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快堆及加速器驱动次临界系统与核能可持续发展

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第四代核能介绍

第四代核能介绍

第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

我国快堆技术和核能可持续发展-徐銤

我国快堆技术和核能可持续发展-徐銤

A
14.1 2.2 2.8 0.2 0.8 0.03 26 6.3
B
4.2 22.9 54.1 2.0 28.5 26 6.3
LLEP
A：UO2 PWR, 33MWd/kg B：MOX PWR, 33MWd/kg （参考：IAEA-TECDOC-693， P.13、P.25）
裂变截面（1keV-10MeV）
蒸汽流量
设计寿命
t/h
a
96.2
30
CEFR堆厂房边界153m处居民个人最大有效剂量当量 CEFR 正常运行 0.05mSv/a GB6249-2011 0.25mSv/a
设计基准事故
超设计基准事故
0.5mSv/2h
5mSv/2h
5-100mSv/2h
250mSv/2h
堆芯熔化概率低于1×10-6/堆年，任何事故下不用厂外应急。
反应堆大厅（2008.11）
主控室（2009.01）
CEFR外景
国家电网引入快堆现场（2007.01）
4
我国快堆发展战略
CDFBR
600 ～ 1000 MWe
CEFR
CFR
1000～1500 MWe
20 MWe
推广
1990 2011
2012 2023
2016 2028
推广
Hale Waihona Puke 1965基础研究…………….设计验证
3 我国快堆技术发展
• 基础研究
1965～1986
主要重点放在快堆堆芯中子学、热工流体、钠工艺、燃料、
材料，小型钠设备、仪表和安全。直到1986年前，建成了
约12台套实验装置和钠回路。其中包括周恩来总理亲批铀 燃料，1970年6月29日晚11时我国第一座快中子零功率装 置达到临界。

我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安

我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
后处理的对象繁多（除铀、钚外还含 有裂变产物、活化产物及次锕系，共 45 种 典型元素、200 余种核素），而且各组份的 含量差别大，化学行为极其复杂，铀/钚分 离和对杂质的净化要求很高；核临界安 全问题突出；运行可靠性和自动化水平 要求高。因此，后处理是综合多个专业 的高技术结晶，是一个国家科技与工业 水平的体现。后处理技术必须经过实验 室原理研究、冷实验放大研究、中间规模 热试验考验、工程应用等若干环节，研发 周期长、难度大。
嬗变过程可实现核废物的最小化，并有效 降低其放射性毒性的长期危害。乏燃料 若直接进行地质处置，其体积是 2m3/tU， 而经后处理提取铀钚后，需地质处置的 废物体积低于 0.5m3/tU。
地质处置库的装载容量取决于处 置库关闭后巷道内的温度，即残留在玻 璃固化体中的释热核素决定处置库的 容量。以乏燃料直接处置为参照，提高 钚 、次 锕 系 与 高 释 热 核 素 (Sr-90、 Cs-137) 的 回 收 率 ，可 显 著 提 高 处 置 库 的装载容量。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
后处理发展的意义
一是通过后处理提取并复用铀、钚， 可提高铀资源利用率。
后处理可极大地提高铀资源的利用 率。回收的铀、钚可用于热堆循环，但钚 最好用于快堆循环。在热堆中铀资源利 用率不足 1%，而在快堆中铀资源利用率 可以提高到 60%以上，理论上可使地球铀 资源使用达到千年，从而确保核能的可 持续发展。

