次度小型核聚变反应堆繁衍反应堆是什么（求资料）

来源：蜘蛛抓取(WebSpider) 时间：2020-07-08 07:58 标签： 小型核聚变反应堆

国际热核小型核聚变反应堆实验反应堆(International Thermonuclear Experimental Reactor简称ITER)，这是一个超大型、极其复杂并耗资巨大的物理实验如果这项实验取得成功，它将决定未来发电站的命运还将为减少全浗温室气体排放做出巨大贡献。

ITER 实验的目的是验证人们一个由来已久的梦想：让太阳内部以及氢弹爆炸中的核小型核聚变反应堆和原子反應变得可控再利用其发电。反应堆产生的不是电力而是热量。如果试验成功反应堆产生的能量将大于消耗的能量。

到目前为止小型的核小型核聚变反应堆实验还达不到这一效果。与化石燃料发电站不同核发电没有温室气体排放，也就不会对气候产生影响目前的核反应大多是原子裂变而非小型核聚变反应堆，而核小型核聚变反应堆反应发电则不会产生核裂变的危害

国际热核小型核聚变反应堆实驗反应堆项目的设计和建造费用预计将达到 200 亿欧元(按照当前汇率大约是 220 亿美元)。但在某些参与国家(比如美国)由于其劳动力成本较高，制慥某些部件的成本也会更高美国在这个项目的最终投入预计将达到 40 亿美元，其中包括一个大型的中央电磁场据说这一电磁场足以举起┅架飞机。

与裂变能相比小型核聚变反应堆能具有燃料丰富、燃料价格低廉、环境污染小、运行安全可靠、反应释放的能量大等突出优点。受控核小型核聚变反应堆主要为T-D（氘-氚）反应要求小型核聚变反应堆粒子有上亿度的温度、较高密度和足够长的约束时间

小型核聚变反应堆堆中主要的核反应为：D+T→α+n+17.59MeV，其中D、T分别为氖核和氖核在小型核聚变反应堆过程中放出约17.59MeV的能量，反应生成的Q粒子(氦核)的能量约为3.5MeV

小型核聚变反应堆反应堆能够持续维持尛型核聚变反应堆反应并能利用小型核聚变反应堆能和中子的装置 简称小型核聚变反应堆堆。现时小型核聚变反应堆堆已经进入工程研究设计阶段。第一个小型核聚变反应堆堆将是实验性小型核聚变反应堆堆可望在2010～2020年建成

核小型核聚变反应堆；T-D（氘-氚）反应
高温等離子体控制、材料等

小型核聚变反应堆堆是由小型核聚变反应堆实验装置的基本组成加上堆的包层/屏蔽部件构成的。包裹着环形堆芯等离孓体的是关键的核岛部件；包层和偏滤器它们处在环形真空室内。套在真空室外面的是多个产生环向磁场约束等离子体的环向场线圈(TFC)TFC外面围着若干个同轴心的线圈环，它们产生约束等离子体的极向磁场称为极向场线圈 (PFC)

为了便于维修和更换，包层和偏滤器是由多个模件組成的包层模件通过真空室上端的垂直通道进出，偏滤器模件则经下端的偏滤器抽气通道更换它们的冷却剂管道主要也要从这些通道進入。磁场线圈采用超导体需要足够的屏蔽以避免受到来自堆芯过量的辐射损伤，为此设置了TFC的屏蔽层在小型核聚变反应堆堆的周围，布置有等离子体工程系统以维持持续的小型核聚变反应堆反应这些系统包括真空、等离子体加热、电流驱动、小型核聚变反应堆燃料添加、燃料余灰排出以及等离子体测量和控制等。今天的小型核聚变反应堆等离子体实验装置已经具备这些系统只是由于小型核聚变反應堆堆的等离子体参数更高，需要更强大的等离子体工程系统

这是小型核聚变反应堆堆的关键部件其有效厚度一般约为半米。小型核聚變反应堆中子携带的能量在这里沉积由冷却剂带到堆外。通过中子与氚增殖剂的核反应产生氚以补给小型核聚变反应堆燃料在包层中還可以进行小型核聚变反应堆中子的各种应用：放置转换原料U-238或Th-232，可以生产易裂变燃料;放置长寿命放射性核废物可以嬗变处置这些核废粅等。包层的材料组成主要是结构材料、氚增殖剂和冷却剂结构材料有不锈钢、铁素体钢、钒基合金和陶瓷纤维复合材料等;氚增殖剂有液态金属锂、锂铅共熔体和各种含锂的固态氚增殖剂如Li2O，LiAlO2等;冷却剂可用水、氦气、液态金属锂和锂铅共熔体等这些材料的组合加上结构形式不同，形成了各式各样的包层设计包层模件的前端是面向等离子体的第一壁。通过第一壁的小型核聚变反应堆中子能流密度(MW/m2)称为中孓壁负荷它与包层的结构材料和工程技术要求密切相关，是小型核聚变反应堆堆的一个重要参数

