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Progressive Thermalization Fusion Reactor Able to Produce Nuclear Fusions at Higher Mechanical Gain
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作者 Patrick Lindecker 《Energy and Power Engineering》 2022年第1期35-100,共66页
In the standard fusion reactors, mainly tokamaks, the mechanical gain obtained is below 1. On the other hand, there are colliding beam fusion reactors, for which, the not neutral plasma and the space charge limit the ... In the standard fusion reactors, mainly tokamaks, the mechanical gain obtained is below 1. On the other hand, there are colliding beam fusion reactors, for which, the not neutral plasma and the space charge limit the number of fusions to a very small number. Consequently, the mechanical gain is extremely low. The proposed reactor is also a colliding beam fusion reactor, configured in Stellarator, using directed beams. D+/T+ ions are injected in opposition, with electrons, at high speeds, so as to form a neutral beam. All these particles turn in a magnetic loop in form of figure of “0” (“racetrack”). The plasma is initially non-thermal but, as expected, rapidly becomes thermal, so all states between non-thermal and thermal exist in this reactor. The main advantage of this reactor is that this plasma after having been brought up near to the optimum conditions for fusion (around 68 keV), is then maintained in this state, thanks to low energy non-thermal ions (≤15 keV). So the energetic cost is low and the mechanical gain (</span><i><span style="font-family:Verdana;">Q</span></i><span style="font-family:Verdana;">) is high (</span></span><span style="font-family:Verdana;">>></span><span style="font-family:Verdana;">1). The goal of this article is to study a different type of fusion reactor, its advantages (no net plasma current inside this reactor, so no disruptive instabilities and consequently a continuous working, a relatively simple way to control the reactor thanks to the particles injectors), and its drawbacks, using a simulator tool. The finding results are valuable for possible future fusion reactors able to generate massive energy in a cleaner and safer way than fission reactors. 展开更多
关键词 fusion reactor nuclear Energy Progressive Thermalization Colliding Beams STELLARATOR Mechanical Gain
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Activation characteristics of candidate structural materials for a near-term Indian fusion reactor and the impact of their impurities on design considerations 被引量:2
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作者 H L SWAMI C DANANI A K SHAW 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2018年第6期186-193,共8页
Activation analyses play a vital role in nuclear reactor design.Activation analyses,along with nuclear analyses,provide important information for nuclear safety and maintenance strategies.Activation analyses also help... Activation analyses play a vital role in nuclear reactor design.Activation analyses,along with nuclear analyses,provide important information for nuclear safety and maintenance strategies.Activation analyses also help in the selection of materials for a nuclear reactor,by providing the radioactivity and dose rate levels