聚变裂变混合堆处理高放超铀废物的研究

提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性,生物潜在危害因子,高放超铀锕系废物的密度和非常深的燃耗深度等.比较聚变裂变混合堆与传统的热堆,发现中子能谱越硬,对燃烧超铀锕系元素越有效.

紧凑型聚变裂变混合堆参数优化及放电模拟

在聚变裂变混合堆大、小半径分别不变情况下,通过优化聚变裂变混合堆中心螺管尺寸,用聚变系统分析程序对紧凑型聚变裂变混合堆的参数进行了优化分析,给出了紧凑型聚变裂变混合堆的最佳设计点。利用TSC平衡演化程序以该设计点为基础进行了放电模拟研究,结果表明该堆具有良好的经济优势及可行性。

紧凑型聚变裂变混合堆先进运行模式的数值模拟

使用Jsolver程序及托卡马克模拟程序TSC对紧凑型聚变裂变混合堆系统的反剪切平衡位形、自举电流份额及放电模拟进行数值模拟研究,以此探讨该混合堆的可行性和先进性。

聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件,已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状,本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究,利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carlo粒子输运程序MCNP,对包层的关键核参数,诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等,进行了较详细的计算分析。计算结果表明,生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%,从而满足压水堆燃料富集度要求。分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。

聚变裂变混合堆中子学分析软件开发

聚变中子源驱动次临界系统具有系统结构复杂、中子能谱跨度大等特点。借鉴传统反应堆2步法的基本思想,开发适用于次临界系统设计计算的中子学分析软件——NAPTH。NAPTH的组件计算由DRAGON4程序完成,堆芯计算使用MCNP程序的多群功能完成。验证结果表明,NAPTH对IAEA ADS基准题的计算结果和其他国家的计算结果符合很好;对于压力管式聚变裂变混合堆,程序具有较高的计算精度和计算效率,适合压力管式混合堆的设计计算。

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。

二次离子质谱法分析聚变裂变混合堆材料表面涂层成份

An analytical technique used of secondary ion mass spectrometry (SIMS) for depth profile of aluminized coatings was developed. Analyzed components in the alumina coaling are Al,Fe,O, especially alumina. These samples with many elements and complex structure produced strong matrix effects, especially for negative metallic ions.

紧凑型聚变裂变混合堆自举电流的数值模拟研究

以平衡程序Jsolver为基础开展了紧凑型聚变裂变混合堆先进等离子体平衡位形设计,重点研究了反剪切运行模式,并在此位形下研究了自举电流的计算、分布及份额。

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(MinorActinides,MA)和裂变产物 (FissionProducts ,FP)的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 .

我国自主研发聚变裂变混合堆进入关键阶段

由中国工程物理研究院拨物理与化学研究所自主研发设计的聚变裂变混合堆项目瑷已完成混合堆总体概念设计及Z箍缩聚变堆芯，次临界能源包层和燃料循环等主要分系统的概念设计；进入实验堆关键技术研究阶段。

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点．

聚变裂变混合堆燃耗计算及燃料成本分析

基于轻水冷却的压力管式混合堆,采用压水堆卸载的乏燃料以及天然铀氧化物陶瓷燃料,建立混合堆包层的换料方案,详细计算了包层中子学性能随燃耗的变化情况,计算结果表明,包层在维持3000 MW热功率输出的同时,可以保证氚自持(氚增殖比TBR>1.20),而每5 a仅需向包层添加80 t左右的重金属燃料。基于建立的平衡循环计算了包层采用不同燃料时的单位发电燃料成本。结果表明,采用乏燃料和天然铀时的单位发电燃料成本分别为1.82×10-3、1.35×10-3$/(k W·h)。

Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆总体概念研究进展

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)在核安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境、气候问题的新能源。从Z箍缩驱动聚变方案与聚变靶设计、重复频率驱动器、次临界包层及产氚包层设计、燃料循环等关键问题方面,对Z-FFR工程概念总体研究情况进行了介绍。

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆总体概念研究

中国工程物理研究院提出的Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)概念,采用Z箍缩热核聚变产生的大量中子驱动次临界裂变堆而释放能量,集成了"局部整体点火"聚变靶、"先进次临界能源堆"等创新概念,在安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境气候问题的千年能源。简要回顾了国内外Z箍缩聚变能源(Z-IFE)的相关研究进展,介绍了中国工程物理研究院在Z-FFR方向的总体概念研究情况,从驱动器、聚变靶设计和次临界裂变堆三方面阐述了此能源系统的原理结构和运行特点,对其经济性进行了评估,同时提出了未来Z-FFR的发展路线图设想。

聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。

铀基聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元力学分析

次临界能源包层是聚变-裂变混合堆的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。本文利用有限元分析软件对次临界能源包层的第一壁结构、支撑固定结构的相关零部件开展了初步的力学分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图,其中支撑结构的最大应力位于加强筋板与圆柱定位销的连接处,应力值为310.2 MPa;第一壁的最大应力位于"U"形流道拐角处,应力值为240.7 MPa;按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。

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-裂变混合堆外中子源效应

聚变-裂变混合堆(FFHR)作为聚变驱动次临界系统(FDS),具有良好的物理性能,能够实现产能、氚增殖、嬗变核废料等功能。采用COUPLE程序研究了水冷混合堆包层的铀水比和中子倍增剂对中子源效率的影响。结果表明:包层能谱越硬,外中子源效率越高;适当加入中子倍增剂Be可使外中子源效率增加。研究结果对进一步改进聚变-裂变混合堆的概念设计具有一定的指导意义。

《核能未来与Z箍缩驱动聚变裂变混合堆》

能源是国家和地区经济发展、社会发展的基本保障。进入21世纪后,随着工业化进程的加快和人口的大幅增加,能源危机近在咫尺,传统化石能源将在百年左右消耗殆尽。同时,化石能源的大量开采、利用,使人类受到环境、气候恶化的严重威胁。因此,寻找安全、清洁、持久、经济的新能源是人类当前面临的重要任务。

聚变-裂变混合堆冷却剂布置优化及堆外自然循环分析

根据聚变-裂变混合堆概念堆型的燃料区水冷设计,通过FLUENT建模和模拟计算,比较了均匀流量和按燃料单元发热量比例分配流量两种冷却剂布置方案。数值计算结果表明,这两种布置方案中燃料单元之间的导热很小,除燃料单元1中冷却管道外,其余的冷却管道带走的热量几乎等于相应燃料单元的发热量,在用系统分析程序等效建模时,不必重新确定冷却管道的热构件;对后一种布置方案燃料区的最高温度更低,温度分布更均匀,但温度展平效果并不明显。计算了堆外自然循环系统在假设的失水事故(LOCA)中的导热能力。结果表明,如果不采用自然循环系统,停堆后520s发生堆芯熔化;但是如果采用自然循环系统,停堆后1000s,燃料区的最高温度只达到584.4°C,不会发生堆芯熔化。