基于积分分析方法对聚变堆启动氚量与所需氚增殖比的评估

托卡马克聚变堆的主要发展方式包括混合堆、纯聚变堆。关于托卡马克聚变堆氚自持的研究,国内外主要采用平均滞留时间方法进行研究,并且针对聚变功率较低的混合堆的氚自持研究较少。本工作采用更符合实际的积分分析方法分析了混合堆、纯聚变堆氚自持的启动氚量、氚增殖比(TBR)要求。研究结果表明:启动氚量、备用氚量与聚变功率具有线性关系,所需TBR与聚变功率呈反比例关系;混合堆聚变功率较低,所需TBR较高,工程实现所需TBR挑战较大,需要通过限制长期氚滞留量以降低所需TBR要求;纯聚变堆聚变功率高,所需TBR较低,工程实现所需TBR挑战较小,但备用氚需求达数十千克,应考虑氚系统的冗余设计或提高氚系统的可靠性、可维护性,以降低备用氚的使用规模;运行因子是聚变堆的一个重要设计指标,在此着重分析了运行因子对所需TBR的影响,并重新定义了一个聚变堆氚自持的关系式,以突出运行因子对氚自持的重要影响。

磁约束聚变堆中的润滑研究

核聚变反应可以提供近乎无限的能源,且是1种安全清洁的方式.磁约束核聚变通过强磁场约束高温高密度氘氚等离子体放电发生聚变反应产生能源,其装备结构复杂且服役环境恶劣.服役于磁约束聚变装置中的活动部件使用的润滑材料不仅面临着摩擦磨损还要承受聚变装置高低温、真空以及辐射环境.本文中系统地总结了磁约束聚变装置发展过程中真空室、超导磁场、离子回旋加热系统和遥操作系统等各个部件面临的润滑挑战以及解决方案,并对未来商用磁约束聚变堆所需润滑材料与技术进行了展望.

基于cosRMC的聚变堆输运-活化内耦合方法研究

在聚变反应堆运行过程中,中子活化会导致大量放射性核素的产生,因此活化计算在反应堆的屏蔽设计和辐射安全分析中具有重要作用。本文基于蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC的内置燃耗求解器Depth,开发了固定源模式下的内耦合输运-活化耦合计算功能。将该程序应用于中国聚变工程试验堆(Chinese Fusion EngineeringTestingReactor,CFETR)的第一壁(First-wall,FW)材料钢和面向等离子体部件(Plasma-facing Component,PFC)材料钨,分别使用连续能量截面和多群截面进行活化计算,并与活化程序ALARA进行对比验证,发现cosRMC的计算结果与ALARA计算的结果符合良好,初步验证了开发的cosRMC程序输运-活化内耦合计算功能的正确性。与传统蒙特卡罗-活化计算程序的外耦合方式相比,内耦合方式蒙特卡罗不需要把中子能谱传给外部活化程序,而是在蒙特卡罗中子输运过程中嵌入计算活化相关的核素单群反应截面,动态更新中子能谱和材料信息,同时可以使用连续能量截面进行反应率计算,得到与实际问题的几何、能谱相关的反应截面,从而精确地考虑了共振区核截面的影响。

聚变堆气态氚排放的辐射影响

聚变堆贮存及释放的气态氚的量远高于现行的裂变堆,氚是聚变堆潜在放射性的重要来源。为未来实现聚变堆的安全性及环境友好性,需要研究聚变堆气态氚排放对环境的影响。选取我国东部沿海典型厂址作为研究对象,使用高斯模型预测气态氚释放后的大气弥散规律以及氚气(HT)的干沉积、土壤氧化以及氚化水(HTO)的再蒸发效应,计算了聚变堆1 g的HT在短期释放情况下对周围环境的公众所造成辐射剂量。计算结果显示:在10 m高度处释放的HT对排放点西部方位500~3 000 m处的成人造成的吸入内照射剂量在0.38~0.10 mSv之间,不同距离HTO的再蒸发效应所造成的剂量都是气态氚剂量的主要来源,沉降至土壤中的HT被氧化成HTO的比例及气象条件是决定气态氚剂量的关键参数。研究表明,聚变堆HT释放所造成公众剂量要高于现行的裂变堆,在后续开展聚变堆的相关研究过程中,需要进一步关注其释放的气态氚对环境的辐射效应。

