Аналитическое моделирование топливного цикла термоядерных и гибридных реакторов
Ключевые слова:
топливный цикл, термоядерный реактор, гибридный реактор синтез-деления, моделирование топливного цикла, изотопы водорода, тритий
Аннотация
Рассмотрены характерные схемы топливного цикла (ТЦ) для термоядерных и гибридных реакторов синтез-деления. Проанализирована структура ТЦ строящихся и проектируемых установок. Выделены общие черты и особенности архитектуры ТЦ каждой установки. Предложены две упрощенные схемы ТЦ, создана программа для решения системы дифференциальных уравнений и моделирования накопления компонента термоядерного топлива (трития) в системах ТЦ при стационарном режиме работы установок. Проведено сравнение полученных результатов с опубликованными расчетами для установок DEMO, SABR и ДЕМО-ТИН. Выполнен обзор компьютерных кодов, используемых для численного моделирования ТЦ ТЯР, показана высокая актуальность решаемой задачи и сформулированы предложения относительно дальнейшего развития созданной модели.
Литература
1. Tetsuo Tanabe. Tritium: Fuel of Fusion Reactors. N.Y.: Springer, 2017.
2. Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2009. № 1. С. 3—29.
3. Митришкин Ю.В. и др. Управление плазмой в токамаках. Ч. 1. Проблема управляемого термоядерного синтеза. Токамаки, компоненты систем управления // Проблемы управления. 2018. № 1. С. 2—20.
4. Азизов Э.А. и др. Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2009. № 3. С. 3—9.
5. Kukushkin A.S. e. a. Physics Requirements on Fuel Throughput in ITER // J. Nucl. Mater. 2011. V. 415. Pp. 497—500.
6. Fischer U. e. a. Required, Achievable and Target TBR for the European DEMO // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 155. P. 111553.
7. Abdou M. e. a. Blanket/First Wall Challenges and Required R&D on the Pathway to DEMO // Fusion Eng. and Design. 2015. V. 100. Pp. 2—43.
8. Kuteev B.V., Goncharov P.R. Fusion-fission Hybrid Systems: Yesterday, Today, and Tomorrow // Fusion Sci. Technol. 2020. V. 76. Pp. 836—847.
9. Тажибаева И.Л. и др. Наработка трития в литиевой керамике Li2TiO3 для бланкета термоядерного реактора // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2008. № 2. С. 3—11.
10. Kuteev B.V. e. a. Status of DEMO-FNS Development // Nucl. Fusion. 2017. V. 57(7). P. 076039.
11. Bell M.G. The Tokamak Fusion Test Reactor // Magnetic Fusion Energy. Sawston: Elsevier, 2016. Pp. 119—166.
12. Rebut P.H. From JET to the Reactor // Plasma Physics and Controlled Fusion. 2006. V. 48(12). Pp. 1—13.
13. Перевезенцев А.Н. и др. Концепция топливного цикла токамака ИГНИТОР // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2018. № 41(1). С. 83—89.
14. Хвостенко П.П. и др. Экспериментальная термоядерная установка токамак Т-15МД // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2019. № 42(1). С. 15—38.
15. Указ Президента Российской Федерации № 270 от 16.04.2020 г. «О развитии техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации».
16. Raftopoulos S. e.a. Integration of the Tritium Purification System (TPS) into TFTR Operations // Proc. XVI Intern. Symp. Fusion Eng. 1995. V. 1. Pp. 581—584.
17. Smith R. & JET EFDA Contributors. The AGHS at JET and Preparations for a Future DT Campaign // Fusion Sci. and Technol. 2015. V. 67. Pp. 571—575.
18. Аникин А.С. Разработка тритиевого технологического цикла для обеспечения работы токамака типа «ИГНИТОР» // Материалы XLVIII конф. по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу. Звенигород, 2021.
19. Международный термоядерный реактор ИТЭР в РФ [Офиц. сайт] www.iterrf.ru/o-proekte (дата обращения 05.06.2021).
20. Glugla M. e. a. The ITER Tritium Systems // Fusion Eng. and Design. 2007. V. 82. Pp. 472—487.
21. Francisco A. e. a. Overview of the HCPB Research Activities in EURO fusion // IEEE Trans. Plasma Sci. 2018. V. 46(6). Pp. 2247—2261.
22. Raeder J. e. a. ITER Safety // ITER Documentation Series. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 1991. No. 36.
23. Wan Y. e. a. Overview of the Present Progress and Activities on the CFETR // Nuclear Fusion. 2017. V. 57(10). P. 102009.
24. Chen H. e. a. Tritium Fuel Cycle Modeling and Tritium Breeding Analysis for CFETR // Fusion Eng. and Design. 2016. V. 106. Pp. 17—20.
25. Kuang A.Q. e. a. Conceptual Design Study for Heat Exhaust Management in the ARC Fusion Pilot Plant // Fusion Eng. and Design. 2018. V. 137. Pp. 221—242.
26. Sorbom B. e. a. ARC: A Compact, High-field, Fusion Nuclear Science Facility and demonstration power plant with demountable magnets // Fusion Eng. and Design. 2015. V. 100(3). Pp. 378—405.
27. Bocci B. e. a. ARC Reactor Materials: Activation Analysis and Optimization // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 154. P. 111539.
28. Wade D.C., Walters L. ARC-100: A Sustainable, Modular Nuclear Plant for Emerging Markets // Proc. ICAPP. San Diego, 2010. P. 10079.
29. Установка DEMO [Электрон. ресурс] www.euro-fusion.org/programme/demo/ (дата обращения 05.06.2021).
30. Day C. e. a. A smart Three-loop Fuel Cycle Architecture for DEMO // Fusion Eng. and Design. 2019. V. 146. Pp. 2462—2468.
31. Kuteev B.V. e. a. Development of DEMO-FNS Tokamak for Fusion and Hybrid Technologies // Nuclear Fusion. 2015. V. 55. P. 073035.
32. Kuteev B.V. e. a. Key Physics Issues of a Compact Tokamak Fusion Neutron Source // Plasma Phys. 2010. Pp. 1—8.
33. Kuteev B.V. e. a. Design Status of the DEMO-FNS Steady State Tokamak in RF // Proc. IAEA SSO. 2015. Pp. 1—41.
34. Ananyev S.S. e. a. Analysis of Promising Technologies of DEMO-FNS Fuel Cycle // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 161. P. 111940.
35. Ananyev S.S. e. a. Development of a Candidate Technology Development Program for the Main DEMO-FNS Fuel Cycle Systems // Proc. XXXI Symp. Fusion Technol. 2020. Pp. 1—35.
36. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source DEMO-FNS // Fusion Eng. and Design. 2016. V. 57. Pp. 109—111.
