为大幅提升磁约束聚变能源堆净输出功率，降低对结构材料抗辐照性能的要求，实现聚变燃料的“自持”循环［１］，设计了磁约束聚变堆等离子体区周围包覆铀合金燃料和锂陶瓷的包层方案，与吴宜灿［２］、吴宏春［３］等人方案比较，本文所述混合能源系统在燃料富集度、驱动装置和燃料组件形式等方面存在异同。具有以下特点：（１）能量增益扩大１０倍，中子产额增加１倍，解决聚变增益（Ｑ值）制约与氚自持问题；（２）天然铀启动，烧贫铀或钍，解决裂变燃料资源问题；（３）堆运行只需除裂变气，实现简洁的燃料循环；（４）同等功率下，较聚变堆中子产额降为１／６，氚消耗降为１／９，显著降低耐辐照与氚资源问题的难度。本文给出了次临界包层概念设计方案，包括其物理性能、结构设计、热工水力等参数和安全分析结果，为后续工作提供参考。
１次临界包层概念设计方案
次临界包层采用天然铀合金燃料，轻水作冷却剂兼慢化剂，铀－水体积比约为２∶１。按照次临界包层的功能，包层需要包含以下部分：第一壁，直接面向等离子体；燃料区，含裂变材料和冷却剂，是倍增中子、产生能量和增殖易裂变燃料的主要区域；产氚区，用于生产发生聚变所需的燃料氚；屏蔽区，用于屏蔽泄漏的中子和光子［４－５］。包层结构横切面如图１所示，几何与材料参数如表１所示。包层燃料总装量为９７９ｔ，产氚材料（Ｌｉ４ＳｉＯ４）装量为１０８ｔ。该包层设计方案具有如下特点：（１）燃料容易获取，可采用天然铀为裂变燃料；（２）易裂变燃料产生率大于消耗率，即易裂变燃料增殖比Ｆ／Ｂ＞１；（３）能量倍增性能：寿期初能量放大倍数Ｍ＝５～１０，整个寿期平均Ｍ＞１０；（４）氚自持：寿期初氚增殖比（ＴＢＲ）大于１．０５，寿期平均值大于１．１５；（５）后处理尽量简化，不做铀和超铀元素分离，防止核扩散；（６）中子光子屏蔽性能满足工程约束要求；（７）满足基本传热和安全要求；（８）方案设计充分考虑工程可实施性。
２物理性能分析
利用项目组开发的三维中子输运与燃耗耦合程序ＭＣＯＲＧＳ和基于ＥＮＤＦ／Ｂ－Ⅶ．１库制作的多温度点连续能量截面数据库，系统地开展了次临界包层的物理性能分析。计算得到次临界包层初始性能参数为：能量放大倍数Ｍ＝１０．４５，氚增殖比ＴＢＲ＝１．０８７，燃料增殖比Ｆ／Ｂ＝２．２７５。次临界包层各分段平均功率密度如图２（ａ）所示；对不同极向位置的材料进行体积加权后（即极向平均），各材料区域的功率密度沿径向的分布如图２（ｂ）所示。燃料区总体平均功率密度为３８．９Ｗ／ｃｍ３，显著低于典型压水堆（ＰＷＲ）内燃料平均功率密度（３００Ｗ／ｃｍ３），有利于提高系统安全性。图２（ｂ）中燃料区径向功率密度由内向外迅速衰减，这是次临界包层由外中子源驱动的特点决定的。次临界包层采用简单干法后处理，即通过高温方式去除裂变气体，全寿期内无需进行同位素分离和铀钚分离，可实现核燃料闭式循环利用，提高铀资源的利用率。采用每１０年１次２１００Ｋ简单高温干法，寿期末１次简单湿法的后处理策略，第一个寿期内ＴＢＲ平均值１．１５，Ｍ平均值１３；后面若干寿期（至少９个）ＴＢＲ和Ｍ平均值分别为１．３和１８。该次临界能源堆在６０年内需要进行简单湿法后处理的燃料为７５０ｔ，而一座１０６ｋＷ级别的压水堆６０年积累的乏燃料约为１６００ｔ。可见，按照上述后处理策略，次临界能源堆需要采用湿法后处理的燃料量不到同功率压水堆的一半。考虑到简单湿法无需作铀钚等重金属元素的分离，次临界能源堆采用少量的简单湿法处理不会加重后处理的负担。屏蔽层由铁／碳化硼／铅三层材料构成，三种材料厚度分别为２５，１５，１０ｃｍ。通过三维整体模型计算，真空室外围磁铁因中子和γ射线辐照带来的最大能量沉积约为１２．４５２ｋＷ，低于单线圈所承受最大能量沉积１５ｋＷ的设计阈值，满足该屏蔽设计要求。
３结构设计与分析
３．１包层结构概念设计
