聚变裂变混合堆

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聚变裂变混合堆

聚变裂变混合堆

聚变裂变混合堆
聚变裂变混合堆是一种核反应堆设计,结合了聚变和裂变两种核反应过程。

该堆的目标是实现可控的核聚变反应,同时利用裂变过程产生的中子来维持聚变反应的持续进行。

聚变是一种核反应过程,将轻元素(如氘和氚)在高温高压下融合成更重的元素,释放出大量能量。

聚变反应具有巨大的潜力,是太阳和恒星的能量来源。

裂变是另一种核反应过程,将重元素(如铀和钚)分裂成较轻的元素,同样释放出大量能量。

核裂变是目前广泛应用于核电站的技术。

聚变裂变混合堆的基本原理是通过裂变过程产生的高能中子来驱动聚变反应。

裂变过程会释放大量中子,这些中子可以被聚变反应所吸收,从而让聚变反应继续进行。

这种混合堆的设计有很多挑战,包括如何控制核裂变反应和聚变反应的平衡、如何处理产生的高能中子等。

目前还没有实现可行的聚变裂变混合堆,但这种堆的研究仍然在进行中,被认为是未来核能发展的一个重要方向。

核聚变

核聚变

核聚变——人类理想新能源每讲小结第一讲:核聚变和聚变能源摩西等人认为,能最快接近核聚变的途径莫过于“杂交技术”,即用聚变反应来加速核废料中的裂变反应。

在这种被称为“激光惯性聚变引擎”(laser inertial fusion engine,LIFE)的方法中,大功率激光束将能量聚焦在很小的靶丸上,能量冲击将点燃初级核聚变反应,聚变产生的中子向外传播,击中外面包裹的裂变物质壳层,壳层可以是来自核电站的乏燃料(spentfuel,使用过的燃料),也可以是军事上常用的贫核聚变能源。

铀(depleted uranium)。

放射性废料在中子的轰击下会触发更多衰变,释放出可用于发电的热,同时加速废料本身向稳定物质的转变(从而解决了核废料的处理问题)。

摩西称,他能在 2020年之前制造出一台基于 LIFE的工程原型,并在2030年之前实现并网发电。

第二讲:开发聚变能源的途径及进展磁约束核聚变是利用强磁场约束高温高密度等离子体,从而产生可以控制的核聚变反应。

按照普通的低约束模式运行,其装置规模极为庞大,加热及控制技术难度极高,建造及运行成本极为昂贵。

高约束模式是实现聚变能源开发的关键一步,一直是核聚变科学领域的前沿研究难题。

正在规划建设中的国际大科学工程――国际热核聚变实验堆将采用高约束模式运行。

国际上只有美国、日本、欧洲的一些装置能实现高约束模式运行。

第三讲:托卡马克原理及进展托卡马克(Tokamak)是一环形装置,通过约束电磁波驱动,创造氘、氚实现聚变的环境和超高温,并实现人类对聚变反应的控制。

它的名字Tokamak来源于环形(toroidal)、真空室(kamera)、磁(magnet)、线圈(kotushka)。

最初是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐等人在20世纪50年代发明的。

受控热核聚变在常规托卡马克装置上已经实现。

但常规托卡马克装置体积庞大、效率低,突破难度大。

上世纪末,科学家们把新兴的超导技术用于托卡马克装置,使基础理论研究和系统运行参数得到很大提高。

聚变裂变混合发电堆水冷包层热工水力学设计分析

聚变裂变混合发电堆水冷包层热工水力学设计分析

The m a — dr u i s d sg n n l s s o a e — o l d e r y r lhy a lc e i n a d a a y i fw t r c o e ne g p o c i n b a ke o u i n fs i n h b i e c o r du to l n tf r a f so — is o y r d r a t r
第 3 O卷 第 1期
2 l 年 3 月 0O
核 科 学 与 工 程
Ch n s o r a f Nu la ce c n g n e i g i e e J u n l c e r S i n e a d En i e rn o
V01 3 NO. .O 1
a c r n o t p c l a a e e s o he blnke . The r s t r lmi rl e ns r t d c o di g t y i a p r m t r f t a t e uls p e i na iy d mo t a e
Ma. r 2 0 01
聚 变 裂 变 混 合 发 电 堆 水 冷 包 层 热 工 水 力 学 设 计 分 析
刘松林 一, 王明煌L 柏云清L 吴宜灿L ,D , , F S团队 金 鸣 一, 蒋洁琼 一,
( . 国科 学 院 等 离 子 体 物理 研 究 所 , 徽 合 肥 2 0 3 1中 安 301
M ng hu n J N ig 一.J ANG i— in 。LI S n ~ n ,W ANG i — a g , I M n I Jeqo g一 U o g l i BA I Y u — i 。W U ic n 一 , FD S Te m n q ng 一 Y —a a

反应堆堆型名词术语精品集合

反应堆堆型名词术语精品集合

反应堆堆型名词术语精品集合,我发的不容易过来看看啊1.1 (核)反应堆(nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。

注释:更广泛的意义上讲,反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆,但一般情况下仅指裂变堆。

1.2 动力(反应)堆power reactor 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。

1.3 供热(反应)堆heating reactor 用于向居民和(或)工业设施等供热的反应堆。

1.4 研究(反应)堆research reactor 主要作基础研究或应用研究用的反应堆,例如:a. 高通量反应堆b. 脉冲反应堆c. 材料试验反应堆d. 零功率反应堆1.5 生产(反应)堆production reactor 主要用于生产易裂变材料的反应堆。

