聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析
聚变堆交叉冷却固态包层中子学设计优化
关键词 ： 氦冷 固态 包 层 ；Ｌ 富 集 度 ； ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 殖 率 。ｉ 氚
中图 分 类 号 ： ６ ＴＬ ４ 文 献 标 志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ０ ０ ６ ３ （ ０ ８ ０ ０ ３０ １ ０ — ９ １ ２ ０ ） １０ ５ ５
Ｎｅ ｔ ｏ ｃ ｓ ｇ ｕ ｒ ｎｉ ｓ Ｄｅ ｉ ｎ Ｏｐｔｍ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｏ ｓ Ｃｏ ｌ ｄ Ｓ ｌｄ Ｂｌ ｎ ｔ ｉ ｚ ｔｏ ｎ Ｃｒ ｓ ｏ ｅ ｏ ｉ ａ ｋｅ
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Ｊ Ａ ａ ＿ ｏ ，ＹＡＮＧ ｎ ｉ ，Ｚ ＯＵ ｈ — ｉ Ｘｉｏ ｂ Ｉ Ｙｏ ｇ ｗｅ Ｈ Ｚ ｉ ｗｅ ，Ｊ ＮＧ ｎ － ｉ ｇ ，ＦＥ Ｉ Ｘｉ ｇ ｑ ｎ ＮＧ ｉ ｉ ｇ Ｋａ — ｎ ｍ
聚 变 堆 交叉 冷 却 固态 包 层 中子 学设 计 优 化
贾小波 ， 杨永伟 ， 周志伟 ， 经荥清 ， 冯开明
（．清 华 大 学 核 能 与新 能 源技 术 研 究 院 ， 京 １ 北 １ ０ ８ ；．核 ２业 西南 物 理 研 究 院 ， ００４２ １ ２ 四川 成 都 ６ ０４ ） １０ １
摘 要 ： 对 聚 变 堆 固 态 包 层 设 计 路 线 ， 出 了一 个 交 叉 排 列 氦 冷 固 态包 层 概 念 。设 计 采 用 Ｂ 、 ｉ ｉ ３ 针 提 ｅ Ｌ２ ０ 分 Ｔ 层 球 床 。两 种 尺 寸 的氦 气 冷 却 管 道 交 叉 排 列 ， 两 个 回路 同 时 冷 却 ， 分 以增 加 系统 安 全 可 靠 性 。分 析 比较 了 ４种 。 ｉ 集 度 布 置 方 案 结 果 表 明 ： 向 远 离第 一 壁 降 低 。 ｉ 集 度 较 为 合 理 ， 近第 一 壁 的增 殖 层 Ｉ富 径 Ｌ富 靠 Ｌ富 集 度 不 能 过 低 ， ｉ 以减 少 长 期 运 行 中 的消 耗 对 氚 增 殖 性 能 的 影 响 借 助 蒙 特 卡 罗 程 序 ＭＣ ＮＰ建 立 １． ５对 称 模 型 ， 堆 包 层 氚 增 殖 率 为 １ １６ 包 层 寿 期 内 产 氚 性 能 稳 定 ， 包 层 寿 命 运 行 时 间 内 的 １２。 全 ．７， 在
聚变裂变混合发电堆水冷包层热工水力学设计分析_金鸣
第30卷 第1期核科学与工程Vol.30 No.1 2010年 3月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Mar. 2010聚变裂变混合发电堆水冷包层热工水力学设计分析金 鸣1.2,蒋洁琼1.2,刘松林1.2,王明煌1.2,柏云清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:一种以能量倍增为目标的聚变裂变混合发电堆(FDS2EM)概念已被提出,FDS2EM初步设计为可以产生约110GW的电功率,并能实现氚自持。
本文对FDS2EM水冷包层进行了热工水力学设计与分析。
设计采用了压水堆的成熟技术,并给出了典型的热工设计参数,通过对典型参数下包层的数值模拟分析,得出了温度场和应力场分布,初步证明了设计的工程可行性。
