提升积分实验水平　支撑新型核能研发——中国工程物理研究院核物理与化学研究所校验聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的中子学积分实验研究成果

2017-04-28

中子学积分实验主要研究中子与大块物质的输运过程，属于应用基础研究。测量的积分量是中子与物质原子核各种相互作用随机事件的总成，主要应用于有效化核数据和计算程序，服务于核装置和反应堆物理设计可行性、可靠性验证。中国工程物理研究院（简称“中物院”）核物理与化学研究所从20世纪60年代以来，开展聚变中子学积分实验研究，建成了数台中子发生器，研制了系列宏观实验装置，建立了多种积分量测量方法和技术，取得了多项重要研究成果，在核能科学与工程专业中形成了中子积分学研究方向。自从2006年中国正式加入国际热核实验堆（ITER）计划以来，在 ITER计划专项、国家自然科学基金等支持下，开展了校验聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的中子学积分实验研究，提升了积分实验水平，为新型核能研发提供了支撑，同时促进了中子积分学学科的创新发展。

一、次临界能源堆中子学积分实验研究

中国工程物理研究院设计的聚变-裂变混合型次临界能源堆是减轻能源压力的重要途径之一。次临界能源堆物理设计中中子输运计算方法和核数据库的选择直接影响物理设计的可行性，其准确性必须通过实验数据进行校验。由于世界上从未实际运行过聚变-裂变混合型的次临界能源堆，缺乏相关实验数据，因此在概念设计阶段为保证设计指标的可信度，必须设计新的中子学积分实验，开展足够的分解性积分实验，校验包层物理设计的可行性。

中物院核物理与化学研究所在国家ITER计划专项项目次临界能源堆物理设计及相关实验校验研究项目支持下，开展了次临界能源堆中子学积分实验研究（课题编号：2010GB111002）。课题组圆满完成了课题研究内容，达到了预期的研究目标，取得了有重要意义的研究成果，对项目的完成作出了重要的贡献。2013年6月完成课题验收，被项目组评为优秀。

课题的研究成果具有显著的创新性，建立了模拟裂变和产氚包层的基准装置以及天然铀分解模拟装置；改进了探测手段和研究方法，发展了活化法测量铀反应率的方法，在实验技术上与国际水平相当，相比同类技术降低了实验不确定度；利用加速器D-T聚变中子源，在模拟次临界能源堆包层的实验装置上获得了造钚率、裂变率、造氚率和中子能谱等积分实验结果，形成了系列、配套、可靠的积分实验数据，利用蒙卡程序和主流数据库提供了实验装置上中子学参数分析结果。取得的研究成果已用于检验计算所用的程序和参数，支持了次临界能源堆物理设计方案及其可信性。

在课题实施的过程中，充分利用了已有的资源开展实验研究，发挥了中子学积分实验方面的优势，发展和培养了一支年轻且具有实力的专业研究队伍。有3名博士研究生、3名硕士研究生直接参与了该课题研究，其中1名硕士毕业生获得中物院、四川省优秀硕士学位毕业论文奖。部分成果获军队科技进步三等奖。至今，发表论文共计20余篇，其中在Nuclear Data Sheets、Nuclear Fusion期刊上发表文章各1篇。合著英文专著1部。提交国内外学术会议论文10余篇，包括2012年核数据宏观参数研究与应用会议、2013年国际核数据科技大会、第9届计算物理国际会议等。

二、钍铀燃料循环中钍核参数的积分中子学研究

钍的蕴藏量大约为铀储藏量的3 倍，假如能有效开发钍资源于核能利用中，那么可在很大程度上缓解能源危机。²³²Th与²³⁸U一样也是一种可转换材料，通过中子俘获转换为易裂变的²³³U，生成的²³³U参与裂变，便形成了钍铀燃料循环。钍铀燃料循环中钍核素评价核数据是中子学设计计算中的关键点，其准确性决定了钍基混合堆或熔盐堆物理设计的有效性。钍核数据的可靠性需要通过积分中子学实验进行检验，以提高钍铀循环的中子经济性和燃料的有效增殖。目前关于钍铀燃料循环中钍及相关核素的核数据还比较缺乏，需要开展大量钍的中子学参数研究。

中物院核物理与化学研究所在国家自然科学基金委先进核裂变能的燃料增殖与嬗变重大研究计划支持下，开展了钍铀燃料循环中钍核参数的积分中子学研究（批准号：91226104）。课题组探索和发展了钍反应率积分中子学参量测量技术，设计和建立了氧化钍粉末圆柱、氧化钍／贫铀组合圆柱体等钍样品宏观装置，利用加速器D-T聚变中子源开展了²³²Th/²³³U转换率、钍裂变率、²³²Th（n，2n）反应率、泄漏中子能谱等积分中子学实验研究，获取了系列积分中子学参量的实验数据，结合蒙卡程序和主流数据库分析了实验数据和钍相关核参数。研究结果可为核数据库的再评价提供参考，并为深入开展钍铀燃料循环相关核素的中子学研究打下了技术基础。

该课题于2015年12月顺利结题，取得了预期研究成果。有4名博士、硕士研究生直接参与了课题研究，其中1名硕士毕业生被评为北京市普通高校优秀毕业生。至今，发表论文共计14篇，其中SCI收录12篇。提交国内外学术会议论文5篇，包括第九届全国新堆与研究堆学术报告会、2015年全国核数据大会、2016年国际核数据科技大会等。

三、高增益包层设计与精密积分实验

氚自持是未来聚变能源系统的基本特征，也是现阶段聚变研究的技术瓶颈之一。较高氚增殖比的聚变堆包层技术对氚循环自持问题的解决不可或缺，而兼具高能量放大倍数的包层还可在同等核功率条件下大幅降低聚变功率的需求，从而减少聚变堆氚消耗，降低对结构材料抗辐照性能的要求。

中物院核物理与化学研究所在国家ITER计划专项支持下，依托该所的核能中心，联合国内4家单位，牵头承担了磁约束聚变堆高氚增殖比及高能量放大倍数包层（简称高增益包层）的设计研究项目（编号：2015GB108000），该项研究工作对突破氚自持技术瓶颈、降低聚变能源开发难度具有重要意义。项目计划开展包层实验模块研制和精密中子学积分实验，校验聚变堆包层的理论设计工具、参数和方法，对评价高增益包层性能、提升包层设计技术具有重要价值。在项目专家组的指导下，项目有序推进，取得了初步研究成果，完成了高增益包层的总体设计，提出了氦冷天然铀包层和水冷富集铀包层方案，开展了实验模块设计和相关的中子学分析及积分实验技术研究等。研究成果为下一阶段各项研究奠定了坚实基础。

项目（课题）负责人简介

刘荣，中国工程物理研究院核物理与化学研究所科技委委员，研究员，博士生导师。现任中国核物理学会理事、四川省物理学会常务理事、四川省核学会核物理与加速器专委会副主任委员、中物院中子物理学重点实验室先进中子源与射线探测技术方向首席研究员。主要从事中子学积分实验研究、裂变核参数实验研究、中子探测技术研究等相关中子物理学研究。作为项目负责人先后承担了国防科技预研项目、中物院中子物理学专项课题、中物院科技发展基金项目、ITER计划专项课题、国家自然科学基金重大研究计划培育项目等多项科研项目，作为主研人员参与聚变中子学研究相关课题10余项。现为ITER计划专项项目负责人、国家重点研发计划大科学装置前沿研究专项课题负责人、国家自然科学基金面上项目负责人。发表中子学研究相关学术论文80余篇，合著英文专著1部。获部委级科技进步奖6项。