除另有说明外,通常指生产钚的反应堆。

1.6 增殖(反应)堆breeder reactor 转换比大于1的反应堆。

1.7 空间反应堆space reactor 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。

1.8 微型中子源反应堆miniature neutron source reactor 用高浓金属铀作燃料元件,金属铍作反射层,轻水慢化,自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆,可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。

1.9 零功率(反应)堆临界装置zero-power reactor;zero-energy reactor critical assembly 设计在极低功率下运行,不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。

1.10 脉冲(反应)堆pulsed reactor 用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。

1.11 实验(反应)堆experimental reactor 主要为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆。

1.12 示范(反应)堆demonstration reactor 为证明某种反应堆在技术上的可行性和研究其经济潜力而设计的反应堆。

聚变裂变混合堆嬗变包层中子学研究

聚变裂变混合堆嬗变包层中子学研究
提 高嬗 变效 率 , 混 合 堆嬗 变 包层 优 化 设 计 具 有 指 导 意 义. 对
关 键 词 :嬗 变 包层 ; 变 裂 变混 合 堆 ; 聚 中子 学
中 图分 类 号 :TI 2 . 文 献标 识 码 :A 92 3 Ne t o c u n a m ut to Bl n tof Fu i n— s i n H y i Re c o u r ni s St dy o Tr ns a i n a ke s o Fi s o br d a t r
维普资讯
第3 6卷
第 1 1期
西 安
交 通

学 学 报
V 1 6 ol o3 . Nl
N v 02 o・20
20 0 2年 1 1月
J OUR NAL O IA I T G F X N JAO ON UNI E S T V R IY
件 , BS 如 I ON1 5 这 是 一 个 一 维 输 运 计 算 软 件 和 燃 ..
F , 中一 些 核 素 的 半 衰 期 长 达 1 P) 其 0 a以 上 . 以 , 所
MA 和 F 嬗 变 处 置 已 成 为 国 际性 研 究 热 点 , 核 P 是 电 可 持 续 发 展 的关 键 课 题 之 一.
自8 O年 代 中 期 以 来 , 发 达 国 家 ( 要 是 美 国 核 主
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俄完成聚变-裂变混合电厂初步设计

俄完成聚变-裂变混合电厂初步设计

国外核新闻2021.1【英国《国际核工程》网站2020年12月3日报道】韩国国家聚变研究所(NFRI )2020年11月24日宣布,其超导托卡马克聚变研究装置K-STAR 堆创下了超高温等离子体在1亿℃下保持20秒的新纪录。

以前的记录均不超过10秒。

K-STAR 于1995年开始建设,2007年建成,2008年投运。

2018年成功将等离子体在1亿℃下保持1.5秒,2019年将持续时间提升至8秒。

韩国的目标是到2025年将持续时间提升至300秒,到2040年建成用于发电的首座聚变示范堆。

(中核战略规划研究总院伍浩松张焰)【英国《国际核工程》网站2020年12月18日报道】俄罗斯库尔恰托夫研究所(Kurchatov Institute )已于近期完成聚变-裂变混合电厂的初步设计。

这种电厂将核裂变与核聚变的原理相结合,以聚变反应为中子源,为次临界的裂变堆芯提供中子。

在这种电厂中,为了充分利用聚变反应产生的中子,还能够在聚变反应室外的包层中放置铀-238和钍-232等增殖材料,使这些材料在俘获中子后生成钚-239或铀-233等易裂变材料;或者在包层中放置长寿命放射性废物,使其发生嬗变。

(中核战略规划研究总院伍浩松戴定)【英国《国际核工程》网站2020年12月21日报道】美国船舶局(ABS )2020年12月17日宣布,已完成丹麦Seaborg Technologies 公司研发的紧凑型熔盐堆(CMSR )技术的可行性声明。

该声明是一个重要里程碑,标志着船舶局已完成新技术鉴定(NTQ )程序(共分五个阶段)的第一阶段工作。

Seaborg 的目标是利用CMSR 建设可用于生产电力、氢气或高温工艺热的浮动式平台,合作伙伴包括韩国造船厂和核工业企业。

目前计划在2025年底前建成首个浮动式平台,该平台将包括2座反应堆,总电力装机容量200MWe 。

(中核战略规划研究总院李颖涵伍浩松)【世界核新闻网站2020年12月21日报道】瑞典瓦腾福公司(Vattenfall )与西屋公司(Westinghouse )近日签订合同,后者将负责前者阿格斯塔核电厂的拆解。

国际热核聚变实验计划 七国联手获取“人造太阳”

国际热核聚变实验计划 七国联手获取“人造太阳”

国际热核聚变实验计划——七国联手获取“人造太阳”国际热核聚变实验计划——七国联手获取“人造太阳”工程总投资:100亿美元工程期限:1985年——2030年热核聚变在太阳上已经持续了50亿年国际热核聚变实验反应堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,简称ITER)与国际空间站、欧洲加速器、人类基因组计划一样,是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。

