基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究

托卡马克(Tokamak)聚变堆芯参数优化设计是聚变及聚变驱动次临界堆设计的重要步骤之一。本文发展了基于遗传算法(GA)的堆芯参数优化方法并与中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队研发的系统程序SYSCODE堆芯物理模块相耦合,对堆芯参数进行优化。通过优化指定的聚变堆芯设计参数(如几何尺寸、等离子体电流、环向磁场等),并满足给定的约束条件,使得单个或多个目标达到全局"最优",对于堆芯设计具有一定参考价值。

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。

基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析

多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念,其可作为中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选方案。其聚变堆芯首选常规托卡马克,其他选择还有球形托卡马克,磁镜等。本文依据FDS团队自主研发的聚变反应堆设计参数优化与经济性分析软件SYSCODE对基于常规托卡马克的FDS-MFX堆芯进行了设计与分析,给出一个基于ITER物理设计基础的堆芯初步设计方案,并用托卡马克模拟程序(TSC)进行了等离子体平衡计算和放电模拟,结果表明设计方案初步可行。

聚变堆包层流动锂液帘与堆芯兼容性评估

运用零维模型分析了液态锂作为包层流动液帘与堆芯等离子体的兼容性,得到了液态锂工作温度对堆芯有效平均等离子体电荷Zeff、燃料稀释以及聚变功率之间的关系。结果表明在正常工作情况下,液态锂的蒸发对Zeff的影响不是很严重,但对燃料稀释和聚变功率的影响却较为敏感。在具有较高功率密度的反剪切位形聚变实验增殖堆FEB E设计方案Ⅱ的条件下,计算了液态锂的流速与它表面最大温升的关系,结果表明,即便对0.5m·s-1的低速流动液态锂,其蒸发对聚变等离子体的影响甚微。最后对氢同位素饱和状态下液态锂包层表面的溅射作了初步的讨论。

聚变驱动次临界堆经济性分析

利用自主开发的聚变系统分析软件SYSCODE对聚变驱动次临界堆的经济性进行了计算和分析。首先,对典型的环径比(标准环径比)设计方案,从堆芯几何参数、物理及工程参数等两个方面分析它们与成本的关系,然后,详细分析低、标准、高环径比三套候选设计方案的经济性与中子学参数的关系。研究发现,其经济性主要取决于包层中子学参数,另外,其经济性与几何、物理及工程参数的关系在一定条件下有别于纯聚变系统。

聚变发电反应堆概念设计研究

在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜力的液态锂铅氚增殖包层,在对这个概念进行中子学、热工水力学、力学、安全与环境影响和经济学等一系列计算分析的基础上,给出了初步的概念设计和进一步设计优化的共性原则。

球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计

基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究 ,提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择 ,确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供中子学计算和结构设计参考 ,给出了旨在以嬗变次锕系元素 (MA)

聚变-裂变能源混合堆可行性及在我国核能发展中作用的分析

简要论述了核能在我国能源发展战略中的地位及聚变-裂变混合堆在核能持续发展中的重要作用。对以不久将来即可实现的ITER聚变装置作驱动堆芯、天然铀水冷裂变系统作包层的混合堆做了细致的分析。这种混合堆型可以实现GWe级净电功率输出,年造钚1 656 kg,支持2.68个同功率压水堆电站对易裂变燃料的需要。初步的经济评估说明,混合堆电的成本是同功率压水堆电成本的1.67倍;而在不计燃料成本的情况下,混合堆与压水堆组合系统电的成本是同功率压水堆电成本的1.18倍。考虑到一般压水堆需消耗大量的天然铀,加上铀浓缩成本,混合堆与压水堆组合系统电的成本,与压水堆电的成本是可以相比拟的。

球环型氚生产聚变堆概念设计

先进的球环型氚生产聚变堆是聚变能发展的中间应用产物。与传统托卡马克氚生产堆不同,在设计中利用了球形环的先进等离子体物理性能,并具有紧凑的结构特征,尽量利用真空室内的空间安置氚生产包层以减少氚泄露而增加氚增殖率,达到年生产富余氚1kg的目的,相应的堆利用因子为40%。在二维中子学计算的基础上,提出了ST TPR的初步概念设计,为下一步更详细具体的概念设计提供了直接的依据和重要的参考价值。