after irradiation.This information is important to help define maintenance activity for different parts of the reactor,and to plan decommissioning and radioactive waste disposal strategies.The study of activation analyses of candidate structural materials for near-term fusion reactors or ITER is equally essential,due to the presence of a highenergy neutron environment which makes decisive demands on material selection.This study comprises two parts; in the first part the activation characteristics,in a fusion radiation environment,of several elements which are widely present in structural materials,are studied.It reveals that the presence of a few specific elements in a material can diminish its feasibility for use in the nuclear environment.The second part of the study concentrates on activation analyses of candidate structural materials for near-term fusion reactors and their comparison in fusion radiation conditions.The structural materials selected for this study,i.e.India-specific Reduced Activation Ferritic-Martensitic steel(IN-RAFMS),P91-grade steel,stainless steel 316 LN ITER-grade(SS-316 LN-IG),stainless steel 316 L and stainless steel 304,are candidates for use in ITER either in vessel components or test blanket systems.Tungsten is also included in this study because of its use for ITER plasma-facing components.The study is carried out using the reference parameters of the ITER fusion reactor.The activation characteristics of the materials are assessed considering the irradiation at an ITER equatorial port.The presence of elements like Nb,Mo,Co and Ta in a structural material enhance the activity level as well as the dose level,which has an impact on design considerations.IN-RAFMS was shown to be a more effective low-activation material than SS-316 LN-IG. 展开更多
关键词 ACTIVATION EASY nuclear safety fusion reactor structural materials
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Nanomaterials Driven Magnetic Nuclear Fusion Confinement Approaches(A Technical Memorandum)
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作者 Rahele Zadfathollah Seighalani Bahman Zohuri 《Journal of Energy and Power Engineering》 2022年第3期91-113,共23页
Nuclear energy driven magnetic confinement via donut shape device known as Tokamak,a toroidal apparatus,for producing controlled fusion reactions in hot plasma,was originally suggested as a basic yet more promising fu... Nuclear energy driven magnetic confinement via donut shape device known as Tokamak,a toroidal apparatus,for producing controlled fusion reactions in hot plasma,was originally suggested as a basic yet more promising fusion reactor.Today the more innovative version of this apparatus that is known as an ITER(international thermonuclear experimental reactor)shows a way toward MCF(magnetic confinement fusion)of hot plasma goal by satisfying Lawson’s Criteria to some degree of achievement.However,since this fusion driven reactor of hot plasma needs to operate at almost 150 million Celsius,the internal material of this reactor is a matter of concern for scientists that are involved with its fabrication.Uniqueness of nanomaterials from the point of view of physical and chemical properties is suggested as a possible potential