聚变驱动次临界堆概念设计研究  

Conceptual design study on the fusion-driven sub-critical system

作　　者：吴宜灿[1] 柯严[1] 郑善良[1] 汪卫华[1] 储德林[1] 黄群英[1] 刘晓平[1] 许德政[1] 王红艳[1] 黄德所[1] 朱晓翔[1] 高纯静[1] 李静惊[1] 陈义学[1] 吴斌[1] 汪太平[1] 柏云清[1] 章毛连[1] 刘松林[1] 罗月童[1] 刘萍[1] 李春京[1] 李强[1] 童莉莉[1] 翁晓毅[1] 吴磊[1] 王祥科[1] FDS课题组 

机构地区：[1]中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031

出　　处：《核科学与工程》2004年第1期72-80,共9页Nuclear Science and Engineering

基　　金：国家自然科学基金(10175067;10175068;10375067;19385004;19985004);中科院知识创新工程;"百人计划"项目

摘　　要：在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。A conceptual design of the Fusion-Driven Sub-critical System (FDS) is presen- ted, which consists of the fusion neutron driver with feasible plasma parameters and the multifunctional blanket (DWTB) used to transmute long-lived nuclear wastes, to breed nuclear fuels such as tritium and plutonium and to generate energy. The overview of the current status and main reference parameters of the FDS design is given including the design principles and engineering constraints of core plasma physics, blanket neutron- ics, blanket thermal-hydraulics and safety & environmental impact etc.

关 键 词：聚变堆 次临界堆 概念设计 托卡马克实验装置 参数设计 安全性能 

分 类 号：TL64[核科学技术—核技术及应用]