环径比接近2的托卡马克堆芯等离子体特征

初步研究了环径比接近2的托卡马克堆芯等离子体的基本特征。这类位形具有非常好的使磁流体稳定的特性,可以基本排除等离子体破裂不稳定性。从H模约束要求和氘氚燃烧实验出发,讨论了相关的基本问题:比压极限和密度极限、基本等离子体参数间的调整、氘氚自持燃烧条件等。参数选取的基本依据是ITER和ITER FEAT的设计经验。

大型Tokamak装置中环向场超导线圈的传热研究

分析了HT-7U超导Tokamak核聚变装置中环向场超导线圈上的涡流损耗热产生的机理和迫流式超临界氦对流换热等过程。特别针对等离子体快速破裂时,极短时间内在环向场磁体中所产生的较大的涡流损耗而引起的焦耳热,对环向场线圈盒与超导磁体之间的热传递过程加以研究。本文采用国际上通用的有限元分析软件ANSYS5.7进行计算,计算所得的结果较为乐观。

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 .

A compact Tokamak transmutation reactor

ＡｃｏｍｐａｃｔＴｏｋａｍａｋｔｒａｎｓｍｕｔａｔｉｏｎｒｅａｃｔｏｒＴｈｅＰｒｏｊｅｃｔＳｕｐｐｏｒｔｅｄｂｙＮａｔｉｏｎａｌＨｉｇｈＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ‘‘８６３’’ＰｌａｎａｎｄｂｙＮａｔｉｏｎａｌＮａｔｕｒａｌＳｃｉｅｎｃｅＦｏｕｎｄａｔ...

ST托卡马克聚变堆嬗变中子学初步设计

从ITER设计概念外推到发电的托卡马克堆，被称为“标准的”或“传统的”托卡马克聚变堆。鉴于“传统的”托卡马克的致命缺点，比如非稳态运行、聚变功率密度低、装置尺寸大、电成本高等。为此，人们努力寻求一种先进的托卡马克概念，最终建成在结构简单、运行稳定、经济上有吸引力的聚变电站。

英原型聚变堆ST40实现1亿℃等离子体高温

【英国托卡马克能源公司网站2022年3月10日报道】英国托卡马克能源公司(Tokamak Energy)近日宣布,其原型聚变堆ST40已实现1亿℃等离子体温度。这是太阳中心温度的7倍,并且是实现受控核聚变必须达到的温度。这是球形托卡马克装置首次实现这一重要里程碑。托卡马克能源公司主要开展球形托卡马克研究,因为在同一磁场强度下,球形托卡马克装置产生的等离子体压力比传统托卡马克装置高得多,即球形托卡马克的效率更高。

2．7 产氚聚变堆概念设计系统研究

氚是氢的一种放射性同位素，其半衰期较短，为12．32y，在地球上氚的自然含量约7kg。氚是核武器的原料，又是聚变反应的燃料，为了满足国防和民用，生产氚势在必行。目前提出的氚生产主要集中在二类装置中进行：核反应堆和加速器。

3 等离子体理论 3．1 环径比接近2的托卡马克堆芯等离子体特征

最近，李整武先生提出了一个有关下一阶段先进托卡马克聚变装置的概念，指出环径比接近2的参数区域是当前托卡马克装置研究的一个空白，而在这一参数区的等离子体约束特性和未来聚变反应堆的品质很可能是目前已有或待建装置，包括ITER所欠缺的。

2．5 ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照效应研究

球形托卡马克聚变堆芯驱动的核废料嬗变堆(STTW)由于聚变增益小及第一壁中子负载低，可望比纯聚变堆提前商用，其诱人前景正受到国际聚变界的极大关注。但是，即使STTW中心柱中子负载已大幅降低(STTW约为1MW·m^-2，ST纯聚变堆约为8MW·m^-2)。