application for this special and innovative reactor for a nuclear fusion device.Convergence of nanotechnology in study of new generation of materials of this kind can shape the path for various technological developments and a large variety of disciplines,including MCF driven plasma of hot fusion as well.This short TM(technical memorandum)written by these two authors will cover this aspect of technology in a holistic way and the more granular level is left to the reader of this TM to investigate further. 展开更多
关键词 Memory metal nanotechnology approach nuclear fusion power reactor Tokamak reactor thermonuclear experimental reactor MCF high-temperature environment.
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Novel Technological Developments with Impacts on Perspectives for Mobile Nuclear Power Plants 被引量:1
4
作者 Luciano Ondir Freire Delvonei Alves de Andrade 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2021年第4期141-158,共18页
New research developments suggest that nuclear reactors using fusion may enter the market sooner than imagined even for mobile applications, like merchant ship propulsion and remote power generation. This article aims... New research developments suggest that nuclear reactors using fusion may enter the market sooner than imagined even for mobile applications, like merchant ship propulsion and remote power generation. This article aims at pointing such developments and how they could affect nuclear fusion. The method is enumerating the main nuclear reactors concepts, identifying new technological or theoretical developments useful to nuclear field, and analysing how new recombination could affect feasibility of nuclear fusion. New technologies or experimental results do not always work the way people imagine, being better or worse for intended effects or even bringing completely unforeseen effects. Results point the following designs could be successful, in descending order of potential: aneutronic nuclear reactions using lattice confinement, aneutronic nuclear reactions using inertial along magnetic confinement, hybrid fission-lattice confinement fusion, and fission reactions. 展开更多
关键词 fusion reactors Mobile nuclear Power Plants nuclear reactors nuclear Merchant Ships Clean Energy
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Viewing the Future of Nuclear Power Plants Following the 2011 Disaster in Fukushima Nuclear Power Plant
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作者 Shervin Goudarzi Fatemeh Dadgarnejad Hojat Babaee 《Open Journal of Applied Sciences》 2015年第5期220-225,共6页
Concerning the increasing global energy demand, the current paper considers nuclear energy as a solution. Within this context, the 2011 disaster in Fukushima Nuclear Power Plant and, particularly, the technical disord... Concerning the increasing global energy demand, the current paper considers nuclear energy as a solution. Within this context, the 2011 disaster in Fukushima Nuclear Power Plant and, particularly, the technical disorders in boiling water reactors are explained. The deficiency of safety technique in boiling water reactors is explained. The deficiencies in safety procedure of this type of reactors manifested during 2011 earthquake and subsequent tsunami are explained. To complete the discussion, the newer technologies of reactors enabling them to act more safely during natural disasters are introduced. These investigations indicate that despite improvement in the fission reactor technologies, the danger embedded in them still remains. Therefore, the nuclear fusion using Deuterium-Tritium reaction is the best way forward for energy production in the future, and the best candidate of this type of reactors is Tokamak. 展开更多