关键词:聚变;包层;混合堆;热工水力学中图分类号:TL6412 文献标志码:A 文章编号:025820918(2010)0120072206Thermal2hydraulics design and analysis of w ater2cooled energy production blanket for a f usion2f ission hybrid reactorJ IN Ming1.2,J IAN G Jie2qiong1.2,L IU Song2lin1.2,WAN G Ming2huang1.2,BA I Yun2qing1.2,WU Yi2can1.2,FDS Team1.2(1.Institute of Plasma Physics,Chinese Academy of Sciences,Hefei of Anhui Prov.230031,China;2.School of Nuclear Science and Technology,University of Science and Technology of China,Hefei of Anhui Prov.230027,China)Abstract:A concept ual design of f usion2fission hybrid reactor for energy p roduction, named FDS2EM(Energy Multiplier),was propo sed.It was preliminary designed to generate about an electricity power of about1.0GW wit h self2sustaining t ritium cycle.This cont ribution performed t he t hermal2hydraulics design and analyses for FDS2EM water2cooled blanket.The typical t hermal2hydraulics parameters were designed by using mat ure technologies of PWR,and temperat ure and stress analyses were carried out, according to typical parameters of t he blanket.The result s preliminarily demonst rated t he engineering feasibility of t he design.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;ITER计划专项项目作者简介:金 鸣(1984—),男,安徽人,博士生,现从事反应堆热工水力学研究27K ey w ords:f usion;blanket;hybrid reactor;t hermal2hydraulics 聚变2裂变混合堆作为纯聚变能提前应用的阶段具有诸如次临界安全性、充足的燃料、对聚变堆芯参数及包层材料要求低等优点[123],从而成为国内外的研究热点之一[4210]。
聚变驱动乏燃料焚烧堆氦冷包层中子学设计与分析
１ ０年 或 以 上
ａ ：增 殖 易 裂 变 钚 能 够 支持 １ＧＷｅ 水 堆 （ ４ ０ ｋ ） 数 ； 压 约 ０ ｇ 个
全 性 ， 于在 其 他类 型反 应 堆 中难 以使 用 的燃 对 料 ， 混 合 堆 中 都 能 使 用 。早 在 １ ５ 年 ， 在 ９４
Ｉ ｏｆ ｍｈ ｆ 等人 就提 出 了混 合 堆 的概 念 ， 最初 的 目 的主要 是为 了增 殖 核燃 料 ， ０世 纪 ７ ～ ８ ２ Ｏ ０年 代， 国际混 合堆研 究 进入 高潮 阶段 ， 了开展 增 除 殖 核 燃 料 的研 究 之 外 ， 继 又提 出 了用 混合 堆 相 产 能 和嬗变 核废 料 的概念 ］ 。我 国在 ８ ０年 代 中后 期也 开 始 了混合 堆 的研 究 工作 ， 一直 到 现
团队 王明煌 ， 蒋洁琼 ， 鸣 ， 新 ， 灿 ，Ｄ 金 袁宝 吴宜 Ｆ Ｓ
（．中国 科 学 院 核 能 安 全 技术 研 究 所 ， 徽 合肥 ２ ０ ３ １ 安 ３０１ ２ ．中 国科 学 技 术 大 学 核科 学 技 术 学 院 ， 徽 合 肥 ２ ０ ２ ） 安 ３ ０ ７
Ｂ ｒ ｉｇ 概 念 ｌ ， Ｄ － Ｆ 是 基 于 较 易 实 现 的 ｕ ｎｎ ） ｇ Ｆ ＳＳ Ｂ ］
聚变 和 裂 变技 术 ， 用 整 体 打包 后 处 理 得 到 的 利
乏 燃 料 在包 层 中实 现 能 量生 产 ， 料 嬗 变 和核 废
燃 料增 殖 的包层 概 念 。其 中子学设 计 目标 与原
Ｈ ｅ ｅ ｏ ｈ ｉＰｒ ｖ ２ ０ ２７ Ｃｈｉ ） ｆ ｉ ｆＡｎ ｕ ｏ ． ３ ０ ， ｎａ
