GDT聚變中子源氚燃料循環(huán)初步設(shè)計與分析

孫新宇，王海霞，曾秋孫，賈江濤，魏世平，蔣潔瓊

(1.中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所 中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，安徽 合肥 230031；2.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)，安徽 合肥 230031)

GDT(Gas Dynamic Trap)是一種由中性束驅(qū)動的軸對稱線性磁鏡裝置，具有等離子體易實現(xiàn)穩(wěn)態(tài)運行、結(jié)構(gòu)簡單緊湊、技術(shù)實現(xiàn)難度較低、易升級與維護、氚消耗量低等特點[1-4]。目前，中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所(INEST，CAS)和俄羅斯科學(xué)院布德科爾核物理研究所(BINP，RAS)正在聯(lián)合研發(fā)基于GDT概念的穩(wěn)態(tài)氘氚聚變體積中子源，其建成后可作為聚變結(jié)構(gòu)材料或部件的測試平臺，也可用于研究核廢料的嬗變處理、次臨界堆的控制[3-5]。目前已完成GDT聚變中子源(GDT—FNS，GDT-based fusion neutron source)主體裝置的初步概念設(shè)計。

氚作為GDT聚變中子源的燃料之一，在自然界中的含量極少[6]，目前人們使用的氚都來于人工生產(chǎn)，價格十分昂貴(約30000$/gT)。氚燃料在真空室內(nèi)的燃燒份額很低，建立安全而高效的閉式氚燃料循環(huán)(TFC，Tritium Fuel Cycle)系統(tǒng)，一方面可以降低燃料的成本，提高氚燃料的經(jīng)濟性，另一方面也保障了裝置的安全運行[7]，保證了工作人員及周邊居民的安全性，是GDT聚變中子源的研發(fā)路線中的重要一環(huán)。

本文首先分析GDT裝置在氚燃料循環(huán)方面的特點，然后參考最新的國際熱核實驗堆ITER[8-10]與聚變示范電站DEMO[11,12]的設(shè)計，完成氚燃料循環(huán)方案的初步概念設(shè)計。結(jié)合平均滯留時間模型[13]，利用氚分析程序[14,15]，從氚燃料成本的角度(包括氚在系統(tǒng)內(nèi)的盤存量以及最小初始投料量等)出發(fā)，對方案的經(jīng)濟性進行初步分析，旨在為該裝置氚燃料循環(huán)方案的選取以及日后的實際工程應(yīng)用階段提供一定的參考。

1 GDT氚燃料循環(huán)特點

相比于ITER及DEMO等聚變堆，GDT聚變中子源在氚燃料循環(huán)方面的特點如下：

①氚燃料循環(huán)系統(tǒng)的運行規(guī)模較小。作為中子源裝置，GDT比ITER及DEMO的聚變功率小得多，使得氚在子系統(tǒng)間的質(zhì)量流較小，故而無需如ITER規(guī)模龐大的氚工廠。

②由中性束驅(qū)動GDT聚變中子源的運行。中性束注入系統(tǒng)(NBI)將混合比例為1∶1的氘氚燃料注入真空室，補充快離子區(qū)的氘氚粒子損失，為氘氚聚變反應(yīng)提供主要的反應(yīng)物。

③沒有包括氚增殖包層、氚提取系統(tǒng)在內(nèi)的燃料循環(huán)回路。GDT聚變中子源氚消耗量相對較低，沒有氚增殖包層，氚消耗可以通過商業(yè)氚來彌補，因此氚增殖和氚自持并不是其實現(xiàn)持續(xù)穩(wěn)態(tài)運行的先決條件。

2 GDT氚燃料循環(huán)系統(tǒng)概念設(shè)計

GDT氚循環(huán)系統(tǒng)主要包含兩大部分，即物料注入系統(tǒng)和氚處理系統(tǒng)。為保證裝置在3MW聚變功率狀態(tài)下穩(wěn)態(tài)運行，提出了三套GDT聚變中子源氚燃料循環(huán)方案，分別命名為GDT—TFC1、TFC2和TFC3。