关键词 nuclear FISSION nuclear fusion FUKUSHIMA TSUNAMI Waste BOILING Water reactors
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晶闸管整流器快速动态响应算法的研究与应用
6
作者 陶洪亮 陈洁莲 +2 位作者 张敏 蔡宇锋 孙茂 《控制与信息技术》 2023年第2期61-65,共5页
晶闸管整流器是核聚变等离子体研究领域的主要电源类型,是驱动线圈产生磁场的动力源。其传统的反馈式控制算法响应速度慢、超调量大、稳定时间长,很难满足等离子体负载变化快、控制复杂的技术要求。为此,文章设计了一种前馈加反馈的快... 晶闸管整流器是核聚变等离子体研究领域的主要电源类型,是驱动线圈产生磁场的动力源。其传统的反馈式控制算法响应速度慢、超调量大、稳定时间长,很难满足等离子体负载变化快、控制复杂的技术要求。为此,文章设计了一种前馈加反馈的快速动态响应算法。该算法通过定量分析将晶闸管换相压降以及电抗器和晶闸管上的压降分别计算出来,再加上给定的参考值作为前馈电压,采用以前馈电压控制为主、反馈电压控制为辅的方式快速地计算出晶闸管的触发角。在法国原子能委员会WEST偏滤器线圈电源上的应用结果表明,与传统的反馈电压控制算法相比,前馈加反馈的控制算法具有更好的快速动态响应性能,其电源全功率阶跃响应时间(从启动到稳定的时间)能达到2 ms以内,响应速度提升了90%;同时可以做到不超调。 展开更多
关键词 前馈加反馈控制 快速动态响应 核聚变等离子体 晶闸管整流器 托卡马克装置
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不同辐照粒子下钨及钨合金辐照损伤行为的研究进展 被引量:8
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作者 罗来马 徐梦瑶 +4 位作者 昝祥 朱晓勇 李萍 程继贵 吴玉程 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期41-46,共6页
研究核聚变、准稳态等离子体下面向等离子体材料的辐照行为,发展适合于先进实验超导托卡马克(EAST)、国际热核聚变实验堆(ITER)和中国聚变工程实验堆(CFETR)长脉冲高参数运行乃至未来聚变反应堆稳态运行的高性能面向等离子体材料是当前... 研究核聚变、准稳态等离子体下面向等离子体材料的辐照行为,发展适合于先进实验超导托卡马克(EAST)、国际热核聚变实验堆(ITER)和中国聚变工程实验堆(CFETR)长脉冲高参数运行乃至未来聚变反应堆稳态运行的高性能面向等离子体材料是当前核聚变研究一项艰巨而又紧迫的任务。钨因具有高熔点、高导热率、低溅射腐蚀速率、高自溅射阀值以及低蒸气压和低氚滞留等优异性能,被认为是聚变装置最具有前景的面向等离子体材料。综合评述了钨及钨合金在不同辐照粒子下损伤行为的最新研究进展。粒子辐照造成的微观缺陷在钨及钨合金内部累积,辐照造成缺陷的形成和数量与钨基材料颗粒微观结构、第二相成分等密切相关,辐照缺陷情况各异。同时,辐照粒子种类、能量、剂量和温度等辐照条件都会对钨材料辐照后的形貌特征和缺陷产生重要影响。 展开更多
关键词 核聚变堆 辐照损伤 面向等离子体材料
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液态锂铅合金残渣中微量氚的回收 被引量:4
8
作者 谢波 刘云怒 翁葵平 《安全与环境学报》 CAS CSCD 2008年第1期69-72,共4页
氚提取的系统设计中,如何严格限制氚损失和减小其辐射风险是非常重要的问题。利用同位素交换法对模拟液态锂铅合金残渣中的微量氚进行回收。研究结果表明,同位素交换法对液态锂铅合金残渣中的氚回收是有效的;交换载带气的最佳组成为He+0... 氚提取的系统设计中,如何严格限制氚损失和减小其辐射风险是非常重要的问题。利用同位素交换法对模拟液态锂铅合金残渣中的微量氚进行回收。研究结果表明,同位素交换法对液态锂铅合金残渣中的氚回收是有效的;交换载带气的最佳组成为He+0.1%D2。载带气相同时,交换温度和交换次数对渣中氚的回收率有显著影响。温度越高、交换次数越多,氚回收率越高;823K时,经过6次交换后的氚回收率接近80%。此外,依据气体与液态金属接触的动力学数学模型,推导出了锂铅合金滞留氚量释放的数学近似表达式。 展开更多
关键词 放射性三废处理 处置技术 锂铅合金 核聚变反应堆 氚回收 同位素交换
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316L不锈钢阻氢或氢同位素渗透搪瓷壁垒层的制备及性能研究 被引量:2
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作者 陶杰 黄镇东 +1 位作者 陈照峰 汪涛 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第4期347-353,共7页
为解决316L不锈钢防氢及其同位素渗透问题,采用两搪两烧方法在不锈钢基体表面制备厚90~110μm的搪瓷涂层。利用X射线衍射仪、光学和扫面电子显微镜表征搪瓷涂层的显微结构、界面形貌,通过EDS线扫描分析界面处主要元素分布,结果显示... 为解决316L不锈钢防氢及其同位素渗透问题,采用两搪两烧方法在不锈钢基体表面制备厚90~110μm的搪瓷涂层。利用X射线衍射仪、光学和扫面电子显微镜表征搪瓷涂层的显微结构、界面形貌,通过EDS线扫描分析界面处主要元素分布,结果显示搪瓷涂层结构致密,与基体形成化学结合,抗落球冲击和热震性能优异。西华特装置气相充氢试验与维氏显微硬度试验结果表明搪瓷涂层是一种有效地阻止氢及其同位素渗透的壁垒层。 展开更多
关键词 渗透壁垒层 氢及其同位素 玻璃质涂层 聚变堆
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扩散连接技术在核聚变反应堆包层模块制造中的应用 被引量:6
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作者 刘晨曦 刘永长 +4 位作者 周晓胜 马宗青 王颖 李会军 杨建国 《精密成形工程》 2015年第1期1-8,15,共9页