Ａｂｓｒ ｃ ：Ｎｅ ｔ ｏ ｅ ｅ ｉ ｎｄ ａ ａ ｙ ｉ ｆｈｅ ｉ ｔａ ｔ ｕ ｒ ｎｉｓ ｄ ｓｇｎ ａ ｎ ｌ ｓ ｓｏ ｌｕｍ— ｏ ｅ ｐｅ ｕｅ ｕｒ ｎｇ ｂ ａ ｅ ｏｒ ｃ ｏｌｄ ｓ ｎｔｆ ｌｂ ｎｉ ｌ ｎｋ ｔｆ ａ ｆ ｉ ｎ ｄｒｖ ｎ ｓ ｂ ｃ ｉｉ ａ ｙ ｔ ｍ ｒ ｅ ｆ ｒ ｄ ｔ ｎｓ ｅ ｔ ｅ ｓ ｔ ｍ ｂ ｅ ｔ ｅ ｔ ｕｓｏ ｉ ｅ ｕ ～ ｒｔｃ ｌ ｓ ｓ ｅ ａ ｅ ｐ ｒ ｏ ｍｅ ｏ ｅ ｕｒ ｈ ｙｓ ｅ ｂｅ ａ ｌ ｏ ｍ ｅ ｔ ｅ ｕｉｅ ｅ ｓ ｆ ｎ ｒ ｐｒ ｄｕ ｔｏ （＞ １ ＧＷ ｅ），ｍｏ ｅ ｕｅ ｂｒ ｅ ｎ ｈｅ ｒ ｑ ｒ ｍ ｎｔ ｏ ｅ ｅ ｇｙ ｏ ｃｉｎ ｒ ｒ １ ｅ ｄｉ ｇ，ｍｏ ｅ ｒ ｗａ ｔ ｓｅ ｔａ ｍ ｕ ａ ｉｎ ｎ ｌ ｎｇ ｒ ｎｓ ｔ ｔｏ ａ ｄ ｏ ｐｅ ｉ ｄ ｕｎ ｒｏ ｒ ｗｉｈ ｄ ｅ ｓ ｃ ｉｉ ａ （Ｋ ｆ＜ ０ ｔ ｅ ｐ ｕｂ ｒｔｃ ｌ ｆ ．９ ５），ｔ ｉｉ ｒｔｕｍ ｓ ｔ ｉ ｂ ｅ， ｅ ｓ ａ ｌ ｏｗｅ ｎ ｉｙ （ １ ０ ｕｓ ａｎａ ｌ ｒ ａ ｏｎ ｂ ｅｐ ｒｄｅ ｓｔ ＜ ０ Ｍ Ｗ ・ｍ ）， ｗｈｉｈ ｉ ｓ ｄ ｏ － ｈ ｎｕ ｃ ｓｂａ ｅ ｎ １ Ｄ ｕｒ ｐ ｃ ｌｕｌ ｔｏｎ ｔ ｏ ｅ ｄ ｖ ｌ ｐｅ ｏｄ ｓ ａ ＢＵ Ｓ ａ ｈｅ ｄ ｔ ｉ ｒ ｒ ａ ｃ ａ ｉ ｓ ｗｉｈ ｈ ｍ — ｅ ｅ ｏ ｄ ｃ ｅ Ｖｉ ｕ ｌ ｎｄ ｔ ａ ａ ｌｂ ａ ｙ ＨＥＮＤＬ． Ｋｅ ｒ ：ｓ ｎｔｆ ｅ ｕｒ ｉ ｙ ｗｏ ｄｓ ｐｅ ｕ １ｂ ｎ ｎｇ；ｆ ｓｏｎ；ｆｓ ｉ ｎ；ｂｌ ｎ ｔ ｕｉ ｉ ｓｏ ａ ｋｅ ；ｎｅ ｔ ｏ ｃ ｕ ｒ ｎｉｓ
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
聚变裂变混合堆嬗变包层中子学研究
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
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第３ ６卷
第 １ １期
西 安
交 通
大
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
ａ ｊ ｓｅ ｎ ｈ ｒｎ ｍｕ ａｉｎ ｒｔ ａ ｌｏｒ ａ ｈｈｇ ａｕ ｕ ｏ ｔ ｅｈ ｒ ｅ ｔｏ ｐ ｃｒ． ｄ ｔｄａ ｄ ｔ ｅｔａ ｓ ｔｔ ａｅｃｎ ａｓ ｅ ｃ ｉｈ ｖ ｌ ｅｄ ｏｔ ｈ ａ ｄ ｎ ｕ ｒ ｎ ｓ ｅ ｔａ ｕ ｏ Ｋｅｗｏｄ ：ｔａ ｓ ｔ ｔ ｎｂａ ｋ ｔ ｆ ｓ ｎ ｆ ｓｉｎｈ ｂ ｉ ｅ ｃｏ ； ｅ ｔｏ ｉｓ ｙ ｒ ｓ ｒ ｎ ｍｕａ ｉ ｌ ｎ ｅ ； ｕ ｉ — ｉ ｏ ｙ ｒｄ ｒａ ｔｒ ｎ ｕ ｒ ｎｃ ｏ ｏ ｓ
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【摘要】利用蒙特卡罗程序和自主开发的蒙特卡罗-燃耗耦合程序MOCouple-s,对北京应用物理与计算数学研究所提出的聚变-裂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殖因数、能量倍增因子、氚增殖比、中子源强度等堆芯参数进行了比较,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,除个别核素外,偏差很小,表明所采用的计算程序与核参数库一致性良好.对核参数库的选择、铀水体积比等对燃耗计算结果的影响进行敏感性分析,并对外中子源驱动的次临界堆芯的燃耗计算进行详细讨论,提出可行的燃耗计算基准.