近日，等离子体所聚变堆材料及部件研究室祝庆军课题组在聚变堆包层中子学模块产氚实验研究中取得新进展，该成果以“Experimental study on tritium breeding in water-cooled ceramic breeder blanket mock-up under D–T neutron irradiation conditions”为题发表在国际原子能机构期刊Nuclear Fusion上（https://doi.org/10.1088/1741-4326/abed84）。
通过产氚包层实现氚自持循环是未来聚变堆发电的核心技术之一，包层的设计及功能必须经过氘氚中子的实验验证。由于氘氚中子源稀缺、中子能量高（14MeV）、放射性强，因此验证实验的难度很大，长期以来聚变工程堆氚产生率的数据主要依赖理论计算和数值模拟。2015年，我国ITER专项计划专家组提出，CFETR各候选产氚包层方案必须进行氘氚中子辐照实验，以获得真实产氚率数据。
祝庆军课题组历经五年时间，制造了等离子体所承担的水冷包层方案的中子学实验模块，并在中国原子能研究院的D-T中子源上进行了辐照实验，获得了该包层设计方案的第一手产氚实验数据。实验采用了钛酸锂试剂片离线测量法和锂玻璃探测器在线测量法两种方法进行对照印证。结果表明，在目前的包层设计条件下，氚产生率（tritium production ration）的蒙特卡洛理论计算值与实验值之比在0.97到1.08之间，两者总体符合良好。考虑到设计裕量，完全可以满足未来聚变堆氚自持的要求，为CFETR产氚包层的工程化实现提供了相应的理论与实验基础。
图：a. D-T中子源辐照实验装置 b. 对应蒙特卡洛计算模型