国际受控热核聚变实验堆计划是全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一,有望彻底解决能源危机。核聚变反应堆关键部件——包层模块的结构复杂、体积庞大,且服役环境恶劣,焊接接头成为影响反应堆安全运行的薄弱环节。以扩散连... 国际受控热核聚变实验堆计划是全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一,有望彻底解决能源危机。核聚变反应堆关键部件——包层模块的结构复杂、体积庞大,且服役环境恶劣,焊接接头成为影响反应堆安全运行的薄弱环节。以扩散连接为代表的固相焊接技术对接头性能及组织影响较小,已逐渐取代熔化焊应用于包层模块复杂构件制造。在简要介绍扩散连接及其原理的基础上,对包层模块构件扩散连接的研究进展进行了阐述,包括低活化铁素体/马氏体钢及氧化物弥散强化钢构件的扩散连接,Be,W,Si C等其他先进高温材料的扩散连接等。 展开更多
关键词 核聚变反应堆 包层模块 扩散连接 低活化铁素体/马氏体钢 氧化物弥散强化钢
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核能技术方向研究及发展路线图 被引量:19
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作者 杜祥琬 叶奇蓁 +6 位作者 徐銤 万元熙 彭先觉 苏罡 杨勇 高翔 师学明 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2018年第3期17-24,共8页
笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线... 笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线图。建议以第三代自主压水堆为依托,安全、高效、规模化发展核能;加快第四代核能系统研发,解决核燃料增殖与高水平放射性核素嬗变;积极发展模块化小堆,开拓核能应用范围;努力探索聚变能源。预期到2030年核电运行1.5×10~8 kW,在建5×10~7 kW;到2050年快堆和压水堆匹配发展。我国核能发展存在前端和后端能力不足、核心技术研发力量分散、竞争大于合作的局面,建议整合国内资源,组建核能国家实验室,集中力量推进我国核能产业健康、快速发展。 展开更多
关键词 核能 热堆 第四代核能系统 受控核聚变 发展路线图
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核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究 被引量:2
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作者 白云 彭先觉 《计算物理》 EI CSCD 北大核心 2006年第5期589-593,共5页
研究核爆聚变电站中的一类中子学问题———如何利用核爆炸产生的大量中子生产核燃料.首先,根据核爆中子场的特点,确定可以利用的中子能量范围.用慢化理论对慢化材料的厚度进行估计,并用MCNP程序进行数值计算.研究如何利用中子反照效应... 研究核爆聚变电站中的一类中子学问题———如何利用核爆炸产生的大量中子生产核燃料.首先,根据核爆中子场的特点,确定可以利用的中子能量范围.用慢化理论对慢化材料的厚度进行估计,并用MCNP程序进行数值计算.研究如何利用中子反照效应减少造材料层的厚度,最后提出一个较合理的造材料技术路线. 展开更多
关键词 中子行为 和平核爆反应堆 聚变爆炸
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球形托卡马克堆嬗变中子学计算的比较研究 被引量:4
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作者 邓梅根 冯开明 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2003年第1期7-12,共6页
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。运用一维输运燃耗计算程序BISON3 0进行了优化设计,确定了适合于嬗变少额锕系MA核素的堆芯等离子体参数、包层结构及合适的换料周期。在一维计算的基础上,运用二维... 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。运用一维输运燃耗计算程序BISON3 0进行了优化设计,确定了适合于嬗变少额锕系MA核素的堆芯等离子体参数、包层结构及合适的换料周期。在一维计算的基础上,运用二维中子学程序TWODANT进行了二维中子输运计算;结合TWODANT给出的中子通量,运用一维放射性计算程序FDKR进行了燃耗计算,并给出了有关的计算结果。 展开更多
关键词 中子学计算 比较研究 球形托卡马克堆 聚变-嬗变堆 MA核废料 优化设计 中子输运
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球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计 被引量:2
14
作者 冯开明 张国书 郭增基 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2001年第1期13-20,共8页
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)
关键词 球形托卡马克 聚变嬗变堆 MA核废物 堆芯 中子学
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TE_(22,6)模式—高斯波的准光模式转换器设计 被引量:1
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作者 刘本田 张杨 +2 位作者 张亦弛 李志良 冯进军 《太赫兹科学与电子信息学报》 北大核心 2018年第5期772-775,共4页
准光模式转换器是高功率毫米波回旋管的重要组成部份,能够实现电磁波与电子注的分离、隔离波的反射,并实现回旋管的高斯波束输出。基于耦合波理论,分析设计出用于频率140GHz、TE_(22.6)模式回旋管的Denisov辐射器;基于几何光学理论,设... 准光模式转换器是高功率毫米波回旋管的重要组成部份,能够实现电磁波与电子注的分离、隔离波的反射,并实现回旋管的高斯波束输出。基于耦合波理论,分析设计出用于频率140GHz、TE_(22.6)模式回旋管的Denisov辐射器;基于几何光学理论,设计出准光反射镜面系统,并采用Feko软件进行优化。计算结果表明,所设计的准光模式转换器系统的转换效率约为97.3%,波束的高斯含量约为93.3%,达到了回旋管的应用需求。 展开更多
关键词 回旋管 高斯波束 磁约束核聚变 国际热核聚变实验反应堆 毫米波
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核聚变——消除人类能源危机的济世良方 被引量:2
16
作者 方延平 戴革林 +1 位作者 王保成 唐卫红 《物理与工程》 2005年第2期33-35,共3页
核聚变是解决人类能源问题的最有效途径.本文详尽论述了核聚变研究的必要性、可行性及广阔前景.