掌握快堆技术 促进核能可持续发展

掌握快堆技术 促进核能可持续发展

型 和 环 境 友 好 型 社 会 的 发 展 要 求 。 为首 提 出 的 第 四代 先 进核 能 系 统 的６
因此 ，我 国 核 能 发 展 战 略 是 热 中 子 种 堆 型 中 有 ３ 是 快 堆 ， 中最 成 熟 种 其 反 应 堆 （ 水 堆 ）一 快 中 子 反 应 堆 的 是 钠 冷 快 堆 ，就 是 中 国 实 验 快 堆 压
料 中 的 反 应 堆 钚 生 产 电 能 又 可 将 乏 燃 料 中 的 长 寿 命 放 射 性 核 素 烧 掉
并转化成 电能 ， 废为宝 ， 变 将放 射 性 危 害 减 至最 小 。显 然 ，快 堆 具 有 “ 节 约 高 效 ”和 “ 洁 环 保 ”的 特 点 ，它 清 与 压 水 堆 匹配 发 展 ，形 成 闭 式 燃 料 快 堆 是 继 压 水 堆 之 后 发 展 起 来
（ 堆 ）一 聚 变反 应 堆 三 步 走 ” 快 。
这种 类 型 。
囝 牛 技座 ｅ 田科 紫 ｔ
“ ”㈨ 。
Ｔ 产 业 战 略 联 盟
上 墨匮双霍盟匿圈圆
２０ 年 月 寺批 ５ ０公 斤 高 浓 铀 建 成 费 和 工 程 投 资 。国家 科 技 部 、国防 科 封 顶 ， ０ ５ ８ 堆 容 器 首 批 部 件 吊
源 反应 堆 主题 项 目。中 了 大 部 分 原 型 快 堆 的一 些 结 构 特 点 ， 安全 、 境 评 价 、 工 程 管 理 等 多 方 环 核 研 究 院就 此 开 始 了针 对 适 宜 于 向 下 一 步 商 用快 堆 电 站 跨 越 。 面 技 术 也 是 集 核 科 学 、 材料 、 械 、 机
２０ 号”零 功率 实验 装 置 ， 实 工 局 和 中核 集 团公 司 三 家 共 同 出资 ， 入 反 应 堆 大 厅 开 始 堆 本 体 安 装 ， ０ ８

快堆与核能的大规模可持续发展

快堆与核能的大规模可持续发展
• 值得注意的是，可再生能源中，风 电的装机容量和发电量已经超过核 电，太阳能的发电效率也有了很大 提升，风电和太阳能价格下降很快， 表现出了越来越高的竞争力。这是 核能发展必须要考虑的一个因素。
一次能源消费（2013-2018）
各种能源的单位CO2排放量
核能的任务
• 核能应该为人类社会的发展提供大规模、稳定、可持续、 环境友好的能源
60-100 堆内+水池 密封性厂房结构
UO2/MOX CN-1515Ti
540
480
MOX/金属燃料 ODS/HT9 540 480
90-120
120-150
堆内+堆外+水池
堆内+堆外+水池
安全壳（Confinement） 安全壳（Confinement）
人类第一次利用核能发电
1951年12月1日，四个灯泡被点亮（EBR-I, 美国-爱荷华）
– 在现阶段：为经济发展快、但能源匮乏地区提供能源； – 在中远期：替代火电，改善能源结构，有效降低CO2、PM2.5等
排放； – 在远期：与可再生能源共同组成可持续智能化清洁能源体系。
核燃料供应
• 当核能大规模发展时，将不可避免遇到铀资源的问题，目前我国的铀 对外依存度已经超过石油。
• 根据红皮书的数据，全球可经济开采的铀资源仅在700万吨左右。按 一座百万千瓦压水堆60年寿期需10000吨天然铀计算，目前全球总装 机容量约为390GW，全部铀资源仅可以供约100年使用。考虑到中国 等国家的新增核电容量，该时间还会更短。
我国快堆的技术发展
发展阶段
功率（MWe） 冷却剂 型式
中国实验快堆 CEFR
20 钠
池式
示范快堆 CFR600