指直接面对等离子体的部件。主要有包层的第一壁和收集等离子体燃料余灰的偏滤器运行中的高温等离子体包含巨大的热能和大量带电粒子。等离子体处在动态平衡中一方面需要注入新的燃料粒子以及在等离子体中沉积的一部分小型核聚变反应堆反应能量加以补充。另一方面逸出的能量散布到面对等离子體部件的表面上而逸出的粒子则主要沿着等离子体外边界的磁力线收集到偏滤器靶板上，经由真空室下部的通道抽出由于等离子体中嘚能量和粒子数量很大，约束时间短打到部件表面上的能流和粒子流密度十分可观。一般第一壁上的能流密度约为MW/m2量级偏滤器靶板上峰值可达20MW/m2以上。因此称为高热负荷部件粒子流轰击这些部件表面产生严重的溅射损伤，加上高能中子的轰击排热和材料对第一壁是高難度的工程技术问题，对偏滤器则是挑战性的工程技术问题

研制小型核聚变反应堆堆的难点主要集中在高温等离子体控制、材料等问题仩。

高温等离子体的控制是人类科学技术史上最具挑战性的难题之一这要求一系列难度很高的技术：等离子体的稳定约束需要大体积强磁场、大体积超高真空和等离子体杂质控制等技术；等离子体密度的维持需要速度达10km/s氘氚燃料靶丸的连续注入以及小型核聚变反应堆反应餘灰的排出技术等。这些都是围绕小型核聚变反应堆等离子体研究发展起来的全新技术

堆材料问题是排在等离子体控制之后的第二个高難度技术问题。高能中子对材料产生的体损伤和高能离子产生的表面损伤是对材料的新的挑战而由于小型核聚变反应堆堆结构复杂，维修更换部件困难故要求部件具有较长的寿命。为了提高小型核聚变反应堆电站的热效率部件必需在高温下工作。这些要求大大增加了解决材料问题的难度

氘-氚小型核聚变反应堆堆是可接近性差的庞然大物。圆环形的等离子体必需处在真空室中为了形成所需的磁场位形，环形真空室外有多个TFC和PFC超导线圈它们都包在低温容器中。包层以及真空室、磁体屏蔽所需的大量冷却管道从四面八方通入真空室內。小型核聚变反应堆堆四周还需要若干个规模庞大的设备以提供加热、真空和添加燃料等可见要对真空室内的部件进行维修和更换相當困难。由于停堆以后堆内的放射性仍很强，维修需要远距离操作技术这是小型核聚变反应堆堆要求发展的一项独特技术，已经发展箌相当高的水平小型核聚变反应堆电站必需达到高的负荷因子。复杂的维修过程要满足这个要求难度很大。

提高小型核聚变反应堆电站的经济竞争力

典型的托卡马克小型核聚变反应堆堆包层的平均功率密度低又由于堆是环形结构，与同等功率规模的裂变堆相比小型核聚变反应堆堆需要大得多的材料用量，这导致建造投资大经济竞争力差，这些都有待大幅度地提高

建造小型核聚变反应堆反应堆需偠用到的材料包括堆的结构材料、氚增殖材料、冷却剂、超导材料、电绝缘材料等。其中最关键的是结构材料特别是构成面对等离子体嘚部件即第一壁和偏滤器靶板材料。结构材料是小型核聚变反应堆堆材料研究的重点

面对等离子体的部件在高能(14MeV)小型核聚变反应堆中子辐照、高能带电粒子轰击、高热通量条件(可达20MW/m

)下工作由此对这些部件的结构材料产生了很高的要求：由于小型核聚变反应堆堆结构复杂，維修困难要求这些材料能耐长时间的高能中子辐照，以保证高的电站负荷因子；在高能带电粒子轰击下溅射出的物质形成等离子体杂質，为此要求材料的电荷数低以保证等离子体有良好的能量约束；具有高的导热系数，以适应高热通量的要求；与冷却剂和氚要有良好嘚相容性等此外，与核裂变反应不同小型核聚变反应堆反应本身不产生长寿命高放射性产物，小型核聚变反应堆电站的放射性取决于尛型核聚变反应堆等离子体周围的结构材料选择感生放射性小、半衰期短的结构材料将使小型核聚变反应堆能源更加安全洁净。低感生放射性结构材料的研究是小型核聚变反应堆堆材料工作的一个重要方面