37. Ananyev S.S. e. a. Hydrogen Isotopes Distribution Modeling by «FC-FNS» Code in Fuel Systems of Fusion Neutron Source DEMO-FNS // Fusion Eng. and Design. 2019. V. 146. Pp. 582—585.
38. Ананьев С.С. и др. Совместное моделирование топливных потоков в плазме и в системах инжекции и откачки ДЕМО-ТИН // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2020. № 43(4). С. 96—109.
39. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source // Fusion Sci. and Technol. 2015. V. 67(2). Pp. 241—244.
40. Ananyev S.S. e. a. Integration of Coupled Modeling of the Core and Divertor Plasmas into FC-FNS Сode and Application to DEMO-FNS Project // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 155. P. 111562.
41. Иванов Б.В., Ананьев С.С. Оценка уровня готовности технологий тритиевого цикла в России на примере проекта гибридного реактора ДЕМО-ТИН // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2021. № 44(4).
42. Reux C. e. a. DEMO Design Using the SYCOMORE System Code: Influence of Technological Constraints on the Reactor Performances // Fusion Eng. and Design. 2018. V. 136. Pp. 1572—1576.
43. Busigin A., Gierszewski P. CFTSIM-ITER Dynamic Fuel Cycle Model // Fusion Eng. and Design. 1998. V. 39—40. Pp. 909—914.
44. Ni M. e. a. Development of Tritium Analysis System TAS 1.0 Chin. J. // Nucl. Sci. Eng. 2009. V. 9. Pp. 355—361.
45. Abdou M. e. a. Deuterium-tritium Fuel Self-sufficiency in Fusion Reactors // Fusion Technol. 1986. V. 9(2). Pp. 250—285.
46. Stacey W.M. Resolution of Fission and Fusion Technology Integration Issues an upgraded Design Concept for the Subcritical Advanced Burner Reactor // Nuclear Technol. 2014. V. 187(1). Pp. 15—43.
47. Abdou M. e. a. Physics and Technology Considerations for the Deuterium–tritium Fuel Cycle and Conditions for Tritium Fuel Self Sufficiency // Nucl. Fusion. 2021. V. 61. P. 013001.
48. Ананьев С.С., Спицын А.В. Расчётный код «FC-FNS» для моделирования распределения изотопов водорода в системах топливного цикла термоядерного реактора // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2017. № 40(1). С. 68—82.
49. Ananyev S.S. e. a. Electronic Model «FC-FNS» of the Fusion Neutron Source DEMO-FNS Fuel Cycle and Modeling Hydrogen Isotopes Flows and Inventories in Fueling Systems // Fusion Eng. and Design. 2019. V. 138. Pp. 289—293.
50. Ananyev S.S. e. a. Architecture of Fuel Systems of Hybrid Facility DEMO-FNS and Algorithms for Calculation of Fuel Flows in the FC-FNS Model // Fusion Sci. Technol. 2020. V. 76. Pp. 503—512.
51. Ananyev S.S. e.a. Concept Development and Candidate Technologies Selection for the Main DEMO-FNS Fuel Cycle Systems // Proc. 28th IAEA Fusion Energy Conf. 2021.
52. Ananyev S.S. e. a. Integrated Modeling of Fuel Flows in the Plasma and the Injection and Pumping Systems for the DEMO-FNS Fusion Neutron Source» // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2021. № 44(2). С. 65—77.
53. Ovcharov A. e. a. Rigorous Dynamic Simulation of Cryogenic Distillation of Hydrogen Isotopologues in the Fuel Cycle of a Thermonuclear Reactor Based on UV Flash // Fusion Sci. and Technol. 2020. V. 76(3). Pp. 179—190.
54. Urgorri F.R. e. a. Tritium Transport Modeling at System Level for the EURO Fusion Dual Coolant Lithium-lead Breeding Blanket // Nucl. Fusion. 2017. V. 57. P. 116045.
55. Программное обеспечение AspenPlus [Офиц. сайт] www.aspentech.com/ (дата обращения 02.06.2021).
56. Jaehyun N. e. a. Estimation of Thermodynamic Properties of Hydrogen Isotopes and 2 Modeling of Hydrogen Isotope Systems Using Aspen Plus Simulator // J. Industrial and Eng. Chem., 2016. V. 46. Pp. 1—8.
57. Day C. e. a. Consequences of the Technology Survey and Gap Analysis on the EU DEMO R&D Programme in Tritium, Matter Injection and Vacuum // Fusion Eng. and Design. 2016. V. 299. Pp. 109—111.
58. Merrill B.J., Jones J.L., Holland D.F. TMAP/Mod1: Tritium Migration Analysis Program Code Description and User’s Manual. Idaho Falls: EG and G Idaho Inc., 1986.
59. Longhurst G.R. TMAP7 User Manual. Idaho Falls: Idaho National Laboratory, 2008.
60. Longhurst G.R., Ambrosek J. Verification and Validation of the Tritium Transport Code TMAP7 // Fusion Sci. Technol. 2005. V. 48. Pp. 468—471.
61. Franza F. e. a. A model for Tritium Transport in Fusion Reactor Components: the FUS-TPC code // Fusion Eng. and Design. 2012. V. 87. Pp. 299—302.
62. Ананьев С.С. и др. Транспорт водорода и его накопление в вакансиях в процессе повреждающего нейтронного облучения в ОЦК-металлах Fe и W // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2020. Т. 43. Вып. 2. С. 13—24.
63. Ананьев С.С. и др. Диффузия и удержание водорода в многослойных металлических мембранах типа {W, Cu, Fe} в условиях повреждающего нейтронного облучения // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2021. № 44(4).
64. Shimada M. e. a. First Result of Deuterium Retention in Neutron-irradiated Tungsten Exposed to High Flux Plasma in TPE // J. Nuclear Mater. 2011. V. 415. Pp. 667—671.
65. Zhang S.-Y. e. a. The effect of Inert Gas Pre-irradiation on the Retention of Deuterium in Tungsten: a TMAP Investigation Combined with First-principles Method // Fusion Eng. and Design. 2017. V. 121. Pp. 342—347.
66. Franza F. e. a. Tritium Transport Analysis in HCPB DEMO Blanket with the FUS-TPC code // Fusion Eng. and Design. 2013. V. 88. Pp. 2444—2447.
67. Merrill B.J. e. a. Safety Assessment of Two Advanced Ferritic Steel Molten Salt Blanket Design Concepts // Fusion Eng. and Design. 2004. V. 72. Pp. 277—306.
68. Aiello A. e. a. An Overview on Tritium Permeation Barrier Development for WCLL Blanket Concept // J. Nuclear Mater. 2004. V. 329—333. Pp. 1398—402.
69. Song Y. e. a. Analysis on Tritium Controlling of the Dual-cooled Lithium Lead Blanket for Fusion Power Reactor FDS-II // Fusion Eng. and Design. 2009. V. 84. Pp. 1779—1783.