%The comparative study on fusion-fission hybrid spherical model proposed by the Institute of Applied Physics and Computational Mathematics was performed with Monte-Carlo code and MOCouple-s code. Comparisons of reactor parameters, such as neutron effective multiplication factor, energy multiplication factor, tritium breeding ratio and neutron source intensity, were made. The results agree well with the reference as a whole. The concentrations of important isotopes were also compared in detail. Most of the biases are very small except a tiny fraction of the iotopes. It proves that both codes and nuclear data library have very good consistency. In calculation of the model used, the burnup sensitivity of nuclear data and uranium-water ratio employed in the simulation model were analyzed. For such a fixed external source driven subcritical reactor core, detailed discussion was made about the burnup calculation method, and a feasible burnup calculation benchmark was proposed.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)003【总页数】5页(P277-281)【关键词】混合堆;球模型;对算研究;燃耗;铀水体积比【作者】邵增;程和平;刘国明【作者单位】中国核电工程有限公司,北京 100840;中国核电工程有限公司,北京100840;中国核电工程有限公司,北京 100840【正文语种】中文【中图分类】TL46核能已成为世界范围内的一种重要经济能源，其技术发展受到国家高度重视。
中国聚变工程实验堆氦冷固态包层结构设计与热工水力分析研究
中国聚变工程实验堆氦冷固态包层结构设计与热工水力分析研究中国聚变工程实验堆(CFETR)是一个介于国际热核聚变实验堆(ITER)与未来聚变示范堆之间的聚变实验装置,目前正处于设计阶段。
CFETR的主要目标是为了实现聚变功率为50-200MW长脉冲或稳态运行,验证聚变堆氚自持,探索远程操作技术以及获得示范堆级别聚变电站许可文件的技术途径。
包层是CFETR的核心部件之一,要求在CFETR提供的有限空间内获得较高的氚增殖性能以满足堆的氚自持要求,这使CFETR包层设计具有很大挑战性。
本论文的主要工作是基于CFETR设计了一种产氘性能较好,并且结构比较简单、冷却剂压降比较小的氦冷固态包层结构,对典型包层模块进行了热工水力学分析研究,初步评估了包层设计方案的合理性,同时对包层的结构以及热工水力学性能进行了优化,将为包层的进一步设计研究提供重要基础和参考。
对典型包层模块进行了详细结构设计和热工水力学分析。
采用多层U形球床作为氚增殖区结构,使包层结构更加简单。
提出紧凑型气体联箱设计,为包层氚增殖区争取了更多空间,有利于提高包层氚增殖性能。
部件内流道布置方式简单灵活,并且冷却剂的压力损失比较小。
基于包层结构设计,三维中子学初步分析结果显示目前包层方案能够满足CFETR氚自持要求。
根据中子学计算提供的热源数据,从部件的冷却需求、冷却剂的冷却效果和包层结构的复杂程度等方面考虑,建立了氦气在包层模块内的流动方案,并分析了各部件流道内氦气的质量流率、温度和压降。
采用理论分析与有限元数值模拟相结合的方法评估了典型包层模块的热性能。
分别考察了在第一壁面向等离子体的壁面受到平均和最大表面热流作用时包层模块的温度分布,结果显示即使第一壁承受最大表面热流作用,包层模块各区域的温度分布也能够满足材料许用温度限制,由此验证了包层冷却方案的合理性。