其目的是借助氢同位素在高温下发生核聚变来获取丰富的能源。

1985年,由美苏首脑提出了设计和建造国际热核聚变实验堆ITER的倡议;也被称为“人造太阳”计划。

ITER的投资和建设规模之庞大,交叉学科种类之多,实验设备之复杂,都决定了它必须由多国合力完成。

该计划约需耗时35年,耗资100亿美元,涉及领域包括超导研究、高真空、生命科学、遥控密封、环境科学、等离子计量和控制、信息通信、纳米材料等多种学科,它的最终选址一直是参与国竞争的焦点。

先后有西班牙、法国、日本和加拿大4个国家提出申请将实验堆建在本国,日本和法国最终入围,加拿大则因没有入围而于2003年12月23日宣布因缺乏资金退出。

美国因自认为在核聚变技术上领先其他国家,曾于1999年宣布退出,后又因国内热核聚变研究进展缓慢,担心被ITER甩下,于2003年2月18日重新加入。

中国也在同日正式入盟。

2005年6月28日,在计划提出20年,选址耗时18年后,ITER的建设地点终于花落法国的卡达拉舍,它将成为世界第一个产出能量大于输入能量的核聚变装置,为制造真正的反应堆作准备。

合作承担ITER计划的7个成员是欧盟、中国、韩国、俄罗斯、日本、印度和美国,这七方包括了全世界主要的核国家和主要的亚洲国家,覆盖的人口接近全球一半。

为建设ITER,各参与方专门协商组建了一个独立的国际组织,各国政府首脑在过去几年中都采取不同方式对参加ITER计划作出过正式表态。

聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析

聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析

第30卷 第1期核科学与工程Vol.30 No.1 2010年 3月Chi nese Journal of Nuclear Scie nce a nd Engi neeri ngMar. 2010收稿日期:2009206230;修回日期:2010202205基金项目中科院知识创新工程重要方向项目;中科院重大科学装备;I T R 计划专项项目作者简介蒋洁琼(—),女,安徽人,博士生,现从事反应堆中子物理学设计研究聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析蒋洁琼1.2,王明煌1.2,陈 忠1.2,邱岳峰1.2,刘金超1.2,吴宜灿1.2,FDS 团队1.2(1.中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031;2.中国科学技术大学核科学技术学院,安徽合肥230027)摘要:主要针对聚变裂变混合发电堆FDS 2EM 水冷包层的能量倍增因子M 和氚增殖率T BR 等中子学参数进行优化计算。

FDS 2EM 包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1G W 的电功率,并且尽可能长时间连续运行不换料。

通过初步设计分析给出一个使用核废料(压水堆卸出的废料钚、锕系加上贫铀)作为裂变燃料,能够实现氚自持、能量倍增因子约为90等设计目标,且连续运行至少10年不换料的中子学方案。

关键词:聚变;包层;混合堆;中子学中图分类号:TL6113 文献标志码:A 文章编号:025820918(2010)0120065207N eutr onics design and analysis of w ater 2cooled ener gypr oduction blanket f or a f usion 2f ission hybr id r eactorJ IAN G Jie 2qiong 1.2,WAN G Mi ng 2huang 1.2,C H EN Zho ng 1.2,Q IU Yue 2feng 1.2,L IU Jin 2chao 1.2,WU Y i 2can 1.2,FDS Tea m 1.2(1.Inst it ut e of Plasma Phys i cs ,C hi nes e Academy of Sciences ,He f ei of Anh ui Prov.230031,China ;2.School of Nuclear S ci ence and Technology ,Universit y of Science and Technology of C hi na ,Hefei of Anhui Pro v.230027,Chi na )A bstract :Neut ronics calcul at ions were performed t o a nal ysi s t he parameter s of blanket ener gy mul tipli cation factor (M )and t rit ium breedi ng ratio (TB R )i n a f usion 2fission hybrid reactor for energy production na me d FDS 2EM (Energy Mult iplier )bla nket.The most significa nt and mai n goal of t he water 2cool ed FDS 2EM bla nket i s to achieve t he ener gy gain of about 1GW wi t h self 2sust ai ning t ri tium ,w hich ca n ope rat e for as lo ng a s possible wit hout f uel unloa di ng and reloading.The preli mi narily designed ne ut ronic s parameter s for FDS 2EM were prese nte d ,which show t hat t he bla nket loa ded wi t h t he N uclear Wast e (t ransuranic from 33000MWD/M TU PWR and deplet ed uranium )for ener gy mul tiplication (M ≈90)wi t h t rit ium self 2sufficiency ca n operate for at l ea st:E :198010year s wit hout fuel unloa di ng and reloa di ng.K ey w or ds:fusion;blanket;hybrid reactor;ne ut ronics 为了应对能源短缺和环境污染等问题,人类需要寻找新的替代能源,核能是公认现实可行的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。

聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究

聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究
邵 增, 程和平, 刘国明
( 国核电工程有限公司, 中 北程 序 和 自主 开 发 的 蒙 特 卡 罗一 耗耦 合 程 序 MO o pes对 北 京 应 用 物 理 与 计 算 数 燃 C ul ,  ̄ 学研 究所 提 出 的 聚 变一 变 混合 能 源 堆球 模 型 进 行 了对 算 研 究 。 对 初 始 时 刻 及 各 燃 耗 时 刻 下 的 有 效 增 裂
Ab t a t Th o a a i e s u y o u i n f so y rd s h rc lmo e r p s d b sr c : e c mp r t t d n f so —i i n h b i p e ia d lp o o e y v s
SH AO n Ze g,CHENG e p ng,LI Guo mi g H —i U — n ( iaNu la we g n e ig C .,Lt .,Bej n 0 8 0 h n Ch n ce rPo rEn i ern o d iig 1 0 4 ,C ia)
殖 因数 、 量倍 增 因 子 、 增 殖 比 、 子 源 强 度 等 堆 芯 参 数 进 行 了 比较 , 能 氚 中 结果 总 体 符 合 较 好 。对 寿 期 末 重 要 核 素 的 成分 进 行 了详 细 比 较 , 个 别 核 素 外 , 差 很 小 , 明 所 采 用 的计 算 程 序 与 核 参 数 库 一 致 性 良 除 偏 表 好 。对 核 参 数 库 的选 择 、 水 体 积 比等 对 燃 耗 计 算 结 果 的 影 响 进 行 敏 感 性 分 析 , 对 外 中子 源 驱 动 的 次 铀 并 临 界 堆 芯 的燃 耗 计 算 进 行 详 细讨 论 , 出可 行 的 燃 耗 计 算 基 准 。 提 关键 词 : 合 堆 ; 模 型 ; 算 研 究 ; 耗 ; 水 体 积 比 混 球 对 燃 铀

聚变-裂变混合能源堆球模型参数敏感性分析

聚变-裂变混合能源堆球模型参数敏感性分析
第 4 卷 第3 6 期
21年 3 02 月







Vo . 6, 1 4 No. 3
M a. 2 2 r 01
A t m i o c Ene g c e e a c ol g r y S inc nd Te hn o y
聚 变一 裂变 混 合 能 源堆 球 模 型 参 数 敏 感 性 分 析
统[ 。文献 E ] 出一 种 以天 然 铀 或 压水 堆 乏 1 ] 2提
燃 料 的锆合 金为 裂变燃料 , 水作 冷却 剂 , 酸锂 硅
收 稿 日期 : 0 卜O — 1 修 回 日期 : 0 10 - 9 2 1 60 ; 2 1 — 81
基 金项 目 : 国家 磁 约 束 核 聚 变能 研 究 专 项 资 助项 目(0 0 1 10 ) 2 1GB 1 0 1 作 者简 介 : 国明 ( 9 2 )男 , 江 东 阳 人 , 程师 , 士 , 事 反 应 堆物 理 设 计 工 作 刘 1 8一 , 浙 工 博 从
聚 变一 变混 合 能 源堆 ( 称混 合 堆 ) 裂 简 的研 发 , 以能 源供 应 为 主要 目的。混 合 堆是 采用 是 聚变 中子作 为 中子源 , 动次 临 界裂 变 包 层 中 驱 裂 变 材 料 的 裂 变 并 产 生裂 变 能 的新 型核 能 系
作氚增 殖剂 的混合 能 源堆球 对算模 型 。 混 合堆 球形模 型 ( 简称球 模型 ) 的基 本组 成 为等离 子体 区、 一 壁 、 变产 能 区、 氚 区及 第 裂 产 屏蔽层 。各 区 的功 能 为 : 离子 体 区提 供 聚 变 等 中子 源 ; 一壁 提 供包 层 结 构支 撑 及 等 离子 体 第 区辐 射 热量 的载 出 ; 变 产 能 区用 于 裂变 能 量 裂

聚变裂变混合乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环方案设计与分析

聚变裂变混合乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环方案设计与分析
第 3 2卷 第 2 期
2 2焦 01
核 科 学 与 工 程
Nuc e r Sce c n gi e rn l a i n e a d En n e i g
VoI 3 N o 2 -2 .
6月
J n 2 1 u .0 2
聚 变 裂 变 混 合 乏 燃 料 焚 烧 堆 F -F DSS B 燃 料 循 环 方 案 设 计 与 分 析
途 径 提 出 了不 同 的燃 料 循 环 方 案 。并 分 别 对 F - F DS S B燃 料循 环所 需 的 初 装 资 源 量 、 料 制 备 和 乏 燃 料 燃 后 处 理 能 力 进 行 初 步 质 量 流分 析 和 可 行 性 初 步 评 估 。基 于较 好 嬗 变 和 增 殖 性 能 的 F S B典 型 中 子 D F
CH EN n ,W ANG ig h a g ,J ANG i— in ,FDS Te m Ya M n—un I Jeqo g a
( .I s i t fNu la e g a e y T c n lg 1 n tt e o ce rEn r y S f t e h o o y,Ch n s a e fS in e ,Hee fAn u o . 3 0 1 u i e e Ac d my o c e c s fio h i Pr v ,2 0 3 ,Chn ia
FDS SFB e o t a e ha hei ta oa d f e n n o y,r c c ef lf b i a i n a — d m ns r t d t tt nii11 de u li ve t r e y u lr pr c s i fnuce r f e yce o p ntf e e o e sng o l a u lc l f FDS- FB s p e i n rl e sbl . S i r lmi a iy f a i e Ke r s y wo d :H y i e c o ;s ntf l brd r a t r pe ue ;nuce rf e yce;f a i iiy;ma s fo l a u lc l e s b lt s l w

基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究

基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究
写成 r R v, 此 这 种 装 置 被 称 为 G s ~ L/T 因 a
Dy m i r p na cT a C