2.1 物料注入系統(tǒng)

物料注入系統(tǒng)不僅需要補充真空室內(nèi)氘氚粒子的燃耗，還需補充隨雜質(zhì)氣體一起排出的燃料氣體，并且可以在啟動、運行和停止階段控制等離子體密度。本文考慮的物料注入系統(tǒng)包括加料系統(tǒng)和NBI。在裝置啟動階段之前，需先將外部供應(yīng)的氘氚燃料貯存到貯存與輸運系統(tǒng)(SDS)中的金屬儲氫床內(nèi)。然后，由SDS系統(tǒng)完成氣體分配，采用加料系統(tǒng)將燃料從兩端注入真空室，提供背景等離子體；采用NBI系統(tǒng)將混合比例為1∶1的高能氘氚離子注入真空室，補充靶等離子體的粒子損失。

目前在運的GDT裝置采用氣體注入技術(shù)作為主要的加料技術(shù)。鑒于氣體注入技術(shù)相對成熟、運行經(jīng)驗相對豐富，本文提出的三套氚燃料循環(huán)方案均考慮采用氣體注入技術(shù)作為主要的加料技術(shù)。由于氣體注入對快離子區(qū)(聚變反應(yīng)區(qū))幾乎沒有貢獻，僅能維持背景等離子體的密度，理論上可以采用純氘氣注入[16]。三套方案在加料上的區(qū)別在于注入物料配比的不同：TFC1方案的加料系統(tǒng)注入純氘氣，TFC2和TFC3方案的加料系統(tǒng)注入混合比例為1∶1的氘氚氣體。由于NBI系統(tǒng)提供了主要的氘氚聚變反應(yīng)物，因此TFC1方案的氚燃燒份額相對較高。

2.2 氚處理系統(tǒng)

本文考慮的氚處理系統(tǒng)包括6個子系統(tǒng)，分別是低溫泵、排灰氣處理系統(tǒng)(EPS)、同位素分離系統(tǒng)(ISS)、氣體除氚系統(tǒng)(A/VDS)、水除氚系統(tǒng)(WDS)和SDS系統(tǒng)。

相比于ITER裝置，GDT聚變中子源真空室內(nèi)的氚轉(zhuǎn)移到面向等離子部件(PFM)或測試組件中的比例更低[1]，絕大部分未燃燒的氘氚燃料將隨著雜質(zhì)氣體進入到氚處理系統(tǒng)進行處理，經(jīng)過一系列的分離純化后得到純凈的氘氚燃料，然后通過物料注入系統(tǒng)再次進入真空室進行燃燒。

TFC1和TFC2方案的氚燃料循環(huán)回路參考ITER氚燃料循環(huán)設(shè)計。低溫泵的主要功能在于等離子體排灰氣體的輸運，無法實現(xiàn)氘氚與雜質(zhì)氣體的分離。等離子體排灰氣體通過低溫泵進入EPS系統(tǒng)，實現(xiàn)氫同位素氣體和雜質(zhì)氣體的分離。除去雜質(zhì)的產(chǎn)品氣將被輸送到ISS系統(tǒng)進行氫同位素的分離，處理后得到純凈的燃料氣體輸送到SDS系統(tǒng)進行貯存，等待下一次注入。

TFC1方案的優(yōu)勢在于，加料系統(tǒng)采取純氘注入的方式，使得氚燃燒份額較高，子系統(tǒng)間的氚質(zhì)量流相對較小，但氚循環(huán)時間較長，氚處理流程較復(fù)雜。TFC2方案的優(yōu)勢有兩點：①所有的物料注入系統(tǒng)均采取氘氚混合注入的方式，不需要氘氚元素分離的處理流程，ISS系統(tǒng)的主要功能是除氕，ISS得到了較大的簡化，使得同位素分離系統(tǒng)得到大大的簡化，縮短了氚循環(huán)時間；②輸送到SDS系統(tǒng)的混合燃料氣體包括D2、DT、T2，無需分類貯存，SDS系統(tǒng)得到了一定的簡化。不足是子系統(tǒng)間的氚質(zhì)量流相對較大，系統(tǒng)處理負荷較大。