发展快堆保障我国核能可持续发展

发展快堆保障我国核能可持续发展

观点发展快堆保障我国核能可持续发展编者按：加快核电和可再生能源发展是改善能源结构、保障能源安全的有效途径。

快中子增殖堆（简称快堆）在自持运行的同时可以将不易裂变的铀一２３８转变成易裂变的钚一２３９。

从而实现核燃料的增殖。

采用快堆技术可以将铀资源的利用率从目前压水堆的约１％提高到６０～２０％左右．从而为我国大规模发展核电提供可靠的资源保障。

一—］■■■●—■■＿能源可持续供应是国家稳定、发展和安全的基础。

核能是我国能源大家庭中的一员，由于其对环境影响小、安全、可靠、经济性可接受且可大规模应用，正在加速发展。

我们预测，核能将发展成为我国的主要能源之一。

基于热中子反应堆核能的大规模利用，必须考虑铀资源的有限性和长寿命高放废物对环境的潜在风险。

我国核能发展战略的第二步——“快堆”。

因其易裂变燃料在堆中可增殖和可嬗变高放长寿命核素的特性，实现“热堆一快堆”匹配闭式核燃料循环可保证核能的可持续发展。

作为我国快堆工程技术发展的起步，６５ＭＷ热功率中国实验快堆已处于安装后期，即将进入全面调试；８００～９００ＭＷｅ的示范快堆正处于申请阶段。

在当前压水堆发展计划的基础上，需要加快快堆及其相关闭式核燃料循环的发展，以实现如下战略目标：２０３０年前批量建成示范快堆，增加核电容量；２０５０年核电容量发展到２４０ＧＷｅ，约占国家总电力生产的１６％；２０５０～２１００年实现核能大规模替代化石能源，大大减少二氧化碳的排放。

一、引言我国国民经济持续高速发展，相表１我国一次能源生产■徐铢应的一次能源的生产也有较快的增长速度。

表１列出了２００１～２００６年我国一次能源生产的发展情况。

２００６年我国政府提出，２０２０年将运行４０ＧＷｅ容量的核电，并有１８ＧＷｅ在建。

我们预测２０５０～２１００年问设想用核能大规模替代化石燃料，减少二氧化碳的排放。

则需要数千ＧＷｅ的核电容量。

＝、核能的可持续发展我国是一个发展中的大国，核能的可持续发展不像当今的法国，核电发展到５８～６０ＧＷｅ就达饱和。

关于加速器驱动次临界系统(ADS)研发促进我国核能可持续发展的建议

关于加速器驱动次临界系统(ADS)研发促进我国核能可持续发
展的建议
中国科学院学部
【期刊名称】《中国科学院院刊》
【年(卷),期】2009(024)006
【摘要】@@ 1 分离.嬗变是实现核能可持续发展不可缺少的环节rn目前,我国的核电事业即将进入快速发展期.根据发改委2005年发布的核电发展规划,2020年核电总装机容量将达到4 000万千瓦,另有1 800万千瓦在建,核电在总发电量中所占比重将提高到4%左右.根据对国家中长期能源发展形势和前景的分析,中国工程院在<2050年我国的能源需求>咨询报告中指出,到2050年,我国核电占一次能源总量的比重要求提高至12.5%(占电力装机容量的20%).
【总页数】4页(P642-644,641)
【作者】中国科学院学部
【作者单位】中国科学院学部,北京,100864
【正文语种】中文
【相关文献】
1.加速器驱动次临界系统(ADS)与核能可持续发展 [J], 赵志祥;夏海鸿
2.外中子源驱动的次临界堆核能系统--可预见的更安全的核能源 [J], 宋文杰
3.工业用铅冷加速器驱动次临界系统(ADS)初步概念设计 [J], 黄锦华;阳彦鑫
4.加速器驱动次临界系统(ADS)与核能可持续发展 [J], 赵志祥;夏海鸿
5.加速器驱动次临界系统(ADS)及其散裂靶的研究现状 [J], 徐雅晨;亢方亮;盛选禹;;;
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铅铋冷却次临界堆反应性引入下的中子学动态特性分析

铅铋冷却次临界堆反应性引入下的中子学动态特性分析陈森;金鸣;陈志斌;柏云清;赵柱民;吴宜灿【摘要】加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学动态特性.采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度(keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下1s内引入反应性+1 β的中子学动态特性对比分析.结果表明:①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2014(013)002【总页数】5页(P45-49)【关键词】ADS;反应性引入;RELAP5;瞬态分析【作者】陈森;金鸣;陈志斌;柏云清;赵柱民;吴宜灿【作者单位】中国科学技术大学,合肥230026;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学技术大学,合肥230026【正文语种】中文【中图分类】TL327随着对核能知识的日渐加深，人们意识到核事故可能会对人员和环境产生严重危害，对核安全问题日益关注［1］。