聚变堆事故放射性释放后果评估程序的开发和验证

氘氚聚变反应被认为是能够最快实现的可控核聚变反应,但氚的使用和中子辐射活化材料带来了放射性安全问题。针对事故状态下氚和放射性粉尘在环境中的迁移规律,建立了以高斯烟团模型为基础,并对干、湿沉积及再蒸发效应进行修正的弥散模拟程序ACCTRI。ACCTRI程序计算的浓度和剂量结果与UFOTRI和HotSpot程序的结果十分接近,最大差距不超过一个数量级。与实验结果的比较表明:进行了氚气浮力修正的ACCTRI程序结果更接近实验数据。ACCTRI程序具有较好的准确性,可为聚变堆选址和假设事故分析提供环境放射性安全参考。

美国利用人工智能技术实时预测聚变堆等离子体不稳定性

美国普林斯顿大学和普林斯顿等离子体物理实验室的研究人员研发出一个人工智能模型,能够实时预测被称为“撕裂模不稳定性”的聚变堆等离子体不稳定性。聚变能商业应用目前面临着许多重大技术和工程挑战,其中一个是等离子体可能失去稳定性,导致等离子体大规模破裂,进而导致聚变反应不能持续。研究人员使用美国DIII-D国家聚变设施的实验数据来训练这一模型。结果表明,该模型可以提前300毫秒预测撕裂模不稳定性,时间足以供人工智能控制器调整聚变堆运行参数,确保等离子体运行的稳定性。相关研究成果发表于《自然》期刊。

聚变堆主机系统综合研究厂房建造关键技术研究与应用

一、成果研究背景聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT)是《国家重大科技基础设施建设“十三五”规划》中优先部署的大科学装置,目标是建成国际核聚变领域参数最高、功能最完备的综合性研究及测试平台(见图1)。该项目包括CFETR磁体和导体性能研究平台、低温系统、偏滤器研制系统等重要设施设备,对厂房结构与环境微振动、地坪平整度、厂房及设施设备综合接地性能及安装精度等指标均有极高要求,施工难度极大,目前国内外已有的相关研究已不能完全满足工程需求。

美企计划在田纳西州化石燃料电厂建设原型聚变堆

【美国TypeOne能源集团网站2024年2月21日报道】2024年2月21日,美国TypeOne能源集团(TOEG)宣布计划在田纳西流域管理局(TVA)BullRun化石燃料电厂建设一座原型仿星器聚变堆。预计这座原型堆将于2025年启动建设,前提是完成环境评估,签署合作协议,并获得建设和运营许可。

美麻省理工学院聚变堆材料研究取得突破

【美国麻省理工学院网站2024年8月19日报道】美国麻省理工学院近两年研究发现,向金属基体中加入具有更低氦嵌入能的第二相纳米粒子,能够大幅减少聚变堆设备中氦气泡的产生,从而大幅提升设备使用寿命。聚变反应过程中,高能中子会穿透真空容器壁,造成辐射损伤并产生大量热量。如果仅考虑中子辐射损伤,真空容器使用寿命可达10年,但现有设备的实际预期寿命仅为6~12个月,原因是受到高能中子照射后,金属内部会产生大量氦原子。

美研发人工智能模型 可实时预测聚变堆等离子体不稳定性

【美国普林斯顿大学网站2024年2月21日报道】美国普林斯顿大学和普林斯顿等离子体物理实验室(PPPL)研究人员近日已研发可用于实时预测聚变堆等离子体不稳定性的人工智能模型。相关研究成果已刊登在近期出版的科技期刊《自然》上。