相比于TFC2方案，TFC3方案的特點是具有兩條氚燃料循環(huán)回路：在低溫泵和加料系統(tǒng)之間多增加了一條稱之為直接內(nèi)部循環(huán)(DIR)的氚輸運路徑，使得被泵出的排灰氣體在實現(xiàn)簡單除雜后，能夠快速回到物料注入系統(tǒng)，等待下一次注入。不同于ITER的低溫泵設(shè)計，TFC3方案擬采用兩級低溫泵技術(shù)：第一級為工作狀態(tài)，溫度為5K左右，用于冷凝排灰氣體；第二級為解吸狀態(tài)，溫度為20K左右，用于氫同位素單質(zhì)氣體的再生。兩級低溫泵是DIR回路的關(guān)鍵系統(tǒng)，具有排灰氣體抽運與初步分離的功能，有助于降低氚燃料循環(huán)的時間。

氚燃料循環(huán)設(shè)計方案及相關(guān)子系統(tǒng)如圖1所示。三套不同氚燃料循環(huán)工藝方案的相關(guān)子系統(tǒng)及主要功能列于表1。

圖1 GDT聚變中子源氚燃料循環(huán)設(shè)計圖

表1 GDT聚變中子源氚燃料循環(huán)方案子系統(tǒng)功能

3 氚燃料循環(huán)分析

基于平均滯留時間模型，利用INEST開發(fā)的聚變堆氚分析軟件TAS，分析系統(tǒng)內(nèi)的氚盤存量以及氚投料量，從氚燃料經(jīng)濟性角度對方案進行初步評價。

3.1 物理模型

氚在子系統(tǒng)間的質(zhì)量流用方程(1)描述。

(1)

Losses——第i個子系統(tǒng)的氚損失量；

Ii——第i個子系統(tǒng)內(nèi)的氚盤存量；

Ti——第i個子系統(tǒng)的氚平均滯留時間。

3.1.1 氚注入速率

物料注入系統(tǒng)氚注入速率MT(g·s-1)為:

(2)

式中：N——氚燃燒速率，g·s-1；

β——氚燃燒份額，指氚燃燒速率與氚注入速率的比值；

MT,j——第j種物料注入方式的氚注入速率，g·s-1。

NBI系統(tǒng)的氚注入速率MT,1(g·s-1)為:

(3)

式中：AT——氚離子的摩爾質(zhì)量，取3.016 g/mol；

PNBI——是中性束注入系統(tǒng)的功率，W；

q——電子伏特(eV)和焦耳(J)的換算系數(shù)，取1.602×10-19J/eV；

N0——阿伏伽德羅常數(shù)，取6.022×1023/mol；

ENB——中性束粒子能量，eV。

加料系統(tǒng)的氚注入速率MT,2(g·ss-1)為:

(4)

式中：Λ——等效電流數(shù)，它表示單位時間內(nèi)注入的粒子數(shù)乘以每個粒子所帶的電荷量，eq.A。

3.1.2 氚損失速率

聚變功率為1 MW的氘氚聚變裝置穩(wěn)態(tài)運行一年(8766 h)需要燃燒56 g氚，換算得到氚燃燒速率N(g·s-1)為:

(5)

式中：Pfus——裝置的聚變功率，與快離子的平均密度、氘氚反應(yīng)率、快離子區(qū)(聚變反應(yīng)區(qū))的體積有關(guān)，MW。

GDT聚變中子源中的氚損失途徑，除燃燒之外，本文還將考慮其他兩種損失方式，即衰變損失λ和非放射性損失ε。氚的半衰期約為12.323年，這意味氚的衰變損失率約為1.73×10-9s-1。氚非放射性損失率包括吸收、泄漏等方面，依據(jù)ITER每年對環(huán)境釋放的氚不高于0.6 g的要求，GDT聚變中子源的非放射性損失也應(yīng)當控制在很低的水平。本文為簡化計算，暫不區(qū)別各個子系統(tǒng)內(nèi)的非放射性損失率，均取為1×10-8s-1。