实现增殖能量 、 嬗变核废料 、 增殖核燃料 等多功能
的混合堆概念 , 为探索 F S团 队系列 聚变驱动 作 D 反应堆概念设 计 ] 的聚变驱动 器方案选择 的途
F g 1 S h ma i d a r m fGDT— a e y rd r a t r i . c e t ig a o c b s d h b i e c o
6 4
CH EN — i 。,W U — a 。 ,FDS Te m Yip ng Yic n ' a
( .I si t fNu la n r y S f t e h oo y,Ch n s a e fS in e ,Hee fAn i o . 2 0 3 ,Ch n : 1 n t u eo ce rE e g ae y T c n lg t i e eAc d my o c c s e fi hu Pr v 3 0 1 o ia 2 I tt t f P a ma Ph sc ,Ch n s a e y o i n e ,He e f Anh iP o . 2 0 3 . ns iu e o l s y i s i e e Ac d m fSce c s fi o u r v 3 0 1,Ch n ; ia
B d e n t u e o c a h s s No o i i k u k r I si t fNu l r P y i ( v sbr ) t e c s
负载设计值为 0 5MW/ 2 . m 。根据上述设计原 则
和 目标 , 中第 1节简要 介 绍 G T的物 理概 念 文 D 并提 出基 于 G T的混合 堆概 念 ; 2节提 出了 D 第

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究
马续波, 陈义学, 高 彬
( 华北电力大学 核科学与工程学 院, 北 京 1 0 2 2 0 6 )
摘要 : 本 文 主要 对 聚 变 裂 变 混 合 堆 增 殖 乏 燃 料 在 压 水 堆 组 件 中使 用 的 可 能 性 进 行 了初 步 研 究 。 根 据 聚
变一 裂变混合堆增殖乏燃料的特点 , 给 出 了 的 聚 变一 裂变混合堆增 殖乏燃 料压水堆 组件设计 方案 , 分 析 组 件的燃料温度系数 、 慢 化 剂 温 度 系 数 等 参 数 。结 果 表 明 : 聚变一 裂 变 混 合 堆 乏 燃 料 组 件 的 特 性 与 全 铀 组
第4 7 卷增 刊
2 0 1 3 年6 月 原 Nhomakorabea子





Vo1 . 47, Sup p1 .
At om i c En e r gy Sc i e nc e a nd Te c h nol og y
J u n .2 0 1 3
混 合 堆增 殖 乏燃 料 组件 中子 学 特 性初 步 研 究
关键词 : 中子 学 ; 聚 变一 裂变混合堆增殖乏燃料 ; 组 件 计 算
中图 分 类 号 : TL 3 2 3 文献标志码 : A 文章编 号 : 1 0 0 0 — 6 9 3 1 ( 2 0 1 3 ) S O 一 0 2 4 5 — 0 5
d o i : 1 0 . 7 5 3 8 / y z k . 2 0 1 3 . 4 7 . S O . 0 2 4 5
Ab s t r a c t : The po s s i b i l i t y o f u s i n g t he f us i o n— f i s s i o n hy br i d r e a c t o r br e e di n g s pe n t f u e l i n PW R wa s pr e l i mi n a r i l y s t u di e d i n t hi s pa pe r . Ac c o r d i ng t o t he f u s i on — f i s s i on hy br i d r e a c t o r br e e di n g s p e nt f u e l c ha r a c t e r i s t i c s。 PW R a s s e mbl y i nc l u di ng f us i o n — f i s s i on hy br i d r e a c t or br e e di n g s p e n t f ue l wa s de s i g ne d . Th e p a r a me t e r s s u c h a s f ue l t e mpe r a —

反应堆的分类

反应堆的分类

反应堆的分类
反应堆是核反应发生的场所,可以按照多种方式进行分类。

下面是一些常见的反应堆分类方法:
- 按中子能谱分类:可分为热中子堆、中能中子堆和快中子堆。

快中子堆中,裂变是由快中子(平均能量达0.1MeV左右)引起的,因此堆内不能存有中子慢化剂材料。

中能中子堆中存有一定数量的慢化剂,裂变主要是由中能中子引起的。

热中子堆中裂变是由热中子引起的,因此堆内必须有足够的慢化剂。

- 按冷却剂分类:可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。

气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却反应堆;液体冷却堆主要包括轻水冷却的压水堆和沸水堆,以及重水冷却的重水反应堆,还可以用有机化合物冷却的液体冷却堆;液态金属冷却的反应堆主要有钠、钠-钾合金、铋冷、锂冷、铅铋合金等冷却的反应堆。

- 按用途分类:可分为生产堆、研究用反应堆和动力堆。

生产堆主要是生产新的易裂变核素铀-233、钚-239和各种不同用途的同位素;研究用反应堆用于研究中子特性,进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究;动力堆包括军用动力堆和民用动力堆,如核动力航空母舰、核潜艇、核动力巡洋舰等都可归为军用动力堆,而核动力厂、民用核动力船、航天核动力推动装置、核动力水下潜器和水下工作站等则归为民用动力堆。