以等离子体腔为分界面，次临界包层包括内包层和外包层两部分。为了实现包层便利的安装、拆卸和管道汇总，总体结构由３６瓣单瓣包层模块沿环向（３６０°）组合而成，单瓣包层在空间上呈“Ｄ”字形结构，如图３所示。单瓣包层采用键、销和螺栓组合连接固定于双层真空壳上，从而使得包层在稳态运行工况下所受外力（重力及１５．５ＭＰａ系统压力和热应力）通过重力支撑柱传递到地面。真空壳的内部设计有包层屏蔽结构，外部设置ＰＦ１～ＰＦ６极向和环向ＴＦ１～ＴＦ２电磁体。单瓣包层的各类功能管道总入口和总出口分别从１８个下窗口、１８个上窗口引入和导出［６－７］。单瓣包层模块由第一壁结构、支撑固定结构、燃料模块结构、产氚模块结构和管道汇总结构等组成，燃料模块和产氚模块均独立制造和装配，其结构如图４所示。燃料区冷却剂通道为大量的内嵌压力管，燃料区层数为６层，各层的管道布置按照三角形交错排列。产氚区采用轻水作为慢化剂，考虑的增殖剂为Ｌｉ４ＳｉＯ４陶瓷球床，以氦气作为氚的载带气体，分层布置，球床层厚度由内向外逐渐减小，慢化剂层厚度则由内向外逐渐增加。采用多层金属熔融浇注成型的方式实现燃料模块加工。由于次临界包层内燃料装量较大，为了实现对包层模块的可靠支撑，燃料模块在制造时内置有２根支撑纵骨；燃料模块采用分段铸造，每段都由定位导向隔板来完成支撑。
３．２包层结构应力与变形分析采用
ＡＮＳＹＳＷｏｒｋｂｅｎｃｈ软件开展了次临界包层支撑结构、第一壁和产氚模块应力和变形研究。支承结构应力分析结果如图５所示。结果表明，在重力、１５．５ＭＰａ冷却剂内压和热负载的共同作用下，较大应力出现在加强筋板与键及圆柱定位销的连接处，应力值为３１０．２３ＭＰａ，小于其许用应力９３０ＭＰａ，包层支承结构满足强度要求；支承结构的最大变形量为５．７３ｍｍ，最大变形位于外包层极向纵骨底端，各个零部件之间无脱开失稳趋势，可见支承结构在热－流－固耦合作用下满足刚度及变形要求［８］。分析发现，第一壁最大应力出现在“Ｕ”形流道拐角处，应力值为２４０．６８ＭＰａ，小于其许用应力１１３４ＭＰａ；最大变形量为２．１４ｍｍ，最大变形位于第一壁面向等离子体侧的中间部位，最大变形量在可接受范围内。产氚模块最大应力值为２１７ＭＰａ，最大应力出现在慢化剂流量分配区域的管壁处，小于其许用应力５３１ＭＰａ；产氚区的最大变形量为０．３７ｍｍ，最大变形区域位于产氚区下部的中间部位，最大变形量在可接受范围内。
４热工水力学分析
选用轻水作为次临界包层燃料区冷却剂，同时为保证较高的热－电转换效率，轻水冷却剂应在高温高压状态下运行，参考ＰＷＲ一回路的参数，燃料区冷却剂名义压力为１５．５ＭＰａ，冷却剂入口温度２８０．７℃，出口温度３２３．３℃［９］。包层燃料区设计为内嵌压力管式的大部件方案。燃料模块中的内嵌冷却剂压力管道设计为由底至顶完全贯通的结构，且按照三角形顺序排列，冷却剂在内嵌压力管内由堆芯底部向上流动，带走燃料区的热量。第一壁与燃料区做成一体，取消了燃料区的锆箱体结构，而直接采用低活化钢材料进行燃料包覆。第一壁厚度为２．０ｃｍ，内部设置有直径１．０ｃｍ的圆形冷却剂孔道，冷却剂孔道采用横向（环向）布置，主要是便于与产氚区冷却系统连接，共用外部管路系统。在正常０．１５ＭＷ／ｍ２的工况下，面向等离子体表面温度分布如图６所示。由图可见，内、外包层第一壁表面的温度分布基本一致，这是由于冷却管道对第一壁的冷却能力较强，表面温度主要由表面热负载强度和材料体发热率决定。第一壁内的冷却剂管道除了带走第一壁表面热负载和内部能量沉积外，实际还带走了相当一部分燃料区的能量，燃料区的最高温度点出现在第１排和第２排冷却管之间。根据功率密度分布，计算得到详细的温度分布，内包层出口和外包层中间位置处由于管道间距大，温度高。第一壁、锆箱和燃料的最高温度分别为６９１，６０５，５１９℃。由于功率密度较低，从而管道壁面的热流密度相应较低，计算表明包层内最大热流密度为０．９２１ＭＷ／ｍ２，最小偏离泡核沸腾比（ＭＤＮＢＲ）为４．５１，具有较大裕量。在１１８％的瞬态超功率工况下，次临界包层的各热工参数仍在安全限值范围内。通过ＦＬＵＥＮＴ进行三维水力学计算，得到内、外回路的流量、流速及压力损失数据，结果表明包层内的最大冷却剂流速为８．４ｍ／ｓ，最大沿程摩擦压降与出入口局部压降之和为２７７ｋＰａ。