由于对结构材料要求很高材料研制工作仍然任重而道远

(1)奥氏体不鏽钢：具有广泛的应用经验和充足的数据基础，但是耐小型核聚变反应堆中子辐照性能差限制了能应用的工作温度，在300～400℃以下才能有較长的工作寿命因而只适用于近期的实验性小型核聚变反应堆堆，不适用于小型核聚变反应堆电站

(2)陶瓷纤维复合材料(Ceramic Fiber Composite，CFC)：具有耐中子輻照耐高能粒子溅射、感生放射性低、半衰期短，电荷数低等优点但高温下导热系数不够高，还不能满足小型核聚变反应堆电站的要求应用前景不容乐观。

(3)钒基合金：具有耐中子辐照性能强感生放射性低，半衰期短工作温度高等优点，它与液体锂的相容性好但其应用前景尚取决于锂冷却剂在强磁场下磁流体动力学阻力问题的解决。钒基合金与氦的相容性差不适于氦冷却的方案。

(4)钨等难熔合金：作为面对等离子体第一壁的材料有希望能在苛刻的工作环境下工作缺点是溅射物质的电荷数高，对等离子体能量约束有不利影响

单┅的材料难以满足多方面的要求，往往需要将几种材料复合起来近年来，复合材料的连接工艺研究取得了长足的进展梯度材料(gradient material)的研究吔在进展中。除了固体材料外人们在探索采用流动的液体材料如液体金属构造面对等离子体的第一壁。由于是流动的这种材料可以承受很高的热通量、强流高能中子和带电粒子的轰击等

耐高能中子辐照损伤是对小型核聚变反应堆堆材料的首要要求。与裂变堆中子比较尛型核聚变反应堆堆的高能中子对结构材料的级联位移损伤要严重得多。位移损伤用材料中平均每个原子移动了若干次数dpa (displacementper atom)来度量在裂变堆中dpa约达到10～20，而在小型核聚变反应堆堆中会达到100～200同时高能中子还与材料的原子核发生 (n，p)、(nα)等阈能反应， 产生氢、氦等气体导致材料的肿胀和脆化。小型核聚变反应堆电站要建立在可靠的材料辐照性能的数据基础上迄今，对小型核聚变反应堆堆材料的辐照性能研究主要采用裂变中子、电子、重离子辐射等进行模拟由于与小型核聚变反应堆中子在反冲核的能谱和阈能反应上存在较大差异，不足鉯提供可靠的数据基础小型核聚变反应堆能的实际应用迫切需要能考验小型核聚变反应堆堆部件的小型核聚变反应堆材料辐照装置，但甴于建造费用很高装置的建成尚需时日

  1. 小规模多途径原理性探索阶段(1950一1970)

  2. 科学可行性验证阶段(氖和氖燃烧点火装置试验，1990一2005)

  3. 工程技术可行性验证阶段(反应堆工程物理实验2006一2025)

国际上代表性的磁约束小型核聚变反应堆反应堆研究包括美国的ARIES系列、欧洲的PPCS系列、日本的SSTR系列、中國的小型核聚变反应堆裂变次临界堆研究以及国际合作的国际热核小型核聚变反应堆实验堆ITER计划等。这些研究涉及到小型核聚变反应堆能科学技术发展的各个方面包括实验堆和商用演示堆的设计研究、相关物理和技术发展以及相关的能源技术与经济战略研究等

国际受控核尛型核聚变反应堆研究进程

国际上核小型核聚变反应堆研究已持续了60年左右。受控热核小型核聚变反应堆研究分为惯性约束和磁约束两种途径磁约束的托卡马克装置成为唯一具有建造实验堆条件的受控热核小型核聚变反应堆途径

国际热核实验堆ITER是一个大型的国际合作项目，它的启动建造标志着小型核聚变反应堆研究进人了一个新的时代即小型核聚变反应堆研究已经进人小型核聚变反应堆能研究，而不是等离子体物理基础研究；小型核聚变反应堆工艺与材料开发研究已提高到与小型核聚变反应堆等离子体研究并行的水平它用以验证稳态燃烧等离子体物理过程和部分验证核小型核聚变反应堆工程可行性

我国受控核小型核聚变反应堆研究进程

我国受控核小型核聚变反应堆研究始于上世纪五十年代，进人规模化实验研究成果阶段从装置规模和达到的技术指标看，与国外先进水平相比有约10年左右的差距小型核聚变反应堆三乘积大约差1一2个数量级。西南物理研究院的环流器一号、2号装置和中国科学院等离子所的TH一7装置是我国进行受控核小型核聚变反应堆规模化实验研究的主要装置

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