---
Для цитирования: Кошлань В.И., Ананьев С.С. Аналитическое моделирование топливного цикла термоядерных и гибридных реакторов // Вестник МЭИ. 2022. № 1. С. 19—38. DOI: 10.24160/1993-6982-2022-1-19-38.
---
Работа выполнена при поддержке: Национального исследовательского центра «Курчатовский институт» (приказ № 1934a от 28.09.2020)
#
1. Tetsuo Tanabe. Tritium: Fuel of Fusion Reactors. N.Y.: Springer, 2017.
2. Kuteev B.V., Khripunov V.I. Sovremennyy Vzglyad na Gibridnyy Termoyadernyy Reaktor. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2009;1:3—29. (in Russian).
3. Mitrishkin Yu.V. i dr. Upravlenie Plazmoy v Tokamakakh. Ch. 1. Problema Upravlyaemogo Termoyadernogo Sinteza. Tokamaki, Komponenty Sistem Upravleniya. Problemy Upravleniya. 2018;1:2—20. (in Russian).
4. Azizov E.A. i dr. Ispol'zovanie Kompaktnykh Tokamakov v Kachestve Istochnika Neytronov dlya Resheniya Problem Yadernoy Energetiki. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2009;3:3—9. (in Russian).
5. Kukushkin A.S. e. a. Physics Requirements on Fuel Throughput in ITER. J. Nucl. Mater. 2011;415:497—500.
6. Fischer U. e. a. Required, Achievable and Target TBR for the European DEMO. Fusion Eng. and Design. 2020;155:111553.
7. Abdou M. e. a. Blanket/First Wall Challenges and Required R&D on the Pathway to DEMO. Fusion Eng. and Design. 2015;100:2—43.
8. Kuteev B.V., Goncharov P.R. Fusion-fission Hybrid Systems: Yesterday, Today, and Tomorrow. Fusion Sci. Technol. 2020;76:836—847.
9. Tazhibaeva I.L. i dr. Narabotka Tritiya v Litievoy Keramike Li2TiO3 dlya Blanketa Termoyadernogo Reaktora. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2008;2:3—11. (in Russian).
10. Kuteev B.V. e. a. Status of DEMO-FNS Development. Nucl. Fusion. 2017;57(7):076039.
11. Bell M.G. The Tokamak Fusion Test Reactor. Magnetic Fusion Energy. Sawston: Elsevier, 2016:119—166.
12. Rebut P.H. From JET to the Reactor. Plasma Physics and Controlled Fusion. 2006;48(12):1—13.
13. Perevezentsev A.N. i dr. Kontseptsiya Toplivnogo Tsikla Tokamaka IGNITOR. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2018;41(1):83—89. (in Russian).
14. Khvostenko P.P. i dr. Eksperimental'naya Termoyadernaya Ustanovka Tokamak T-15MD. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2019;42(1):15—38. (in Russian).
15. Ukaz Prezidenta Rossiyskoy Federatsii № 270 ot 16.04.2020 g. «O Razvitii Tekhniki, Tekhnologiy i Nauchnykh Issledovaniy v Oblasti Ispol'zovaniya Atomnoy Energii v Rossiyskoy Federatsii». (in Russian).
16. Raftopoulos S. e.a. Integration of the Tritium Purification System (TPS) into TFTR Operations. Proc. XVI Intern. Symp. Fusion Eng. 1995;1:581—584.
17. Smith R. & JET EFDA Contributors. The AGHS at JET and Preparations for a Future DT Campaign. Fusion Sci. and Technol. 2015;67:571—575.
18. Anikin A.S. Razrabotka Tritievogo Tekhnologicheskogo Tsikla dlya Obespecheniya Raboty Tokamaka Tipa «IGNITOR». Materialy XLVIII Konf. po Fizike Plazmy i Upravlyaemomu Termoyadernomu Sintezu. Zvenigorod, 2021. (in Russian).
19. Mezhdunarodnyy Termoyadernyy Reaktor ITER v RF [Ofits. Sayt] www.iterrf.ru/o-proekte (Data Obrashcheniya 05.06.2021). (in Russian).
20. Glugla M. e. a. The ITER Tritium Systems. Fusion Eng. and Design. 2007;82:472—487.
21. Francisco A. e. a. Overview of the HCPB Research Activities in EURO fusion. IEEE Trans. Plasma Sci. 2018;46(6):2247—2261.
22. Raeder J. e. a. ITER Safety. ITER Documentation Series. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 1991;36.
23. Wan Y. e. a. Overview of the Present Progress and Activities on the CFETR. Nuclear Fusion. 2017;57(10):102009.
24. Chen H. e. a. Tritium Fuel Cycle Modeling and Tritium Breeding Analysis for CFETR. Fusion Eng. and Design. 2016;106:17—20.
25. Kuang A.Q. e. a. Conceptual Design Study for Heat Exhaust Management in the ARC Fusion Pilot Plant. Fusion Eng. and Design. 2018;137:221—242.
26. Sorbom B. e. a. ARC: A Compact, High-field, Fusion Nuclear Science Facility and demonstration power plant with demountable magnets. Fusion Eng. Des. 2015;100(3):378—405.
27. Bocci B. e. a. ARC Reactor Materials: Activation Analysis and Optimization. Fusion Eng. and Design. 2020;154:111539.
28. Wade D.C., Walters L. ARC-100: A Sustainable, Modular Nuclear Plant for Emerging Markets. Proc. ICAPP. San Diego, 2010. P. 10079.
29. Ustanovka DEMO [Elektron. Resurs] www.euro-fusion.org/programme/demo/ (Data Obrashcheniya 05.06.2021). (in Russian).
30. Day C. e. a. A smart Three-loop Fuel Cycle Architecture for DEMO. Fusion Eng. and Design. 2019; 146:2462—2468.
31. Kuteev B.V. e. a. Development of DEMO-FNS Tokamak for Fusion and Hybrid Technologies. Nuclear Fusion. 2015;55:073035.
32. Kuteev B.V. e. a. Key Physics Issues of a Compact Tokamak Fusion Neutron Source. Plasma Phys. 2010:1—8.
33. Kuteev B.V. e. a. Design Status of the DEMO-FNS Steady State Tokamak in RF. Proc. IAEA SSO. 2015:1—41.
34. Ananyev S.S. e. a. Analysis of Promising Technologies of DEMO-FNS Fuel Cycle. Fusion Eng. and Design. 2020;161:111940.
35. Ananyev S.S. e. a. Development of a Candidate Technology Development Program for the Main DEMO-FNS Fuel Cycle Systems. Proc. XXXI Symp. Fusion Technol. 2020:1—35.
36. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source DEMO-FNS. Fusion Eng. and Design. 2016;57:109—111.
