调制在激光驱动2.5 ns后形成了长度达100μm的高密度射流,表明基于高精度3D打印工艺制备结构复杂的调制靶用于RTI研究具有较高可行性。

全球最大核聚变反应堆成功点火

近日,全球最新、规模最大的核聚变反应堆JT-60SA成功点火,成为实用型核聚变能源漫长发展进程中的一个里程碑。据《科学》报道,JT-60SA是一个由日本和欧盟共同合作建造运行的超导托卡马克装置,位于茨城县日本原子能研究开发机构(JAEA)内。

聚变驱动次临界堆概念设计研究

在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。

等离子体排灰气处理技术研究进展

等离子体排灰气处理系统是聚变反应装置氘氚燃料循环系统中极为重要的环节。该系统的主要功能是从反应后的排灰气中回收剩余的氘氚燃料,并处理壁材料净化、系统维护等非正常运行模式以及分析与辅助系统中产生的含氚杂质气体。介绍了国际上聚变堆等离子体排灰气的组成和主要处理工艺,简述了钯膜分离、膜反应及催化反应-膜分离、电解反应、分解反应及氧化-分解等各关键单元技术的基本原理和研究进展,并进行了分析和评价,提出了目前国内在该领域需要开展的研究工作。

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。

基准模型k_(eff)对核数据的灵敏度分析及不确定度量化

为研究有效增殖因数(keff)对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致keff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群SN输运计算方法计算keff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定keff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估keff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的keff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。

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。

聚变驱动次临界堆聚变堆芯参数设计与分析

在建立零维堆芯物理模型的基础上,计算了FDS系统三组环径比(低、标准、高)的堆芯物理参数,利用平衡程序和1.5维演化程序对标准环径比情况,进行了等离子体平衡计算和位形演化模拟,结果表明设计方案先进可行。

聚变高温制氢反应堆概念设计研究

在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出了具有较好技术可行性的聚变高温制氢反应堆概念(称之为FDS-Ⅲ),包括具有先进等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、先进高温锂铅包层(HTL)、可减少热流分布密度的"垂直靶板"偏滤器以及相应的功率转换系统。尤其是提出了HTL包层新概念,其特点是选用技术基础相对成熟的低活化铁素体/马氏体钢作结构材料,在锂铅流道中使用可耐高温的多层流道插件,实现约1000℃的出口温度,可应用于制氢。初步性能分析表明FDS-Ⅲ制氢堆及其包层概念具有较好的技术可行性。

EAST低温系统的故障树分析

EAST是世界上进行聚变研究的先进超导托卡马克实验装置。低温冷却系统是EAST的主要子系统之一,担负着纵向和极向场线圈、纵场线圈盒、冷屏和电流引线的冷却功能,需保证其能长期稳定运行。本文运用故障树分析法来评价低温系统的可靠性,使用自主开发的软件RiskA建立低温系统的故障树模型并进行定量计算,得到系统的失效概率和部件的重要度,并提出改进建议,为系统的优化设计和提高可靠性提供参考。

中国ITER固态实验包层模块热工水力优化设计和分析

在中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)热工水力优化设计的基础上,利用有限元程序ANSYS和计算流体力学程序FLUENT对实验包层模块进行了相应的分析。分析结果表明热工水力优化是合理的,是可以接受的。

钨在核聚变反应堆中的应用研究

钨(W)是聚变实验堆及示范(DEMO)堆中面向等离子体材料(PFM)的首选。目前国际热核聚变试验堆(ITER)的偏滤器采用钨/铜结构;大型托卡马克如JET、ASDEX-U、WEST均进行了基于W-PFM的材料研发及应用。我国已具备研制类ITER钨/铜偏滤器的能力;成功升级的EAST上偏滤器为等离子体的长脉冲高约束运行提供了有力保障。未来DEMO堆的偏滤器及第一壁设计多基于W-PFM。W-PFM研究必须缓解或消除强流等离子体、高热流及中子辐照损伤问题。合金化/弥散粒子掺杂/纤维增韧是可能改变W-PFM热/力学以及抗辐照性能的有效手段;智能钨合金等亦具有发展前景。

面向等离子体W/Cu FGM的抗热冲击性能

采用循环水淬和脉冲激光冲击法并结合有限元计算考察和分析了用超高压梯度烧结方法制备的W/Cu FGM的抗热震性能.结果表明,W/Cu FGM经受50次800℃～25℃水淬冲击和100 MW/m2以上的激光循环冲击,没有出现界面破坏现象;但随着热冲击次数及冲击能量密度的增加,金属W表面产生了裂纹、晶间断裂以及出现液相及蒸发现象.与非梯度材料相比,W/Cu FGM有优异的抗热冲击性能,大致可以经受100 MW/m2 350次以上的激光循环冲击.

ITER氚增殖实验包层设计研究进展

国际热核实验反应堆(ITER)为人类开发聚变能提供重要的物理和工程技术实验平台,ITER氚增殖实验包层模块(TBM)技术是必须掌握的关键技术。参与ITER计划的成员国根据本国商用演示堆包层发展策略,分别提出了各自的实验包层概念,以便在ITER运行期间进行实验。本文对ITER-TBM目前已经开展和正在进行的主要设计研究工作进展进行总结,介绍了各方提出的设计方案、支撑设计的相关技术研究进展,以及合作实验窗口的分配现状。

碳基吸附剂对氢同位素的吸附行为研究(Ⅰ)

采用静态压差法研究了液氮温度下碳基吸附剂活性炭(AC)、碳分子筛(601)和碳纳米纤维(CNF)对氢同位素的吸附行为。实验结果表明:601对氢同位素的吸附量为最高、AC次之、CNF最小,并存在明显的同位素效应;吸附量的大小与吸附剂表面活性基团的数量有关;用浓HNO3对碳基吸附剂进行改性处理,在吸附剂表面引入氧杂原子,可增大这类吸附剂对氢同位素的吸附量。

金属氢化物柱内氕氘间的排代

在ZrCo,LaNi5,LaNi4 .7Al0 .3和Pd等常用金属的氢化物上 ,进行了气 固间氕氘的一维相互排代实验 ,结果表明 :排代效果与温度、气相流速、固相比表面积及分离因子等因素有关 ;室温下Pd氢化物具有最好的排代性能 ,其次是LaNi5,LaNi4 .7Al0 .3,ZrCo。理论研究表明 ,气 固界面的同位素交换规律决定排代效果 ,排代流出曲线可以用塔板理论模型来描述 ,塔板高度是排代效果优劣的标志。决定塔板高度的首要因素是交换平衡程度 ;同等交换平衡程度下 ,氢同位素效应对板高有重要影响。