关键词 核聚变 能源需求 托卡马克 国际热核反应堆 等离子体磁约束
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核聚变研究50年 被引量:25
17
作者 邱励俭 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第1期29-38,共10页
分析了国内外核聚变研究成果现状和发展的趋势 ,对国民经济发展过程中的能源需求作了预测 ,对中国的聚变能源战略和历史机遇 (经济、技术体系、地位 )作了讨论 ,介绍了聚变 裂变混合堆并提出了发展聚变 裂变混合堆的总体设想、研究内容... 分析了国内外核聚变研究成果现状和发展的趋势 ,对国民经济发展过程中的能源需求作了预测 ,对中国的聚变能源战略和历史机遇 (经济、技术体系、地位 )作了讨论 ,介绍了聚变 裂变混合堆并提出了发展聚变 裂变混合堆的总体设想、研究内容和预期目标。 展开更多
关键词 托卡马克 聚变-裂变混合堆 洁净核能 等离子体物理学 中国 核聚变研究
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聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究 被引量:8
18
作者 徐红 杨永伟 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期97-102,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 聚变-裂变混合堆 水冷包层 核燃料 中子物理性能
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基于多维响应矩阵的中子能谱逆向调控方法及应用 被引量:1
19
作者 孙光耀 甘佺 +4 位作者 郝丽娟 宋婧 龙鹏程 吴宜灿 FDS凤麟团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期556-561,共6页
中子能谱是影响核能系统安全性和经济性的重要参数,先进核能系统种类繁多,能谱差异大,准确的调控出先进核能系统的能谱对其发展有重要意义.本文利用基于响应矩阵的中子能谱逆向调控方法,以14MeV单能的聚变中子源为例,调控出聚变堆氚增... 中子能谱是影响核能系统安全性和经济性的重要参数,先进核能系统种类繁多,能谱差异大,准确的调控出先进核能系统的能谱对其发展有重要意义.本文利用基于响应矩阵的中子能谱逆向调控方法,以14MeV单能的聚变中子源为例,调控出聚变堆氚增殖包层、聚变裂变混合堆次临界包层、铅基快堆堆芯处的中子能谱,调控得到的中子能谱与目标能谱吻合较好,其中聚变堆氚增殖包层处的中子能谱与FNG上 Mockup实验能谱比较,归一化能谱均方差降低了66%.对比结果表明本文方法能够实现多种类型先进核能系统中子能谱的精准调控. 展开更多
关键词 中子能谱 逆向调控 先进核能系统 铅基快堆 聚变堆 混合堆
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纵观国际核聚变进展探讨中国核聚变发展的道路 被引量:4
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作者 邱励俭 《力学进展》 EI CSCD 北大核心 1999年第4期471-481,共11页
纵观了国际核聚变发展的历史过程,认为托卡马克要成为工程可靠、经济上有竞争能力的一代商用能源,尚有待时日.但作为聚变中子源驱动次临界装置(聚变-裂变混合堆)可解决上述在聚变商用化以前大规模发展核裂变能的四个重要问题(生... 纵观了国际核聚变发展的历史过程,认为托卡马克要成为工程可靠、经济上有竞争能力的一代商用能源,尚有待时日.但作为聚变中子源驱动次临界装置(聚变-裂变混合堆)可解决上述在聚变商用化以前大规模发展核裂变能的四个重要问题(生产核燃料、处理核废料、生产氛及处理军用钚);保持技术发展的连续性.这种系统由于是次临界的,因而是被动的固有安全的,而且可做到深燃耗或高效率,可以成为我国大规模、可持续发展核能的重要方式,也是推动永久清洁能源─—聚变能发展的重要台阶.本文对国民经济发展过程中的能源需求作了预测,分析了国内外核聚变研究成果现状和发展趋势,对中国的聚变能源战略和历史机遇(经济、技术体系、地位)作了讨论,介绍了聚变-裂变混合堆并提出了发展聚变-裂变混合堆的总体设想、研究内容和预期目标. 展开更多
关键词 核聚变 托卡马克 聚变裂变混合堆 核能 中国
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