37. Ananyev S.S. e. a. Hydrogen Isotopes Distribution Modeling by «FC-FNS» Code in Fuel Systems of Fusion Neutron Source DEMO-FNS. Fusion Eng. and Design. 2019;146:582—585.
38. Anan'ev S.S. i dr. Sovmestnoe Modelirovanie Toplivnykh Potokov v Plazme i v Sistemakh Inzhektsii i Otkachki DEMO-TIN. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2020;43(4):96—109. (in Russian).
39. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source. Fusion Sci. and Technol. 2015;67(2):241—244.
40. Ananyev S.S. e. a. Integration of Coupled Modeling of the Core and Divertor Plasmas into FC-FNS Сode and Application to DEMO-FNS Project. Fusion Eng. and Design. 2020;155:111562.
41. Ivanov B.V., Anan'ev S.S. Otsenka Urovnya Gotovnosti Tekhnologiy Tritievogo Tsikla v Rossii na Primere Proekta Gibridnogo Reaktora DEMO-TIN. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2021;44(4). (in Russian).
42. Reux C. e. a. DEMO Design Using the SYCOMORE System Code: Influence of Technological Constraints on the Reactor Performances. Fusion Eng. and Design. 2018;136:1572—1576.
43. Busigin A., Gierszewski P. CFTSIM-ITER Dynamic Fuel Cycle Model. Fusion Eng. and Design. 1998;39—40:909—914.
44. Ni M. e. a. Development of Tritium Analysis System TAS 1.0 Chin. J.. Nucl. Sci. Eng. 2009;9:355—361.
45. Abdou M. e. a. Deuterium-tritium Fuel Self-sufficiency in Fusion Reactors. Fusion Technol. 1986;9(2):250—285.
46. Stacey W.M. Resolution of Fission and Fusion Technology Integration Issues an upgraded Design Concept for the Subcritical Advanced Burner Reactor. Nuclear Technol. 2014;187(1):15—43.
47. Abdou M. e. a. Physics and Technology Considerations for the Deuterium–tritium Fuel Cycle and Conditions for Tritium Fuel Self Sufficiency. Nucl. Fusion. 2021;61:013001.
48. Anan'ev S.S., Spitsyn A.V. Raschetnyy Kod «FC-FNS» dlya Modelirovaniya Raspredeleniya Izotopov Vodoroda v Sistemakh Toplivnogo Tsikla Termoyadernogo Reaktora. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2017;40(1):68—82. (in Russian).
49. Ananyev S.S. e. a. Electronic Model «FC-FNS» of the Fusion Neutron Source DEMO-FNS Fuel Cycle and Modeling Hydrogen Isotopes Flows and Inventories in Fueling Systems. Fusion Eng. and Design. 2019;138:289—293.
50. Ananyev S.S. e. a. Architecture of Fuel Systems of Hybrid Facility DEMO-FNS and Algorithms for Calculation of Fuel Flows in the FC-FNS Model. Fusion Sci. Technol. 2020;76:503—512.
51. Ananyev S.S. e.a. Concept Development and Candidate Technologies Selection for the Main DEMOFNS Fuel Cycle Systems. Proc. 28th IAEA Fusion Energy Conf. 2021.
52. Ananyev S.S. e. a. Integrated Modeling of Fuel Flows in the Plasma and the Injection and Pumping Systems for the DEMO-FNS Fusion Neutron Source». Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2021;44(2):65—77.
53. Ovcharov A. e. a. Rigorous Dynamic Simulation of Cryogenic Distillation of Hydrogen Isotopologues in the Fuel Cycle of a Thermonuclear Reactor Based on UV Flash. Fusion Sci. and Technol. 2020;76(3):179—190.
54. Urgorri F.R. e. a. Tritium Transport Modeling at System Level for the EURO Fusion Dual Coolant Lithiumlead Breeding Blanket. Nucl. Fusion. 2017;57:116045.
55. Programmnoe Obespechenie AspenPlus [Ofits. Sayt] www.aspentech.com/ (Data Obrashcheniya 02.06.2021). (in Russian).
56. Jaehyun N. e. a. Estimation of Thermodynamic Properties of Hydrogen Isotopes and 2 Modeling of Hydrogen Isotope Systems Using Aspen Plus Simulator. J. Industrial and Eng. Chem., 2016;46:1—8.
57. Day C. e. a. Consequences of the Technology Survey and Gap Analysis on the EU DEMO R&D Programme in Tritium, Matter Injection and Vacuum. Fusion Eng. and Design. 2016;299:109—111.
58. Merrill B.J., Jones J.L., Holland D.F. TMAP/Mod1: Tritium Migration Analysis Program Code Description and User’s Manual. Idaho Falls: EG and G Idaho Inc., 1986.
59. Longhurst G.R. TMAP7 User Manual. Idaho Falls: Idaho National Laboratory, 2008.
60. Longhurst G.R., Ambrosek J. Verification and Validation of the Tritium Transport Code TMAP7. Fusion Sci. Technol. 2005;48:468—471.
61. Franza F. e. a. A model for Tritium Transport in Fusion Reactor Components: the FUS-TPC code. Fusion Eng. and Design. 2012;87:299—302.
62. Anan'ev S.S. i dr. Transport Vodoroda i Ego Nakoplenie v Vakansiyakh v Protsesse Povrezhdayushchego Neytronnogo Oblucheniya v OTSK-metallakh Fe i W. Voprosy atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2020;43;2:13—24. (in Russian).
63. Anan'ev S.S. i dr. Diffuziya i Uderzhanie Vodoroda v Mnogosloynykh Metallicheskikh Membranakh Tipa {W, Cu, Fe} v Usloviyakh Povrezhdayushchego Neytronnogo Oblucheniya. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2021;44(4). (in Russian).
64. Shimada M. e. a. First Result of Deuterium Retention in Neutron-irradiated Tungsten Exposed to High Flux Plasma in TPE. J. Nuclear Mater. 2011;415:667—671.
65. Zhang S.-Y. e. a. The effect of Inert Gas Preirradiation on the Retention of Deuterium in Tungsten: a TMAP Investigation Combined with First-principles Method. Fusion Eng. and Design. 2017;121:342—347.
66. Franza F. e. a. Tritium Transport Analysis in HCPB DEMO Blanket with the FUS-TPC code. Fusion Eng. And Design. 2013;88:2444—2447.
67. Merrill B.J. e. a. Safety Assessment of Two Advanced Ferritic Steel Molten Salt Blanket Design Concepts. Fusion Eng. and Design. 2004;72:277—306.
68. Aiello A. e. a. An Overview on Tritium Permeation Barrier Development for WCLL Blanket Concept. J. Nuclear Mater. 2004;329—333:1398—402.
69. Song Y. e. a. Analysis on Tritium Controlling of the Dual-cooled Lithium Lead Blanket for Fusion Power Reactor FDS-II. Fusion Eng. and Design. 2009;84:1779—1783.
