聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。