国家重大科技基础设施建设管理探索与创新——以聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT)为例

目前我国重大科技基础设施的整体水平和使用效能有待提高,相关管理体制机制有待优化。因此,在总结分析我国重大科技基础设施建设现状的基础上,以聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT)建设为例,从事业环境因素和组织过程资产两方面分析重大科技基础设施所处环境影响因素以及CRAFT的建设主体优势,并从项目审批程序、建设模式和管理模式三方面分析CRAFT建设实践的有关探索与创新,具体包括首次将项目建议书和可行性研究报告合并审批,且这种“两步并一步”的审批模式已应用于“十四五”国家重大科技基础设施申报阶段;优化院地共建方式,将项目分为主体工程和园区工程,地方政府单独立项建设园区,主导完成繁琐、耗时的报建环节,有利于推进建设进程,而主体工程管理机构对管理模式进行了积极探索,构建了系统工程体系和卓越管理体系,分别为项目建设提供全生命周期技术保障和全要素综合保障。最后根据CRAFT的建设经验,对我国重大科技基础设施的建设和管理发展提出稳定人才队伍、与用户保持长期良好充分沟通、做好风险防控等对策建议。

聚变堆失真空事故下氚的大气扩散模拟研究

聚变反应堆发生失真空事故的情况下氚会泄漏到环境中,氚大气扩散模拟是聚变堆事故后果评价的重要内容。基于高斯烟团模型以及Pasquill稳定度分类方法,考虑重力沉降、烟气抬升、风速等因素的影响,建立了适用于事故下瞬态分析的大气扩散模型,在高斯烟团模型中加入修正了像源贡献的地面反射系数,提高了模型对于地面边界处干沉降的计算效果。选取加拿大氚气释放实验和美国萨凡那河工厂氚释放事故验证了所建立模型的准确性,模型的计算结果与HotSpot 3.0和UFOTRI软件的精度相当。选取国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的失真空事故作为研究对象,分析了氚的分阶段释放、风速以及释放高度对氚扩散分布的影响。结果表明:氚的分阶段释放会导致沿下风向出现两个高放射性区域;释放高度和风速的增加会强化氚在大气中的扩散行为,从而减弱放射性在近场的积聚。

聚变堆偏滤器拓扑优化设计与稳态热分析

为了提高聚变堆偏滤器的冷却能力,以满足其高温服役性能需求,基于一体化增材制造技术,以换热量最大为设计目标,采用变密度法对偏滤器中的W/Cu模块进行拓扑优化设计和模型重构,并采用大型商用仿真软件对拓扑优化后的W/Cu模块进行有限元数值模拟及温度场、应力场计算。结果表明,在10 MW/m2稳态热流密度条件下,拓扑优化后W/Cu模块的最高温度降低了108.5℃,仅为512.3℃;W/Cu模块界面处的最大热应力下降了264.2 MPa,仅为486.5 MPa,说明应力分布得到明显改善;W/Cu模块的总变形和弹性应变均大幅减小。该拓扑优化结构的应用可大大提升聚变堆偏滤器实现低成本、高效率、高可靠性的一体化增材制造的可行性。

韩计划在2035年后启动首座聚变堆建设

【韩联社首尔2023年2月23日电】韩国科学和信息通信计划部2023年2月23日表示,计划在2035年后启动本国首座聚变堆建设,且这座聚变堆将在2050年前后并网发电。根据韩国国家聚变委员会2月23日批准的由政府主导的长期计划,韩首座核聚变堆装机容量为50万千瓦,大半径为7米。政府将牵头开展建设兆瓦级聚变堆所需的研究工作,直至2035年——届时国际热核聚变实验堆(ITER)可能已经验证聚变能发电的技术可行性。