---
For citation: Koshlan′V.I., Ananyev S.S. Analytical Simulation of the Fuel Cycle of Fusion and Hybrid Reactors. Bulletin of MPEI. 2022;1:19—38. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2022-1-19-38.
---
The work is executed at support: National Research Center «Kurchatov Institute» (Order No. 1934a of 28.09.2020)
2. Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2009. № 1. С. 3—29.
3. Митришкин Ю.В. и др. Управление плазмой в токамаках. Ч. 1. Проблема управляемого термоядерного синтеза. Токамаки, компоненты систем управления // Проблемы управления. 2018. № 1. С. 2—20.
4. Азизов Э.А. и др. Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2009. № 3. С. 3—9.
5. Kukushkin A.S. e. a. Physics Requirements on Fuel Throughput in ITER // J. Nucl. Mater. 2011. V. 415. Pp. 497—500.
6. Fischer U. e. a. Required, Achievable and Target TBR for the European DEMO // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 155. P. 111553.
7. Abdou M. e. a. Blanket/First Wall Challenges and Required R&D on the Pathway to DEMO // Fusion Eng. and Design. 2015. V. 100. Pp. 2—43.
8. Kuteev B.V., Goncharov P.R. Fusion-fission Hybrid Systems: Yesterday, Today, and Tomorrow // Fusion Sci. Technol. 2020. V. 76. Pp. 836—847.
9. Тажибаева И.Л. и др. Наработка трития в литиевой керамике Li2TiO3 для бланкета термоядерного реактора // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2008. № 2. С. 3—11.
10. Kuteev B.V. e. a. Status of DEMO-FNS Development // Nucl. Fusion. 2017. V. 57(7). P. 076039.
11. Bell M.G. The Tokamak Fusion Test Reactor // Magnetic Fusion Energy. Sawston: Elsevier, 2016. Pp. 119—166.
12. Rebut P.H. From JET to the Reactor // Plasma Physics and Controlled Fusion. 2006. V. 48(12). Pp. 1—13.
13. Перевезенцев А.Н. и др. Концепция топливного цикла токамака ИГНИТОР // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2018. № 41(1). С. 83—89.
14. Хвостенко П.П. и др. Экспериментальная термоядерная установка токамак Т-15МД // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2019. № 42(1). С. 15—38.
15. Указ Президента Российской Федерации № 270 от 16.04.2020 г. «О развитии техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации».
16. Raftopoulos S. e.a. Integration of the Tritium Purification System (TPS) into TFTR Operations // Proc. XVI Intern. Symp. Fusion Eng. 1995. V. 1. Pp. 581—584.
17. Smith R. & JET EFDA Contributors. The AGHS at JET and Preparations for a Future DT Campaign // Fusion Sci. and Technol. 2015. V. 67. Pp. 571—575.
18. Аникин А.С. Разработка тритиевого технологического цикла для обеспечения работы токамака типа «ИГНИТОР» // Материалы XLVIII конф. по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу. Звенигород, 2021.
19. Международный термоядерный реактор ИТЭР в РФ [Офиц. сайт] www.iterrf.ru/o-proekte (дата обращения 05.06.2021).
20. Glugla M. e. a. The ITER Tritium Systems // Fusion Eng. and Design. 2007. V. 82. Pp. 472—487.
21. Francisco A. e. a. Overview of the HCPB Research Activities in EURO fusion // IEEE Trans. Plasma Sci. 2018. V. 46(6). Pp. 2247—2261.
22. Raeder J. e. a. ITER Safety // ITER Documentation Series. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 1991. No. 36.
23. Wan Y. e. a. Overview of the Present Progress and Activities on the CFETR // Nuclear Fusion. 2017. V. 57(10). P. 102009.
24. Chen H. e. a. Tritium Fuel Cycle Modeling and Tritium Breeding Analysis for CFETR // Fusion Eng. and Design. 2016. V. 106. Pp. 17—20.
25. Kuang A.Q. e. a. Conceptual Design Study for Heat Exhaust Management in the ARC Fusion Pilot Plant // Fusion Eng. and Design. 2018. V. 137. Pp. 221—242.
26. Sorbom B. e. a. ARC: A Compact, High-field, Fusion Nuclear Science Facility and demonstration power plant with demountable magnets // Fusion Eng. and Design. 2015. V. 100(3). Pp. 378—405.
27. Bocci B. e. a. ARC Reactor Materials: Activation Analysis and Optimization // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 154. P. 111539.
28. Wade D.C., Walters L. ARC-100: A Sustainable, Modular Nuclear Plant for Emerging Markets // Proc. ICAPP. San Diego, 2010. P. 10079.
29. Установка DEMO [Электрон. ресурс] www.euro-fusion.org/programme/demo/ (дата обращения 05.06.2021).
30. Day C. e. a. A smart Three-loop Fuel Cycle Architecture for DEMO // Fusion Eng. and Design. 2019. V. 146. Pp. 2462—2468.
31. Kuteev B.V. e. a. Development of DEMO-FNS Tokamak for Fusion and Hybrid Technologies // Nuclear Fusion. 2015. V. 55. P. 073035.
32. Kuteev B.V. e. a. Key Physics Issues of a Compact Tokamak Fusion Neutron Source // Plasma Phys. 2010. Pp. 1—8.
33. Kuteev B.V. e. a. Design Status of the DEMO-FNS Steady State Tokamak in RF // Proc. IAEA SSO. 2015. Pp. 1—41.
34. Ananyev S.S. e. a. Analysis of Promising Technologies of DEMO-FNS Fuel Cycle // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 161. P. 111940.
35. Ananyev S.S. e. a. Development of a Candidate Technology Development Program for the Main DEMO-FNS Fuel Cycle Systems // Proc. XXXI Symp. Fusion Technol. 2020. Pp. 1—35.
36. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source DEMO-FNS // Fusion Eng. and Design. 2016. V. 57. Pp. 109—111.
37. Ananyev S.S. e. a. Hydrogen Isotopes Distribution Modeling by «FC-FNS» Code in Fuel Systems of Fusion Neutron Source DEMO-FNS // Fusion Eng. and Design. 2019. V. 146. Pp. 582—585.
38. Ананьев С.С. и др. Совместное моделирование топливных потоков в плазме и в системах инжекции и откачки ДЕМО-ТИН // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2020. № 43(4). С. 96—109.
39. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source // Fusion Sci. and Technol. 2015. V. 67(2). Pp. 241—244.
40. Ananyev S.S. e. a. Integration of Coupled Modeling of the Core and Divertor Plasmas into FC-FNS Сode and Application to DEMO-FNS Project // Fusion Eng. and Design. 2020. V. 155. P. 111562.
