近日，等離子體所聚變堆材料及部件研究室祝慶軍課題組在聚變堆包層中子學模塊產氚實驗研究中取得新進展，該成果以“Experimental study on tritium breeding in water-cooled ceramic breeder blanket mock-up under D–T neutron irradiation conditions”為題發表在國際原子能機構期刊Nuclear Fusion上（https://doi.org/10.1088/1741-4326/abed84）。

　　通過產氚包層實現氚自持循環是未來聚變堆發電的核心技術之一，包層的設計及功能必須經過氘氚中子的實驗驗證。由于氘氚中子源稀缺、中子能量高（14MeV）、放射性強，因此驗證實驗的難度很大，長期以來聚變工程堆氚產生率的數據主要依賴理論計算和數值模擬。2015年，我國ITER專項計劃專家組提出，CFETR各候選產氚包層方案必須進行氘氚中子輻照實驗，以獲得真實產氚率數據。

　　祝慶軍課題組歷經五年時間，制造了等離子體所承擔的水冷包層方案的中子學實驗模塊，并在中國原子能研究院的D-T中子源上進行了輻照實驗，獲得了該包層設計方案的第一手產氚實驗數據。實驗采用了鈦酸鋰試劑片離線測量法和鋰玻璃探測器在線測量法兩種方法進行對照印證。結果表明，在目前的包層設計條件下，氚產生率（tritium production ration）的蒙特卡洛理論計算值與實驗值之比在0.97到1.08之間，兩者總體符合良好。考慮到設計裕量，完全可以滿足未來聚變堆氚自持的要求，為CFETR產氚包層的工程化實現提供了相應的理論與實驗基礎。

　　圖：a. D-T中子源輻照實驗裝置 b. 對應蒙特卡洛計算模型