最后,从热工安全的角度分别分析了氦气流量损失和聚变功率失常激增对包层温度性能的影响。
利用计算流体动力学软件对典型包层模块氦气联箱的氦气流量分配进行了分析。
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。
Z-pinch驱动的聚变裂变混合堆次临界包层传热研究.doc
Z-pinch驱动的聚变裂变混合堆次临界包层传热研究聚变裂变混合堆综合了聚变、裂变技术,取长补短,是实现核能可持续发展的重要途径。
Z-FFR(Z-Pinch Driven Fusion-fission hybrid reactor)利用
Z-Pinch聚变技术,设计稳定脉冲式燃烧的聚变装置作为中子源,驱动以水作冷
却剂的次临界裂变包层,包层释能有很强的脉冲特性,急速超强的功率脉冲可能引发非傅里叶热传导效应,导致传热恶化,必须开发包含非傅里叶热传导模型的程序评估其对次临界包层热工安全特性的影响。
本文以此为背景,对Z-FFR次临界包层开展了传热分析,主要包括以下内容：(1)推导了含有内热源的非傅里叶热传导控制方程,讨论了与经典传热理论的区别,建立了次临界包层传热分析的数学模型。
(2)利用有限容积法开发了包含非傅里叶传热模型的计算程序,采用二阶隐式离散格式及双时间步进方法求解非定常问题,通过算例分析,验证了程序的可靠性。
(3)在归纳次临界包层热源特性及明确包层结构的基础上,开展了Z-FFR
次临界包层的瞬态传热分析,给出了包层各区域温度稳定周期性变化的建立时间,指出了热点的径向位置及形成时间,展示了次临界包层及第一壁径向温度场在周期内的变化过程,根据二维径向模型的温度场及能量守恒原则,计算了冷却剂出口的平均温度,并初步采用W-3公式得到了DNBR,验证了次临界包层的安全特性,对管道堵塞事故进行了分析,在8.3%堵管率情况下,次临界包层仍处于安全状态,最后讨论了弛豫时间对次临界包层温度场的影响,极大的弛豫时间会放大热源波动项的贡献。
聚变—裂变混合能源堆含钍燃料包层中子学研究
聚变—裂变混合能源堆含钍燃料包层中子学研究钍资源在地壳中的储量是铀资源的3倍多,聚变-裂变混合能源堆(FFHR)由于具有强的聚变中子源,可以高效地把232Th转换成易裂变核233U,此种路径将有效的扩充现有核燃料的资源。
由于混合堆包层具有较高的能量放大能力,与纯聚变能源堆相比FFHR其对托克马克装置聚变参数的要求低近一个量级,目前国际热核聚变实验堆(ITER)的堆芯参数就可以满足要求,FFHR可以提前应用聚变能。
但纯钍燃料装载的FFHR存在的问题是运行初期能量放大倍数M很低,这会对聚变功率和聚变增益(Q)提出更高的要求,而这在短期内难以实现。
为实现堆内钍燃料的高效利用,本文的目标是研究FFHR在仅使用天然钍/铀燃料并保持较高的能量放大倍数(M≥6)和氚增殖比(TBR≥1.05)的前提下,达到较高的233U增殖能力,同时将增殖的233U在堆内烧掉,实现钍-铀燃料自持循环的设计方案。
在上述目标下,本文围绕混合能源堆含钍燃料包层开展中子学研究,包层的燃耗计算采用清华大学核研院开发的输运燃耗程序COUPLE2.0,主要内容包括:1.基于ITER堆芯参数建立的简化二维D字型包层模型计算结果,创新性地提出了一种可实现上述目标的基于环向或极向交叉布置策略的水冷包层方案。
包层由独立的钍燃料和铀燃料模块构成,两种燃料模块在包层的环向进行交叉布置。
堆芯首炉优化后环向可支持60%钍燃料模块体积份额,20年末时,将铀模块替换成新的天然钍燃料模块,第二炉堆芯在60年的燃耗时间内可烧掉90吨的232Th。
2.建立了FFHR水冷三维模型并与二维模型进行了对比,获得二维模型的参数M及TBR比三维模型偏高10%左右的结论。
对钍铀燃料模块极向交叉布置的三维水冷包层进行了优化,得到较佳233U增殖性能的首炉布置方案。
20年末时,三维模型同样可以过渡到全钍燃料装载的第二炉堆芯。
为提高首炉堆芯233U的增殖速率,以降低首炉到第二炉的过渡时间,还研究了采用抑制裂变、氦气冷却和熔盐冷却的钍模块方案,各方案233U增殖速率分别是水冷方案的2、2.5和3.2倍。
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
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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