41. Иванов Б.В., Ананьев С.С. Оценка уровня готовности технологий тритиевого цикла в России на примере проекта гибридного реактора ДЕМО-ТИН // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2021. № 44(4).
42. Reux C. e. a. DEMO Design Using the SYCOMORE System Code: Influence of Technological Constraints on the Reactor Performances // Fusion Eng. and Design. 2018. V. 136. Pp. 1572—1576.
43. Busigin A., Gierszewski P. CFTSIM-ITER Dynamic Fuel Cycle Model // Fusion Eng. and Design. 1998. V. 39—40. Pp. 909—914.
44. Ni M. e. a. Development of Tritium Analysis System TAS 1.0 Chin. J. // Nucl. Sci. Eng. 2009. V. 9. Pp. 355—361.
45. Abdou M. e. a. Deuterium-tritium Fuel Self-sufficiency in Fusion Reactors // Fusion Technol. 1986. V. 9(2). Pp. 250—285.
46. Stacey W.M. Resolution of Fission and Fusion Technology Integration Issues an upgraded Design Concept for the Subcritical Advanced Burner Reactor // Nuclear Technol. 2014. V. 187(1). Pp. 15—43.
47. Abdou M. e. a. Physics and Technology Considerations for the Deuterium–tritium Fuel Cycle and Conditions for Tritium Fuel Self Sufficiency // Nucl. Fusion. 2021. V. 61. P. 013001.
48. Ананьев С.С., Спицын А.В. Расчётный код «FC-FNS» для моделирования распределения изотопов водорода в системах топливного цикла термоядерного реактора // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2017. № 40(1). С. 68—82.
49. Ananyev S.S. e. a. Electronic Model «FC-FNS» of the Fusion Neutron Source DEMO-FNS Fuel Cycle and Modeling Hydrogen Isotopes Flows and Inventories in Fueling Systems // Fusion Eng. and Design. 2019. V. 138. Pp. 289—293.
50. Ananyev S.S. e. a. Architecture of Fuel Systems of Hybrid Facility DEMO-FNS and Algorithms for Calculation of Fuel Flows in the FC-FNS Model // Fusion Sci. Technol. 2020. V. 76. Pp. 503—512.
51. Ananyev S.S. e.a. Concept Development and Candidate Technologies Selection for the Main DEMO-FNS Fuel Cycle Systems // Proc. 28th IAEA Fusion Energy Conf. 2021.
52. Ananyev S.S. e. a. Integrated Modeling of Fuel Flows in the Plasma and the Injection and Pumping Systems for the DEMO-FNS Fusion Neutron Source» // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2021. № 44(2). С. 65—77.
53. Ovcharov A. e. a. Rigorous Dynamic Simulation of Cryogenic Distillation of Hydrogen Isotopologues in the Fuel Cycle of a Thermonuclear Reactor Based on UV Flash // Fusion Sci. and Technol. 2020. V. 76(3). Pp. 179—190.
54. Urgorri F.R. e. a. Tritium Transport Modeling at System Level for the EURO Fusion Dual Coolant Lithium-lead Breeding Blanket // Nucl. Fusion. 2017. V. 57. P. 116045.
55. Программное обеспечение AspenPlus [Офиц. сайт] www.aspentech.com/ (дата обращения 02.06.2021).
56. Jaehyun N. e. a. Estimation of Thermodynamic Properties of Hydrogen Isotopes and 2 Modeling of Hydrogen Isotope Systems Using Aspen Plus Simulator // J. Industrial and Eng. Chem., 2016. V. 46. Pp. 1—8.
57. Day C. e. a. Consequences of the Technology Survey and Gap Analysis on the EU DEMO R&D Programme in Tritium, Matter Injection and Vacuum // Fusion Eng. and Design. 2016. V. 299. Pp. 109—111.
58. Merrill B.J., Jones J.L., Holland D.F. TMAP/Mod1: Tritium Migration Analysis Program Code Description and User’s Manual. Idaho Falls: EG and G Idaho Inc., 1986.
59. Longhurst G.R. TMAP7 User Manual. Idaho Falls: Idaho National Laboratory, 2008.
60. Longhurst G.R., Ambrosek J. Verification and Validation of the Tritium Transport Code TMAP7 // Fusion Sci. Technol. 2005. V. 48. Pp. 468—471.
61. Franza F. e. a. A model for Tritium Transport in Fusion Reactor Components: the FUS-TPC code // Fusion Eng. and Design. 2012. V. 87. Pp. 299—302.
62. Ананьев С.С. и др. Транспорт водорода и его накопление в вакансиях в процессе повреждающего нейтронного облучения в ОЦК-металлах Fe и W // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2020. Т. 43. Вып. 2. С. 13—24.
63. Ананьев С.С. и др. Диффузия и удержание водорода в многослойных металлических мембранах типа {W, Cu, Fe} в условиях повреждающего нейтронного облучения // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Термоядерный синтез». 2021. № 44(4).
64. Shimada M. e. a. First Result of Deuterium Retention in Neutron-irradiated Tungsten Exposed to High Flux Plasma in TPE // J. Nuclear Mater. 2011. V. 415. Pp. 667—671.
65. Zhang S.-Y. e. a. The effect of Inert Gas Pre-irradiation on the Retention of Deuterium in Tungsten: a TMAP Investigation Combined with First-principles Method // Fusion Eng. and Design. 2017. V. 121. Pp. 342—347.
66. Franza F. e. a. Tritium Transport Analysis in HCPB DEMO Blanket with the FUS-TPC code // Fusion Eng. and Design. 2013. V. 88. Pp. 2444—2447.
67. Merrill B.J. e. a. Safety Assessment of Two Advanced Ferritic Steel Molten Salt Blanket Design Concepts // Fusion Eng. and Design. 2004. V. 72. Pp. 277—306.
68. Aiello A. e. a. An Overview on Tritium Permeation Barrier Development for WCLL Blanket Concept // J. Nuclear Mater. 2004. V. 329—333. Pp. 1398—402.
69. Song Y. e. a. Analysis on Tritium Controlling of the Dual-cooled Lithium Lead Blanket for Fusion Power Reactor FDS-II // Fusion Eng. and Design. 2009. V. 84. Pp. 1779—1783.
---
Для цитирования: Кошлань В.И., Ананьев С.С. Аналитическое моделирование топливного цикла термоядерных и гибридных реакторов // Вестник МЭИ. 2022. № 1. С. 19—38. DOI: 10.24160/1993-6982-2022-1-19-38.
---
Работа выполнена при поддержке: Национального исследовательского центра «Курчатовский институт» (приказ № 1934a от 28.09.2020)
#
1. Tetsuo Tanabe. Tritium: Fuel of Fusion Reactors. N.Y.: Springer, 2017.
2. Kuteev B.V., Khripunov V.I. Sovremennyy Vzglyad na Gibridnyy Termoyadernyy Reaktor. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2009;1:3—29. (in Russian).