俄研发可用于制造聚变堆第一壁的“智能”合金

【英国《国际核工程》网站2023年5月16日报道】俄罗斯国立核能研究大学莫斯科工程物理学院(NRNU MEPhI)正在研究氦和氘在“智能”钨-铬-钇合金中的累积情况。这种合金是一种极有前景的聚变堆第一壁候选材料。相关研究成果已刊登在近期出版的科技期刊《核材料杂志》(Journal of Nuclear Materials)上。

聚变堆低活化马氏体钢的发展

介绍了国际聚变堆低活化结构材料发展概况及趋势,以及国内发展自己特有的低活化马氏体钢的必要性。介绍了聚变堆结构材料——低活化铁素体/马氏体钢发展的必要性及迫切性,以及目前国际上包括欧洲、日本、美国等在此方面研究的进展概况及发展趋势,最后提出了国内发展自己特有的低活化马氏体钢——CLAM钢的必要性,并对目前的研究进展情况做了介绍。

聚变堆中面向等离子体材料的研究进展

受控热核聚变能是公认的可以有效解决人类未来能源需求的主要途径之一,经过多年的努力,其研究已经取得很大进展,进入了从物理可行性向工程可行性的验证阶段。决定核聚变能未来发展的一个关键问题是相关的材料问题,尤其是面向等离子体材料的发展。评述了国内外目前核聚变实验装置中面向等离子体材料的研究进展。

聚变堆装置中面向等离子体材料钨涂层的研究进展

钨具有高的熔点、不与氚发生共沉积、与等离子体好的兼容性和低的腐蚀率等优点,是最有前景的一种面向等离子体材料。为了解决面向等离子体材料的制备及其与热沉材料连接问题,涂层技术在实验聚变堆装置中得到广泛应用。评述了目前实验聚变堆装置中面向等离子体材料钨涂层的研究进展。

我国聚变堆结构材料表面阻氚涂层的研究进展

阻氚涂层是聚变堆实现氚自持及氚安全的关键科学与技术问题之一。我国通过国家磁约束聚变能发展研究专项依托国内优势单位部署了阻氚涂层基础问题及工程化技术研发工作。本文介绍了国内外聚变堆结构材料表面阻氚涂层研究进展,重点评述了近几年我国在阻氚涂层的材料选择、制备技术及阻滞氢渗透机制三个科学技术问题的研究进展,提出今后的研究方向。目前我国阻氚涂层材料类型以氧化物涂层为主,涂层制备工艺技术在不断优化和更新。Al2O3/FeAl阻氚涂层的电化学沉积铝(ECA)、粉末包埋渗铝(PC)及热浸铝(HDA)等方法的工艺处理规模及涂层阻氚性能在国际上均相对领先。发展了研究阻氚涂层阻滞氢渗透作用机理的方法,将通常基于Fick定律的表象研究方法向原子级方法前推了一步。未来需在考虑涂层制备工艺与基体材料成分、性能的关系及其在复杂形状结构件的适用性基础上,开发长寿命、高阻氚性能的阻氚涂层材料及制备工艺。

水冷聚变堆活化腐蚀产物源项分析程序开发

对于采用水冷方式的聚变堆,主要的放射性源项是水冷回路中的活化腐蚀产物,它会对反应堆的屏蔽设计、人员防护以及事故后果产生重要影响。本文为水冷聚变堆开发活化腐蚀产物源项分析程序CATE,该程序基于两项均匀模型构建浓度平衡方程组,全面考虑了活化腐蚀产物在水冷回路中的主要行为,包括腐蚀、释放、溶解、沉积、活化、衰变、净化等,并采用Runge-Kutta方法对浓度平衡方程组进行数值求解。使用CATE程序对国际热核聚变实验堆(ITER)的偏滤器冷却回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在冷却剂中和管壁上的分布以及随时间的变化规律。与国际上同类程序PACTITER和TRACT相比,CATE程序的计算结果无论是在数值上还是趋势上都是合理的,可为ITER和CFETR(中国聚变工程实验堆)等的技术评审提供源项数据支持,在增加相应数据库后,还可应用于液态金属冷却反应堆的源项分析。