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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
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-裂变混合堆调研报告
降低其失效率。
3. 从各安全系统的重要度考虑, 最重要的是紧急电源系统, 它影响着其 余一系列系统的功能。因此, 在设计中应保证该系统具有高度的可靠 性。
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停堆后放射性活度及余热
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混合堆与轻水堆组合系统
混合堆与轻水堆组合系统是用混合堆生产星堆(如压水堆)消耗核燃料，生产能量M 混合堆可设计
虽然降低了材料需求，但是现有材料依然无法满足需求；
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； 现阶段还没有廉价且运行稳定的聚变中子源；
强磁场环境中对冷却剂的选择有着不小的限制。
19
"Energy may well be the problem of the age. And what is the solution? Bringing the Sun to Earth." —Dr. Edward Moses, director of the National Ignition Facility at Lawrence Livermore National Laboratory
中氢弹的原料。此前的高放射性核废料均置于深埋或封存留待处
理状态。
3
混合堆简介
混合堆不论是以增殖裂变燃料为主, 还是以发电为主(这可以通过不同
的包层配方来实现), 总可以使聚变功率放大20 倍以上。
混合堆包层产生裂变能越多,包层能量倍增因子越大,对聚变驱动器的 要求可以降低得越多,有利于提前实现聚变能利用. 据估计混合堆可以
6
国内外混合堆型
FDS-I 国 内
FDS-II
FDS-FB
FDS-EM
中国聚变工程实验堆氦冷固态包层结构设计与热工水力分析研究
中国聚变工程实验堆氦冷固态包层结构设计与热工水力分析研究中国聚变工程实验堆(CFETR)是一个介于国际热核聚变实验堆(ITER)与未来聚变示范堆之间的聚变实验装置,目前正处于设计阶段。
CFETR的主要目标是为了实现聚变功率为50-200MW长脉冲或稳态运行,验证聚变堆氚自持,探索远程操作技术以及获得示范堆级别聚变电站许可文件的技术途径。
包层是CFETR的核心部件之一,要求在CFETR提供的有限空间内获得较高的氚增殖性能以满足堆的氚自持要求,这使CFETR包层设计具有很大挑战性。
本论文的主要工作是基于CFETR设计了一种产氘性能较好,并且结构比较简单、冷却剂压降比较小的氦冷固态包层结构,对典型包层模块进行了热工水力学分析研究,初步评估了包层设计方案的合理性,同时对包层的结构以及热工水力学性能进行了优化,将为包层的进一步设计研究提供重要基础和参考。
对典型包层模块进行了详细结构设计和热工水力学分析。
采用多层U形球床作为氚增殖区结构,使包层结构更加简单。
提出紧凑型气体联箱设计,为包层氚增殖区争取了更多空间,有利于提高包层氚增殖性能。
部件内流道布置方式简单灵活,并且冷却剂的压力损失比较小。
基于包层结构设计,三维中子学初步分析结果显示目前包层方案能够满足CFETR氚自持要求。
根据中子学计算提供的热源数据,从部件的冷却需求、冷却剂的冷却效果和包层结构的复杂程度等方面考虑,建立了氦气在包层模块内的流动方案,并分析了各部件流道内氦气的质量流率、温度和压降。
采用理论分析与有限元数值模拟相结合的方法评估了典型包层模块的热性能。
分别考察了在第一壁面向等离子体的壁面受到平均和最大表面热流作用时包层模块的温度分布,结果显示即使第一壁承受最大表面热流作用,包层模块各区域的温度分布也能够满足材料许用温度限制,由此验证了包层冷却方案的合理性。
最后,从热工安全的角度分别分析了氦气流量损失和聚变功率失常激增对包层温度性能的影响。