- 按核反应的形式分类:可分为裂变反应堆、聚变反应堆和裂变聚变混合堆。

不同类型的反应堆具有不同的特点和应用场景,在选择反应堆时,需要根据实际需求和条件进行综合考虑。

多功能聚变裂变混合实验堆FDS—MFX氦冷包层三维中子学初步设计与分析

多功能聚变裂变混合实验堆FDS—MFX氦冷包层三维中子学初步设计与分析


Thr e s a e t l b a re ts c e s v l e — t get s swil e c r i d ou u c s i e y,i i h t r tum e di g b a n wh c he t ii br e n l nke , t
给 出 一 个 区 平 均 最 大 功 率 密度 约 为 1 0MW / U 装 料 量 约 为 1 t 氚 增 殖 率 为 1 0 0 m , , . 5的 三 维 初 步 中
子 学方案 。
关 键 词 : 变 裂 变 ; 合 实 验 堆 ; 层 ; 子 学 聚 混 包 中 中 图 分 类 号 : 4 TI 6 文献标志码 : A 文章 编 号 :2 80 1 ( 0 1 0 — 1 90 0 5 — 9 8 2 1 ) 20 6 6

收 稿 日期 : 0 1O 3 修 回 日期 : 0 10 — 0 2 1 4 l ; 2 1-51
基 金项 目 : 中科 院 知 识 创 新 工 程 重 要 方 向项 目 ; 中科 院重 大 科 研 装 备 作 者 简 介 : 金 超 ( 9 6 ) 男 , 津 人 , 士 研 究 生 , 要 从 事 聚 变 裂 变 混 合 堆 中子 学 分 析 刘 18一 , 天 硕 主
刘 金 王明 蒋洁琼 , 金超 , 鸣 , 煌 , 王国忠 , 邱岳峰 ,
宋 婧 , 俊 , 灿 ,D 邹 吴宜 F S团队 。
(. 1 中国 科 学 技 术 大 学 核 科 学 技 术 学 院 ,安 徽 合 肥 2 0 2 ; 3 0 7
2 中 国 科 学 院 等 离 子 体 物 理 研 究 所 ,安徽 合 肥 2 0 3 ) . 3 0 J
m u t- u to le pe i e t lf so ・ iso b i e c o lif nc i na x r m n a u i n・ s i n hy r d r a t r - f

聚变裂变混合堆中子学分析软件开发

聚变裂变混合堆中子学分析软件开发
简单 。压力管式混合堆的设计工作 ,要求进行详 细几何结构 的中子学计算 ,如果在设计计算中多 采用连续能量蒙特卡洛方法进行 中子学计算相 当
壁 到达 包层 内 中子 的性 能 】 :所 以 ,选择 压 力
管式的燃料组件 ( 图1 ) , 将燃料棒装载于压力管 中 ,由压力管壁来承载冷却剂的压力 ,这样第一
收稿 日期 :2 0 1 2 . 0 7 . 1 6 ;修 回 日期 :2 0 1 3 — 0 5 — 2 6
3 计算软件开发
在传统压水堆燃料管理计算 中,对于复杂的
堆芯 结构 多采 用均 匀化 的思想 ,将 整个 反应 堆 的
基金项 目:国家磁约束核聚变能研究专项资助项 目 ( 2 0 1 0 G Bl l 1 0 0 7)
壁可 以使用一个较小的厚度 。
压力管
燃料棒
冷却剂
图 1 压力管组件结构 图
F i g . 1 S t r u c t u r e o f Pr e s s u r e T u b e Bu n d l e
压力管式混合堆 ( 图 2 ) 包含内包层和外包 层 ,内包层用于产氚 , 外包层 ( 图2 b ) 用于产能 和产氚 , 图2 c 中仅给出沿径向一排燃料的分布情
DR A GO N4 程序完 成 ,堆芯计算使用 MC NP程序 的多群功能完成 。验证 结果表明 ,NA P T H对 I A E AADS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 。
祖铁军等 :聚变裂变混合堆 中子学分析软件开发
内包层
外包层