3. Mitrishkin Yu.V. i dr. Upravlenie Plazmoy v Tokamakakh. Ch. 1. Problema Upravlyaemogo Termoyadernogo Sinteza. Tokamaki, Komponenty Sistem Upravleniya. Problemy Upravleniya. 2018;1:2—20. (in Russian).
4. Azizov E.A. i dr. Ispol'zovanie Kompaktnykh Tokamakov v Kachestve Istochnika Neytronov dlya Resheniya Problem Yadernoy Energetiki. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2009;3:3—9. (in Russian).
5. Kukushkin A.S. e. a. Physics Requirements on Fuel Throughput in ITER. J. Nucl. Mater. 2011;415:497—500.
6. Fischer U. e. a. Required, Achievable and Target TBR for the European DEMO. Fusion Eng. and Design. 2020;155:111553.
7. Abdou M. e. a. Blanket/First Wall Challenges and Required R&D on the Pathway to DEMO. Fusion Eng. and Design. 2015;100:2—43.
8. Kuteev B.V., Goncharov P.R. Fusion-fission Hybrid Systems: Yesterday, Today, and Tomorrow. Fusion Sci. Technol. 2020;76:836—847.
9. Tazhibaeva I.L. i dr. Narabotka Tritiya v Litievoy Keramike Li2TiO3 dlya Blanketa Termoyadernogo Reaktora. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2008;2:3—11. (in Russian).
10. Kuteev B.V. e. a. Status of DEMO-FNS Development. Nucl. Fusion. 2017;57(7):076039.
11. Bell M.G. The Tokamak Fusion Test Reactor. Magnetic Fusion Energy. Sawston: Elsevier, 2016:119—166.
12. Rebut P.H. From JET to the Reactor. Plasma Physics and Controlled Fusion. 2006;48(12):1—13.
13. Perevezentsev A.N. i dr. Kontseptsiya Toplivnogo Tsikla Tokamaka IGNITOR. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2018;41(1):83—89. (in Russian).
14. Khvostenko P.P. i dr. Eksperimental'naya Termoyadernaya Ustanovka Tokamak T-15MD. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2019;42(1):15—38. (in Russian).
15. Ukaz Prezidenta Rossiyskoy Federatsii № 270 ot 16.04.2020 g. «O Razvitii Tekhniki, Tekhnologiy i Nauchnykh Issledovaniy v Oblasti Ispol'zovaniya Atomnoy Energii v Rossiyskoy Federatsii». (in Russian).
16. Raftopoulos S. e.a. Integration of the Tritium Purification System (TPS) into TFTR Operations. Proc. XVI Intern. Symp. Fusion Eng. 1995;1:581—584.
17. Smith R. & JET EFDA Contributors. The AGHS at JET and Preparations for a Future DT Campaign. Fusion Sci. and Technol. 2015;67:571—575.
18. Anikin A.S. Razrabotka Tritievogo Tekhnologicheskogo Tsikla dlya Obespecheniya Raboty Tokamaka Tipa «IGNITOR». Materialy XLVIII Konf. po Fizike Plazmy i Upravlyaemomu Termoyadernomu Sintezu. Zvenigorod, 2021. (in Russian).
19. Mezhdunarodnyy Termoyadernyy Reaktor ITER v RF [Ofits. Sayt] www.iterrf.ru/o-proekte (Data Obrashcheniya 05.06.2021). (in Russian).
20. Glugla M. e. a. The ITER Tritium Systems. Fusion Eng. and Design. 2007;82:472—487.
21. Francisco A. e. a. Overview of the HCPB Research Activities in EURO fusion. IEEE Trans. Plasma Sci. 2018;46(6):2247—2261.
22. Raeder J. e. a. ITER Safety. ITER Documentation Series. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 1991;36.
23. Wan Y. e. a. Overview of the Present Progress and Activities on the CFETR. Nuclear Fusion. 2017;57(10):102009.
24. Chen H. e. a. Tritium Fuel Cycle Modeling and Tritium Breeding Analysis for CFETR. Fusion Eng. and Design. 2016;106:17—20.
25. Kuang A.Q. e. a. Conceptual Design Study for Heat Exhaust Management in the ARC Fusion Pilot Plant. Fusion Eng. and Design. 2018;137:221—242.
26. Sorbom B. e. a. ARC: A Compact, High-field, Fusion Nuclear Science Facility and demonstration power plant with demountable magnets. Fusion Eng. Des. 2015;100(3):378—405.
27. Bocci B. e. a. ARC Reactor Materials: Activation Analysis and Optimization. Fusion Eng. and Design. 2020;154:111539.
28. Wade D.C., Walters L. ARC-100: A Sustainable, Modular Nuclear Plant for Emerging Markets. Proc. ICAPP. San Diego, 2010. P. 10079.
29. Ustanovka DEMO [Elektron. Resurs] www.euro-fusion.org/programme/demo/ (Data Obrashcheniya 05.06.2021). (in Russian).
30. Day C. e. a. A smart Three-loop Fuel Cycle Architecture for DEMO. Fusion Eng. and Design. 2019; 146:2462—2468.
31. Kuteev B.V. e. a. Development of DEMO-FNS Tokamak for Fusion and Hybrid Technologies. Nuclear Fusion. 2015;55:073035.
32. Kuteev B.V. e. a. Key Physics Issues of a Compact Tokamak Fusion Neutron Source. Plasma Phys. 2010:1—8.
33. Kuteev B.V. e. a. Design Status of the DEMO-FNS Steady State Tokamak in RF. Proc. IAEA SSO. 2015:1—41.
34. Ananyev S.S. e. a. Analysis of Promising Technologies of DEMO-FNS Fuel Cycle. Fusion Eng. and Design. 2020;161:111940.
35. Ananyev S.S. e. a. Development of a Candidate Technology Development Program for the Main DEMO-FNS Fuel Cycle Systems. Proc. XXXI Symp. Fusion Technol. 2020:1—35.
36. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source DEMO-FNS. Fusion Eng. and Design. 2016;57:109—111.
37. Ananyev S.S. e. a. Hydrogen Isotopes Distribution Modeling by «FC-FNS» Code in Fuel Systems of Fusion Neutron Source DEMO-FNS. Fusion Eng. and Design. 2019;146:582—585.
38. Anan'ev S.S. i dr. Sovmestnoe Modelirovanie Toplivnykh Potokov v Plazme i v Sistemakh Inzhektsii i Otkachki DEMO-TIN. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2020;43(4):96—109. (in Russian).
39. Ananyev S.S. e. a. Concept of DT Fuel Cycle for a Fusion Neutron Source. Fusion Sci. and Technol. 2015;67(2):241—244.
