来源:Journal of Nuclear Engineering 发布时间:2026/5/8 12:33:51
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通过膜气-液接触器从聚变反应堆液体包层中提取氚 | MDPI Journal of Nuclear Engineering

论文标题:Tritium Extraction from Liquid Blankets of Fusion Reactors via Membrane Gas–Liquid Contactors

论文链接:https://www.mdpi.com/2673-4362/6/2/13

期刊名: Journal of Nuclear Engineering

期刊主页:https://www.mdpi.com/journal/jne

在聚变能迈向工程化应用的过程中,氚的自持循环是关键技术瓶颈之一。作为氚增殖剂,液态铅锂共晶合金(Pb-Li)在聚变堆包层中承担着产氚与载热双重任务,如何高效、可靠地从其中提取氚,直接关系到聚变堆的运行安全与经济性。意大利国家新技术、能源与可持续经济发展署(ENEA)弗拉斯卡蒂研究中心的 Silvano Tosti 与 Luca Farina Journal of Nuclear Engineering发表了题为《通过膜气-液接触器从聚变反应堆液体包层中提取氚》的最新研究成果,系统提出并评估了一种基于多孔膜的新型氚提取工艺。

研究过程与结果

聚变堆中氚通过中子与锂的核反应在液态Pb-Li包层中生成,随后以原子形式溶解于液态金属中。传统氚提取技术主要包括气液接触器(GLC)和真空渗透器(PAV)。GLC采用惰性气体与Pb-Li逆流接触实现氚的脱除,但设备体积大、传质效率有限;PAV利用致密金属膜(如铌或钒)的选择性渗透特性,在真空侧提取氚,但受限于金属膜的氢渗透速率和表面氧化问题,传质阻力较高。

针对上述局限,研究团队提出了膜气液接触器(MGLC)概念。该装置采用不锈钢烧结多孔膜管,在膜孔内实现气-液两相直接接触(如下图),从而避免了致密金属膜的扩散阻力。氚的传质过程主要由Pb-Li侧氢原子重组与脱附控制,而气体在膜孔内的扩散阻力可忽略。通过Washburn方程计算膜孔尺寸,确保在300–500°C工作温度下,Pb-Li在压差作用下不会穿透膜孔进入气相侧,典型孔径约2–3 μm。

膜气液接触器工作原理示意图

研究基于Sieverts定律与重组动力学,建立了MGLC的氚传质模型,并结合文献中Sieverts常数的大范围分散数据,评估了整体传质系数。实验验证表明,在370°C下,MGLC的整体传质系数为7.249 × 10−8 mol m−2 s−1 Pa−1,且与采用Aiello等文献数据计算的结果吻合良好。

在此基础上,研究以欧洲DEMO水冷铅锂包层(WCLL)为应用场景,对MGLC提取单元进行了初步设计,并与Nb-PAV、V-PAV及GLC(填料塔)三种技术进行对比。设计参数包括:温度330°C、氚分压55 Pa、总Pb-Li流量1626 kg/s(4个外靶区回路+2个内靶区回路)。MGLC采用与Nb-PAV相同的U形管束构型,以便于一致性比较。

研究总结

对比结果显示,MGLC在氚提取系统设计中展现出显著优势:

渗透面积大幅降低:全系统所需渗透面积仅2376 m²,分别约为Nb-PAV(表面控制与扩散控制工况)的1/9和1/2,仅为V-PAV的1/30;

单元体积最小:针对单回路外靶区提取单元,MGLC体积约125 m³,分别为Nb-PAV、GLC和V-PAV的1/0.55、1/2.8和1/1.4;

传质过程简洁:MGLC消除了致密金属膜的晶格扩散阻力,整体传质系数由界面重组过程主导,传质动力学更快。

本研究首次将多孔膜气液接触器技术引入聚变堆液态包层氚提取领域,验证了其在渗透面积、设备体积及传质效率方面的综合优势。MGLC不仅为DEMO WCLL包层提供了一种紧凑、高效的氚提取替代方案,也为未来聚变堆燃料循环系统的小型化与模块化设计开辟了新路径。

未来研究将重点围绕膜材料在Pb-Li环境中的长期稳定性、膜孔堵塞机制、系统可靠性与经济性评估等方向展开,推动该技术向工程验证阶段迈进。

期刊介绍

主编:Dan Gabriel Cacuci, University of South Carolina, USA

期刊创刊于2020年, 最新Impact Factor 1.2,CiteScore 2.6,是一个国际开放获取期刊,发表同行评审的论文。期刊涵盖了与核和辐射过程的科学和应用相关的原创研究、想法和进展。发文类型包括original research papers, reviews, communications, brief reports, opinions, technical notes, editorials等。

截至目前,Journal of Nuclear Engineering期刊已被Scopus, ESCI (Web of Science), EBSCO等数据库收录。

 
 
 
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