聚变-裂变混合堆

聚变-裂变混合堆

聚变-裂变混合堆聚变-裂变混合堆是一种将聚变反应和裂变反应结合在一起的新式核反应堆。

这种核反应堆在产生能量的同时,还可以减少放射性废物的产生。

聚变反应和裂变反应属于两种不同的核反应类型,它们的能量来源和反应过程也不同。

在聚变反应中,两个轻核合成一个较重的核,同时释放出巨大的能量。

在裂变反应中,一个较重的核裂变成两个轻核和中子,同时释放出巨大的能量。

因此,在聚变-裂变混合堆中,将聚变反应和裂变反应结合在一起,可以实现同时利用两种反应的优点,达到更高的能源利用效率。

聚变-裂变混合堆包括两个主要的部分:聚变反应堆和裂变反应堆。

聚变反应堆用于产生高温和高密度的等离子体,为聚变反应提供必要的条件。

裂变反应堆用于控制和维护混合堆的稳定性,以及产生核燃料。

混合堆的核燃料通常采用可重复利用的铀和钚,以及可再生的氢和锂。

聚变反应通常采用氘-氚反应,产生氦和中子。

裂变反应则产生铀和钚等核燃料,同时释放出中子。

中子可以促进氘和氚的聚变反应,同时也可以维持裂变反应的稳定性。

聚变-裂变混合堆相比传统的核反应堆具有许多优点。

首先,它可以产生更高效的能源。

聚变反应的能量密度比裂变反应高几个数量级,而裂变反应则可以维持聚变反应的稳定性。

因此,聚变-裂变混合堆可以在实现高效能源利用的同时,保持堆的稳定性。

其次,它可以减少放射性废物的产生。

聚变反应产生的废物只是稳定的氦和中子,不会对环境造成影响。

而裂变反应产生的铀和钚等核燃料也可被重复利用,减少了反应堆产生的放射性废物。

聚变-裂变混合堆的技术还处于研究和实验阶段。

虽然它具有很多优点,但还有很多技术难题需要解决。

例如,如何控制混合堆的稳定性,并解决核燃料的可持续利用问题等。

总之,聚变-裂变混合堆是一种具有很高潜力的核反应堆。

虽然它还处于研究和实验阶段,但随着技术的不断发展,相信它将会成为未来核能的主流,实现高效能源利用和减少放射性废物的目标。

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1. 混合堆概念的提出
氘、氚聚变不仅是一个巨大的能源,而且是一个巨大的中子源。

我们可以利用聚变反应室产生的中子,在聚变反应室外的铀-238、钍-232包层中,生产钚-239或铀-233等核燃料。

这就是所谓聚变裂变混合堆,简称混合堆。

混合堆是一个可供选择的堆型。

铀-235原子核一次裂变,可以放出2.43个中子;氘、氚一次聚变,只放出1个中子,比铀-235一次裂变放出的中子少;但由于铀-235吸收中子后有一部分会变成铀-236而不裂变,所以铀-235每次平均要吸收1.175个中子才能裂变,要求铀-235质量大,如果按相同质量比较,氘、氚聚变放出的中子数,是铀-235裂变释放的净中子数的43倍以上。

氘、氚聚变时释放的能量,80%变成聚变时放出的中子的动能。

因而氘、氚聚变不仅释放的中子数量多,而且释放的中子能量高。

铀-235裂变放出的中子能量大多为100~200万电子伏,而氘、氚聚变放出的中子,能量高达140O万电子伏。

然而要直接利用高能量中子的这部分动能是很困难的。

可是从生产核燃料的角度来看,一个聚变中子的作用比一个裂变中子的作用大得多。

这是因为高能聚变中子轰击到铀-238及钍-232靶上,可以产生一系列串级的引起中子和核燃料增殖的核过程,释放出比聚变中子能量稍低但数量增加几倍的次级中子。

这些次级中子,除了一部分仍可使铀-238及钍-232裂变继续放出中子外,还有一部分可以使铀-238及钍-232变成钚-239及铀-233等优质核燃料。

在适当厚的天然铀靶内,一个聚变中子可以生产出22倍于它所携带的能量,并获得5个钚-239原子核。

由于这个原因,如果在聚变反应室外放置一层足够厚的由天然铀、铀-238或钍-232组成的再生区,聚变产生的中子,就可以在再生区生产钚-239及铀-233,并释放出裂变能。

这个再生区又叫混合堆的裂变包层。

当然聚变中子也可以使再生区中的锂变成氚,补充氚的消耗。

根据这种考虑,早在1953年,美国劳伦斯·利弗莫尔实验室的鲍威尔,就提出了建立聚变-裂变混合堆的建议。

正是由于使用聚变产生的中子,有可能比军用生产堆生产出更多的核武器用的钚-239,所以美、前苏联、英聚变研究的早期,是高度保密的。

后来看到这种方式一时难以成功,才互相解密,开展了大规模的国际合作。

2. 混合堆的相对优势次临界安全;比快堆装料少,生产快;比聚变易实现
快堆和混合堆一样,也是同时生产能量及核燃料的工厂。

但和混合堆相比,快堆有3个缺点:第一,要有很大的初始装料,例如120万千瓦的“超凤凰”快堆,要装4吨核燃料;而混合堆不需要投入铀-235或钚-239等核燃料,可以直接用天然铀或核工业中积存下来的贫铀、乏燃料。

第二,快堆倍增时间较长,要每过6年甚至30多年,才能增殖出一座相同功率的快堆用的核燃料。

因此一座快堆增殖的核燃料除自身消耗外,只能在积累到一定量
后,“养活”一座快堆;而混合堆生产的钚-239或铀-233,比相同功率的快堆多几倍到十几倍,因而可以用混合堆来“养活”几倍甚至十几倍于它的相同功率的压水堆或快堆;第三,快堆和压水堆一样,都要求在实现链式反应的状态下运行;而用混合堆生产钚-239或铀-233时,不需要达到实现链式反应的条件,因而有可能更加安全。

次临界
聚变堆为了获得有益的能量输出(意思是指实现商用),要求聚变产生的能量,远大于为创造实现聚变的条件而消耗的能量,Q>10。

混合堆只要求聚变产生的能量与消耗的能量差不多相等就可以了,for只是利用聚变产生的高能中子,利用这些初始中子(一定能量)发生一系列反应包括裂变反应产生能量。

因而要实现商用对聚变的要求比纯聚变堆容易些。

3. 混合堆的难题
目前的聚变技术,特别进展得比较快的托卡马克,虽然在个别孤立的指标上达到或接近于为设计混合堆所要求的条件,但是从工程观点来看,这些技术还远没有成熟。