利用计算流体动力学软件对典型包层模块氦气联箱的氦气流量分配进行了分析。
混合能源堆包层中子学初步概念设计
金的密度取为理论密度的 ８％， １．ｇ ｍ ， ５ 即 ３ ｃ 以 ５／ 此模拟燃料元件内容纳裂变产物的空腔对中子学 的影响。产氚区 Ｌ４ｉ４ ｉ Ｏ 小球体积填充率为 ０ ， Ｓ ． ６ 等效密度 １ ４ ／ Ｌ 丰度为 ９％；燃料包壳 ． ｃ ，。ｉ ３ｇｍ ０ 采用 ｚ４合金 ：Ｚ ７９ ％、Ｓ ．９ ｒ ｒ ．１ ９ ｎ１ ％、Ｆ ．％。 ５ ｅ ５ ０
不高于 ５０ＭＷ，包层燃料采用 Ｕ ｒ ０ Ｚ 合金形式 ， 轻水作冷却剂。这种堆型可望在 国际热核聚变实 验反 应 堆 （Ｔ Ｒ）。 验成功 后 得 到发 展 。 ＩＥ 试
２ 能源堆包层中子学初步概念设计
２ １ 设 计思 路和方 法 ．
’
２１ 设计思路 ．． １
在期望实现氚增殖 比 （ Ｒ ）
大于 ｌ 的前提下， 能有比较大的 值 ， 使得能源 Ｔ Ｒ 设计 中保持寿 铀 、贫铀或钍 ；按照能谱和铀装量不同又可分为 堆对聚变功率的要求不高于 ＩＥ 。 ，这样较长时间内系统各 快裂变与抑制裂变 ２ 。 种 快裂变能量放大倍数（ ） 期初燃料增殖 比大于 ｌ 较大 ， 增殖能力强 ，但燃料平均浓度低 ，每年的 项指标不会下降 ，有利于延长换料周期 。能源堆 后处理量多达几百 吨至千吨 ；抑制裂变增殖能力 卸下的乏燃料只需去除裂变碎片便可重新人堆 ， 也可以和贫铀掺混给新堆供料。这种设计无需铀 较弱 ，但燃料平均浓度高 ，年后处理量则在百吨 左右【 ２ 】 。抑制裂变一次换料可将燃料富集到适合 浓缩 ，也不涉及铀钚分离 ，简化了后处理。
料的干法快速后处理 ，这有利于提高能源堆的竞 争力。轻水冷却 主要是考虑到技术成熟 ，风险较 小 。 ｕ 的裂变截面和 的产氚截面在热能区
远大于高能区，因而适当的慢化对提高 和 Ｒ 是有利 的。为减少轻水对高能中子慢化的不利影 响 ，采 用 了欠慢 化设 计 。 ２２ 能源堆 包 层计 算模 型 ＿ 能源堆包层计算模型如图 １ 所示。聚变堆芯
聚变堆混和球床包层中子学和热工水力特性研究
ｃ ｍｐ ｔｂ ｌ ｙ ｗａ ｄ ｐ ｅ ｏ ａｉ ｉｉ ｓ ａ ｏ ｔ ｄ， ａ Ｓ Ｃ ａ ｓ ｒ ｃ ｕ ｅ ｔ ｎｄ ｉ ｓ ｔｕ ｔ ｒ ｍａ ｅ ｉ１ ｔ ｒａ ｗｈｉｈ ａ ｅ ｄｕ ｅ ｉ ｈ ｅ ｅ ａ ｃ ｃ ｎ ｎ ｒ ｈ ｇ ｔｍｐ ｒ－ ｔ ｒ ｏ ｎ ｒ ａ ｉ ｇ ｔ ｅ ｐ ｒ ｔ ｒ ｌｕ ｏ ｌ ｔ Ｃａ ｃ ａ ｉ ｎ ｒ ｓ ｔ ｈｏ ｔ ｔ ｔ ｅ ｕ ｅ ｆ ｒ ｉ ｃ ｅ ｓ ｎ ｈｅ ｔ ｍ ｅ ａ ｕ ｅ ｏｆｈｅ ｉ ｍ ｕｔｅ ． ｌ ｕｌｔｏ ｅ ｕｌｓ ｓ ｗ ｈａ ｈ
聚 变 堆 混 和球 床 包 层 中子 学和 热 工水 力特 性 研 究
贾 杨永伟 ， 小波 ， 周志伟 ， 经荥清 ， 冯开明
（．清 华 大 学 核 能 与 新 能 源 技 术 研 究 院 ， 京 １ 北 ２ ．核 工 业 西 南 物 理研 究 院 ， ｔ 成 都 ｇ川 １ ０８ ； ０ ０ ４ ６０４） １ ０ １
Ｊ Ａ ａ — ｏ Ｉ Ｘｉｏｂ ，ＹＡＮＧ ｎ — ｉ Ｙｏ ｇ ｗｅ ，Ｚ ＯＵ ｈ— ｉ，ＪＮＧ ｎ — ｉ ｇ ，Ｆ Ｈ Ｚ ｉ ｗｅ Ｉ Ｘｉ ｇ ｑｎ ＥＮＧ ｉ ｉｇ Ｋａ— ｎ 。 ｍ
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第 ４卷 第 ５ ｔ １ ５
２０ 年９ ０ ７ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ ． １ ＮＯ ５ １４ ， ．
聚变-裂变混合堆系统在能源战略中的地位及其设计中若干问题的分析
聚变-裂变混合堆系统在能源战略中的地位及其设计中若干问
题的分析
刘成安;师学明
【期刊名称】《计算物理》
【年(卷),期】2010(27)3
【摘要】简要描述聚变-裂变混合堆在长期能源发展战略中的地位,着重计算分析具有不同类型的聚变堆芯和包层的混合堆生产电能和可裂变核燃料的能力,研究不同类型聚变-裂变混合堆与其支持的卫星堆(如压水堆)组合燃料循环系统生产电能的能力.指出以天然铀或贫化铀为燃料,水冷却的包层设计是一种经济可行、技术风险较小的设计方案.