3.1.3 系統(tǒng)盤存量與最小初始投料量

(6)

t——裝置的運行時長。

3.2 參數(shù)設(shè)置

利用上述GDT聚變中子源氚燃料循環(huán)模型，結(jié)合其裝置的特點，在實現(xiàn)3 MW聚變功率的前提下，設(shè)置的主要參數(shù)見表2。

3.3 初步計算結(jié)果及分析

圖2 系統(tǒng)盤存量與GDT聚變中子源運行時長的關(guān)系

圖3 最小初始投料量與GDT聚變中子源運行時長的關(guān)系

在現(xiàn)階段的工程技術(shù)水平之上，GDT聚變中子源若采用所有物料注入方式都采用氘氚混合注入的方案(TFC2、TFC3)，將在一定程度上簡化ISS系統(tǒng)，節(jié)約復(fù)雜ISS系統(tǒng)的建造成本，縮短氚循環(huán)時間。但是，由于氚質(zhì)量流的增大，使得系統(tǒng)氚盤存量顯著增加，所需的最小初始投料量也明顯高于采用氘氚分離注入的方案(TFC1)。結(jié)果顯示，從氚燃料經(jīng)濟性(系統(tǒng)盤存量和最小初始投料量)角度考慮，TFC1方案結(jié)果最優(yōu)，TFC3方案次之，TFC2方案再次之。顯然，合理改變?nèi)剂吓浔葘⒂兄谔岣唠叭剂系慕?jīng)濟性。

表2 GDT聚變中子源氚燃料循環(huán)方案設(shè)計參數(shù)

低溫泵處理排灰氣體的過程對TFC3方案的氚燃料循環(huán)過程至關(guān)重要，但低溫泵工藝目前仍處于概念設(shè)計階段，建造和運行成本可能較大，氚平均滯留時間等參數(shù)還有待驗證。本文考慮低溫泵平均滯留時間的調(diào)節(jié)范圍為400～2 400 s，模擬得到低溫泵平均滯留時間與系統(tǒng)盤存量的關(guān)系。從圖4中可以看出，低溫泵平均滯留時間與系統(tǒng)盤存量呈線性關(guān)系。當平均滯留時間低于1 560 s時，TFC3方案將優(yōu)于TFC2方案；當平均滯留時間低于446 s時，TFC3方案將優(yōu)于TFC1方案。TFC3主要借鑒了最新的EU-DEMO氚燃料循環(huán)設(shè)計，是氚燃料循環(huán)研究領(lǐng)域的熱點方向之一。

圖4 TFC3方案中，低溫泵平均滯留時間與系統(tǒng)盤存量的關(guān)系

4 總結(jié)

本文結(jié)合GDT在氚燃料循環(huán)方面的特點，參考ITER和DEMO氚燃料循環(huán)設(shè)計，完成GDT聚變中子源的氚燃料循環(huán)初步概念設(shè)計。根據(jù)物料注入方式、氚處理系統(tǒng)功能、循環(huán)回路等不同，分別提出了三套氚燃料循環(huán)方案，并分析在系統(tǒng)氚盤存量、氚投料量方面的差異，從氚燃料經(jīng)濟性的角度出發(fā)，對方案進行了初步的評價，為GDT氚燃料循環(huán)方案的選取提供了一定的參考。在實際工程階段，應(yīng)盡可能降低系統(tǒng)內(nèi)的氚盤存量以及初始投料量。下一步將根據(jù)最新研究進展，構(gòu)建更加詳細的且接近實際的氚燃料循環(huán)方案，并結(jié)合經(jīng)濟性和工程可行性進行優(yōu)化與分析。

致謝

本文工作得到了IAEA CRP項目(22776)、安徽省自然科學(xué)基金(1908085MA17)的支持，在此感謝中科院核能安全技術(shù)研究所·鳳麟團隊其他成員的幫助和指導(dǎo)，感謝俄羅斯科學(xué)院核物理研究所Vadim Prikhodko博士在相關(guān)問題上給予的耐心解答。