建造聚变-裂变混合堆的首要条件,是需要有一个聚变反应室作为堆芯,它能连续而稳定地提供大量廉价的中子。

即使不能连续和稳定地运行,至少也应能按照需要周期地运行。

而目前的聚变装置,都耗资巨大,虽然有可能在短暂的时间里提供相当数量的中子,却不能连续和稳定,或按照需要周期地运行。

专家们估计,不经过30~40年的努力,要建造一个稳定、廉价的聚变中子源是不可能的。

对于以磁约束实现聚变的混合堆,从聚变区逸出的离子和中子,会使聚变反应室壁受到严重的辐照损伤。

反应室壁受到轰击后溅射出来的杂质,进入等离子体后又会使聚变区温度降低而熄火;对于惯性约束,反应室壁受到的γ射线及离子射线的轰击也很严重。

因此研究聚变区内约束等离子和实现聚变的条件,研究等离子体与聚变反应室壁的相互作用,是研制混合堆要解决的问题。

由于FW和高温等离子体的相互作用,会使反应室壁发热。

目前多希望用锂或锂的化合物来冷却它,以便在冷却反应室壁的同时增殖氘。

估计在用锂冷却的条件下,反应室壁将达到800℃以上的高温,比目前钠冷快堆燃料元件包壳的使用温度高200多摄氏度。

如此高的温度及高能中子、离子、γ射线和中性原子的轰击,使聚变反应室壁的工作条件,比裂变堆中的结构材料的工作条件苛刻得多。

由于聚变反应室壁难以更换,为了满足经济运行的要求,希望反应室壁能长期工作,甚至工作到混合堆退役。

目前这种材料还没有找到。

因此研制反应室壁的结构材料,研究冷却剂对它的腐蚀,是实现混合堆的重要课题。

对于磁约束的混合堆来说,如果采用液态锂作为冷却剂,由于它在强磁场中的磁流体阻力,要消耗大量的泵功率来驱使它流动,将严重影响其经济性的改善。

如果在聚变反应室外加上裂变包层后,则上述问题更难解决。

这是由于裂变包层中的铀
和钍在聚变反应室放出的中子轰击下,有强烈放射性。

对于托卡马克型聚变-裂变混合堆,如采用离子回旋加热,就会有数十甚至上百根巨大的同轴电缆要穿过裂变包层到聚变反应室。

这种电缆除了会减少包层覆盖率外,电缆中的绝缘材料,也可能在强烈的中子轰击下破坏。

目前还考虑用低混杂波电流驱动使托卡马克在接近于稳态的状态下运行。

如果这样,则穿过包层的波导管会使裂变包层留下不少难以屏蔽的空洞,大量中子及γ射线从空洞中泄漏,使工作人员难以接近。

其他类型的聚变-裂变混合堆也有类似问题。

由于混合的裂变包层是在没有链式反应的状态下运行,因而一旦出现链式反应的条件,就会形成切尔诺贝利核电站那样的严重事故。

这是由于按照混合堆设计要求以及混合堆空间的限制,它没有裂变反应堆那种紧急停堆保护系统。

混合堆的裂变包层靠近聚变反应室一侧,由于中子通量高,因而功率比另一侧高得多。

与裂变反应堆相比,混合堆裂变包层的功率分布的梯度大得多,功率分布的不均匀,给混合堆的运行造成了困难。

由于上述原因,不少学者认为,混合堆不仅将聚变堆和裂变堆的优点结合在一起,也将两者的困难结合在一起。

有的学者甚至认为,混合堆比纯聚变堆还困难。

但不管怎样,混合堆仍然是一个可供考虑的途径。

4. 混合堆的不同类型
根据混合堆裂变包层工作方式的不同,可将混合堆分为快裂变型混合堆和抑制裂变型混合堆。

快裂变型混合堆就是利用聚变产生的高能快中子,在裂变包层产生一系列串级的核过程,大量生产钚-239或铀-233核燃料。

与此同时,由于铀-238、钚-239或铀-233的大量裂变,也在裂变包层产生大量裂变热。

抑制裂变型混合堆,则是在包层中放入大量的铍等慢化材料,使聚变产生的高能快中子很快慢化为热中子等能量低的中子。

这些中子难以使铀-238、钍-232裂变,主要是使它们变成钚239、铀-233。

通过频繁的后处理,将钚-239、铀-233及时提取出来,减少它们裂变的可能性。

快裂变型混合堆可以有效地生产核燃料,抑制裂变型混合堆不能有效地生产核燃料,而且过多地后处理使生产成本增加。

但抑制裂变型混合堆由于裂变包层中裂变几率少,裂变热的产生也就大大减少,可以简化包层内裂变热的导出问题。

混合堆的发展中,需结合具体的堆型,研究堆的启动、控制、加料、能量的传递与转换、放射性屏蔽及检修等有关工程问题。

托卡马克虽然目前比其他聚变途径成熟,但如果用托卡马克建造混合堆,结构复杂,不便进行混合堆的总体布置,维修困难。

如果不采用昂贵的清除杂质的偏滤器,这种堆由于杂质的积累,再加上磁场的不稳定性,只能脉冲运行。

由于脉冲运行,结构材料要经历温度循环和应力循环,而且冷却剂回路,要能够储存脉冲时产生的
能量,以保证功率相对稳定的输出。

串级磁镜混合堆,由于可以稳态运行,为实现聚变而消耗的能量的利用效率高,便于检修和屏蔽,将可能是有前途的堆型。

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