５安全分析
５．１放射性与停堆余热
通过计算得到停堆时刻裂变区放射性总量为１．６７×１０１０Ｃｉ，约为同功率压水堆乏燃料放射性的２／３。裂变产物和锕系核素是次临界能源堆中长时间内放射性的主要来源，并且在停堆后前半年内裂变产物放射性占主导，之后数百万年时间内由锕系核素占主导。停堆时刻裂变区总的停堆余热为１９６ＭＷ，与同等功率压水堆对应值相当，停堆后一个月内由裂变产物的衰变余热占主导，之后数百万年都是锕系核素占主导。
５．２事故安全分析
在概念研究阶段，次临界能源堆事故安全分析主要在研究各种瞬态事故下的动态响应。安全分析借助了系统分析程序ＲＥＬＡＰ５／Ｍｏｄ３．３。次临界能源堆堆芯借鉴压水堆较为成熟的技术，采用与压水堆同样的冷却剂入口和出口参数［１０］。参考压水堆事故安全分析，结合次临界能源堆的特点，研究了以下设计基准事故：功率突升事故、失流事故、热阱丧失事故、冷却剂丧失事故、冷却剂流道堵塞事故。对这些事故进程进行总结，给出了不同事故始发时的计算结果［１１－１２］。由结果可见，压力限值应作为关闭聚变中子源的信号。没有流体丧失时极限情况是流量完全丧失事故，压力到限值后１０ｓ局部发生偏离核态沸腾（ＤＮＢ）；流体丧失时极限事故为双端断裂大破口事故，在事故后７２ｓ燃料开始熔化。可见，在关闭中子源信号发出后有足够时间来关闭等离子体辅助加热，使得中子源强下降到可忽略的水平，同时次临界能源堆功率下降至衰变热水平。但该时间对于人工干预来说相对较短，因此必须建立次临界堆与聚变堆芯等离子体控制之间的反馈机制来保证事故情况下能够在短时间内停堆。停堆后，在堆芯一回路完整的情况下，只要有最终热阱（二回路或者其他余热导出系统），自然循环即可将衰变热带走。
５．３非能动安全系统概念设计
包层非能动安全系统主要包括非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统。非能动堆芯冷却系统执行两种功能，即由二次侧非能动余热导出系统对堆芯衰变热进行导出，由非能动堆芯补水系统对堆芯应急补水。非能动安全壳冷却系统的主要组成设备包括两个安全壳外置水箱、两台安全壳内换热器和两台安全壳外换热器［１３］。非能动严重事故缓解系统概念设计中，在包层外侧加入工程通道。工程通道注水系统的功能为：正常工况下，可减小一回路的热量损失，提高超设计基准事故下次临界包层的抗应变强度；在严重事故条件下，安全壳内置安全水箱依靠重力非能动地向堆腔注水，淹没次临界包层。工程通道注水系统由独立的安全系统运行，在堆芯开始熔化的时刻可以投入运行。该系统可根据燃料温度启动，系统简单，可靠性高；水装量大，能实现长期冷却。在燃料出现融化时即可投入，从而实现燃料融化的停止和再固化。
６结论
本文给出了磁约束聚变堆次临界包层的物理、结构和热工水力概念设计方案，分析了次临界包层的安全特性，建立了包层系统安全分析模型，分析了多个设计基准事故，并开展了非能动安全系统概念设计。与传统压水堆相比，次临界能源堆在简便干法燃料循环、事故安全特性、非能动安全设计等方面具有优势。
作者：黄洪文 彭述明 李正宏 钱达志 马纪敏 郭海兵 刘志勇 曾和荣 王少华 单位：中国工程物理研究院 核物理与化学研究所