40. Ananyev S.S. e. a. Integration of Coupled Modeling of the Core and Divertor Plasmas into FC-FNS Сode and Application to DEMO-FNS Project. Fusion Eng. and Design. 2020;155:111562.
41. Ivanov B.V., Anan'ev S.S. Otsenka Urovnya Gotovnosti Tekhnologiy Tritievogo Tsikla v Rossii na Primere Proekta Gibridnogo Reaktora DEMO-TIN. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2021;44(4). (in Russian).
42. Reux C. e. a. DEMO Design Using the SYCOMORE System Code: Influence of Technological Constraints on the Reactor Performances. Fusion Eng. and Design. 2018;136:1572—1576.
43. Busigin A., Gierszewski P. CFTSIM-ITER Dynamic Fuel Cycle Model. Fusion Eng. and Design. 1998;39—40:909—914.
44. Ni M. e. a. Development of Tritium Analysis System TAS 1.0 Chin. J.. Nucl. Sci. Eng. 2009;9:355—361.
45. Abdou M. e. a. Deuterium-tritium Fuel Self-sufficiency in Fusion Reactors. Fusion Technol. 1986;9(2):250—285.
46. Stacey W.M. Resolution of Fission and Fusion Technology Integration Issues an upgraded Design Concept for the Subcritical Advanced Burner Reactor. Nuclear Technol. 2014;187(1):15—43.
47. Abdou M. e. a. Physics and Technology Considerations for the Deuterium–tritium Fuel Cycle and Conditions for Tritium Fuel Self Sufficiency. Nucl. Fusion. 2021;61:013001.
48. Anan'ev S.S., Spitsyn A.V. Raschetnyy Kod «FC-FNS» dlya Modelirovaniya Raspredeleniya Izotopov Vodoroda v Sistemakh Toplivnogo Tsikla Termoyadernogo Reaktora. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2017;40(1):68—82. (in Russian).
49. Ananyev S.S. e. a. Electronic Model «FC-FNS» of the Fusion Neutron Source DEMO-FNS Fuel Cycle and Modeling Hydrogen Isotopes Flows and Inventories in Fueling Systems. Fusion Eng. and Design. 2019;138:289—293.
50. Ananyev S.S. e. a. Architecture of Fuel Systems of Hybrid Facility DEMO-FNS and Algorithms for Calculation of Fuel Flows in the FC-FNS Model. Fusion Sci. Technol. 2020;76:503—512.
51. Ananyev S.S. e.a. Concept Development and Candidate Technologies Selection for the Main DEMOFNS Fuel Cycle Systems. Proc. 28th IAEA Fusion Energy Conf. 2021.
52. Ananyev S.S. e. a. Integrated Modeling of Fuel Flows in the Plasma and the Injection and Pumping Systems for the DEMO-FNS Fusion Neutron Source». Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2021;44(2):65—77.
53. Ovcharov A. e. a. Rigorous Dynamic Simulation of Cryogenic Distillation of Hydrogen Isotopologues in the Fuel Cycle of a Thermonuclear Reactor Based on UV Flash. Fusion Sci. and Technol. 2020;76(3):179—190.
54. Urgorri F.R. e. a. Tritium Transport Modeling at System Level for the EURO Fusion Dual Coolant Lithiumlead Breeding Blanket. Nucl. Fusion. 2017;57:116045.
55. Programmnoe Obespechenie AspenPlus [Ofits. Sayt] www.aspentech.com/ (Data Obrashcheniya 02.06.2021). (in Russian).
56. Jaehyun N. e. a. Estimation of Thermodynamic Properties of Hydrogen Isotopes and 2 Modeling of Hydrogen Isotope Systems Using Aspen Plus Simulator. J. Industrial and Eng. Chem., 2016;46:1—8.
57. Day C. e. a. Consequences of the Technology Survey and Gap Analysis on the EU DEMO R&D Programme in Tritium, Matter Injection and Vacuum. Fusion Eng. and Design. 2016;299:109—111.
58. Merrill B.J., Jones J.L., Holland D.F. TMAP/Mod1: Tritium Migration Analysis Program Code Description and User’s Manual. Idaho Falls: EG and G Idaho Inc., 1986.
59. Longhurst G.R. TMAP7 User Manual. Idaho Falls: Idaho National Laboratory, 2008.
60. Longhurst G.R., Ambrosek J. Verification and Validation of the Tritium Transport Code TMAP7. Fusion Sci. Technol. 2005;48:468—471.
61. Franza F. e. a. A model for Tritium Transport in Fusion Reactor Components: the FUS-TPC code. Fusion Eng. and Design. 2012;87:299—302.
62. Anan'ev S.S. i dr. Transport Vodoroda i Ego Nakoplenie v Vakansiyakh v Protsesse Povrezhdayushchego Neytronnogo Oblucheniya v OTSK-metallakh Fe i W. Voprosy atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2020;43;2:13—24. (in Russian).
63. Anan'ev S.S. i dr. Diffuziya i Uderzhanie Vodoroda v Mnogosloynykh Metallicheskikh Membranakh Tipa {W, Cu, Fe} v Usloviyakh Povrezhdayushchego Neytronnogo Oblucheniya. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Termoyadernyy Sintez». 2021;44(4). (in Russian).
64. Shimada M. e. a. First Result of Deuterium Retention in Neutron-irradiated Tungsten Exposed to High Flux Plasma in TPE. J. Nuclear Mater. 2011;415:667—671.
65. Zhang S.-Y. e. a. The effect of Inert Gas Preirradiation on the Retention of Deuterium in Tungsten: a TMAP Investigation Combined with First-principles Method. Fusion Eng. and Design. 2017;121:342—347.
66. Franza F. e. a. Tritium Transport Analysis in HCPB DEMO Blanket with the FUS-TPC code. Fusion Eng. And Design. 2013;88:2444—2447.
67. Merrill B.J. e. a. Safety Assessment of Two Advanced Ferritic Steel Molten Salt Blanket Design Concepts. Fusion Eng. and Design. 2004;72:277—306.
68. Aiello A. e. a. An Overview on Tritium Permeation Barrier Development for WCLL Blanket Concept. J. Nuclear Mater. 2004;329—333:1398—402.
69. Song Y. e. a. Analysis on Tritium Controlling of the Dual-cooled Lithium Lead Blanket for Fusion Power Reactor FDS-II. Fusion Eng. and Design. 2009;84:1779—1783.
---
For citation: Koshlan′V.I., Ananyev S.S. Analytical Simulation of the Fuel Cycle of Fusion and Hybrid Reactors. Bulletin of MPEI. 2022;1:19—38. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2022-1-19-38.
---
The work is executed at support: National Research Center «Kurchatov Institute» (Order No. 1934a of 28.09.2020)
Опубликован
2021-07-06
Выпуск
Раздел
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации (05.14.03)