【总页数】6页(P433-438)
【关键词】驱动等离子体的效率;造钚率;造氚率;卫星堆
【作者】刘成安;师学明
【作者单位】北京应用物理与计算数学研究所
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.提升积分实验水平支撑新型核能研发——中国工程物理研究院核物理与化学研究所校验聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的中子学积分实验研究成果 [J], 刘荣
2.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 [J], 刘成安;师学明
3.聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究 [J], 邵增;刘国明;程和平
4.铀基聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元力学分析 [J], 刘志勇;曾和荣;王少华;郭海兵;马纪敏
5.聚变-裂变混合堆液态锂铅包层中氚提取系统设计 [J], 谢波;胡睿;刘云怒
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摘要： 主要 针 对 聚 变 裂 变混 合 发 电堆 Ｆ Ｓ Ｅ 水冷 包 层 的能 量倍 增 因 子 Ｍ 和 氚 增 殖 率 Ｔ Ｒ 等 中 子 学 Ｄ－Ｍ Ｂ 参数 进 行 优化 计 算 。Ｆ Ｓ Ｅ 包层 主要 设 计 目标 是 在 氚 自持 的 基 础 上 获 得 约 １ＧＷ 的 电 功 率 ， 且 尽 Ｄ —Ｍ 并 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 （ 水 堆卸 出 的废 料 钚 、 系 加 上 压 锕 贫 铀 ） 为 裂 变燃 料 ， 够 实 现 氚 自持 、 量倍 增 因子 约 为 ９ 作 能 能 Ｏ等设 计 目标 ， 连 续 运 行 至 少 １ 且 Ｏ年不 换料
（ ． ｎ ｔｔ ｔ ｆＰｌ ｓ ｙ ｉ ｓ １ Ｉ ｓ ｉｕ ｅ ｏ ａ ｍａ Ｐｈ ｓｅ ，Ｃｈ ｎｅ ｅ Ａｃ ｄ ｍｙ ｏ ｃｅ ｃ ｓ ｉ ｓ ａ ｅ ｆＳ ｉｎ ｅ ，Ｈｅ ｅ ｆ Ａｎ ｉ ｏ ． ２ ０ １ ｆ ｉ ｈｕ ｏ Ｐｒ ｖ ３ ０３ ，Ｃｈ ｎ ｉａ ２ Ｓ ｈ ｏ ｆＮｕ ｌ ａ ｃｅ ｃ ｎ ｃ ｏ ｏ ｙ，Ｕｎ ｖ ｒ ｉｙ ｏ ｉｎ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｏ ． ｃ ｏ ｌｏ ｃｅ ｒ Ｓ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈｎ ｌ ｇ ｉ ｅ ｓｔ ｆＳｃｅ ｃ ｎ ｃ ｎ ｌ ｇ ｆＣｈｉａ， ｎ Ｈｅ ｅ ｆＡｎ ｕ ｏ ． ２ ０ ２ ｆ ｉｏ ｈ ｉＰｒ ｖ ３ ０ ７，Ｃｈ ｎ ） ｉ ａ
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第 ３ ｏ卷
２１ ０ ０年
第 １期
３月
核 科 学 与 工 程
Ｃｈｉ ｓ ｕｒ ｌｏ ｕ ｌａ ｉ ｎ ｅ ａ ｇｉ ｅ ｒｎｇ ｎｅ ｅＪ ｏ ｎａ ｆＮ ｃｅ ｒＳｃｅ ｃ ｎｄ Ｅｎ ｎ ｅ ｉ
Ｖｏ ＿ ０ ＮＯ ｌ３ ．１
Ｍａ． ｒ ２ １ ０ ０
聚 变 裂 变 混 合 发 电堆 水 冷 包 层 中 子 学 设 计 分 析
蒋洁琼 ， 王明煌 ， 忠Ｌ 邱岳峰Ｌ ， 。陈 ， 。刘金超Ｌ ， 吴宜灿Ｌ ，Ｄ Ｆ Ｓ团队 Ｌ
（ ． 国科 学 院 等离 子 体 物 理研 究 所 ， １中 安徽 合 肥 ２ ０ ３ ； ３ ０ １
２ 中 国科 学 技术 大 学 核科 学技 术 学 院 ， 徽 合肥 ２０ ２ ） ． 安 ３０ ７
的 中 子学 方 案 。
关键词： 聚变 ； 包层 ； 合堆 ； 子学 混 中 中 图分 类 号 ： １ ３ ＴＩ ． ６ 文 献 标 志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ２ ８０ １ （ ０ ０ ０ — ０ ０ ０ ０ ５ ～ ９ ８ ２ １ ） １ ７ —７ ０
Ｎ ｅ ｔ ｏ ｅ ｅ ｉ ｎ ａ ｄ ａ ｌ ｓｓ ｏ ｔ ｒ ｃ ｏ ｅ ｎ ｒ ｙ ｕ ｒ ｎｉ ｓｄ ｓ ｇ ｎ ｎａ ｙ ｉ ｆｗａ ｅ — ｏ ｌ ｄ ｅ ｅ ｇ
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