非能动技术已普遍应用于先进反应堆的各个主要安全系统，其作为先进反应堆固有安全性的重要组成部分，成为保障核电安全不可或缺的手段［2］。

核电的安全一定意义上是由核电厂核设施（包括构筑物、系统和部件）设计的可靠性所决定的，而其中核电厂设备设计的可靠性是保证核电厂安全的重要环节［3］。

我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安

部分分离由于不能得到“纯钚”，可 以防“扩散”，因而近年来国际上较为热 门，但从工程可行性、快堆嬗变需要多
次循环的物料衔接角度考虑，全分离流 程适应性更强。
需要指出的是，俄、法、日、印、韩等 国均规划了快堆的发展计划，积极开发 先进后处理-快堆嬗变（也可增殖）核燃 料循环技术。2008 年至 2012 年欧洲 12 个国家发起了由 34 个研究机构参与的 ACSEPT（分离-嬗变使锕系再循环）计 划，主要开展水法和干法先进分离技术 研究。在新萃取剂合成、组分离、锕/镧 分离和锶/铯分离流程开发以及干法分 离等方面均取得了阶段进展。韩国在 干法后处理研究中也取得了较大成绩， 2012 年完成了干法后处理示范设施的 建设（PRIDE），目前正在开展干法流程 铀试验；日、法等则在快堆嬗变次锕系 的元件制造和干法后处理等方面开展 大量研究。
3.后处理科技项目研究进程 自上世纪开始，国内即开展先进 无盐 PUREX 两循环流程、高放废液 分离等研究。在此基础上，提出了具 有自主知识产权、具有第三代后处理 技术特点的先进无盐全分离流程。 该流程中的先进无盐两循环 APOR 流程，进行了十多次全流程台 架 温 试 验 验 证 与 改 进 ，结 果 表 明 ， APOR 流程具有良好的适应性，适宜 高燃耗乏燃料处理。铀钚分离使用 的二甲基羟胺还原剂和单甲基肼支 持还原剂具有良好稳定性。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。

乏燃料后处理厂建应提上日程

乏燃料后处理厂建应提上日程作者：石磊李金英胡言涛来源：《能源》 2018年第6期多国差异化布局核燃料循环社会主义建设进入到新时代，核工业发展与建设亦是如此。

鉴于核工业体系的庞大与复杂，笔者先结合自身在核工业几十年的工作经历，概述--下核工业。

“核工业”，又称原子能工业，泛指涉及核材料与核燃料研究生产加工、核能开发利用、核武器研制生产、放射性同位素研制生产和开发利用等庞大的、复杂的综合性工业部门。

从科学上讲，核工业是利用自然资源，通过核反应促使原子核内部结构发生变化使核素发生转化，同时释放出巨大的、可控的能量并加以利用的高科技战略产业。

其主要任务两个方面：一是核能的和平利用，包含核材料、核燃料、放射性同位素的研究、生产、加工、应用等全过程；核反应堆与核动力装置的研究、设计、建造、运行；核能生产（发电和供热等）等。

二是核武器（原子弹、氢弹、中子弹等）与军用核动力的研发，除核材料、核燃料、放射性同位素等与核能和平利用的生产原理相同外，核武器与军用核动力的研究、设计、建造、使用等都属于核工业的范畴。

核工业在一个国家的国防和经济社会发展中具有十分重要的地位和作用。

核工业体系涉及的专业领域，包括：资源的地质勘探；资源的开采；材料的冶炼和精制；同位素的分离；燃料元件的制造；反应堆的设计建造运行；乏燃料的处理；放射性废物的处理处置；放射性同位素生产；核武器研制；核仪器设备制造；核设施的建筑安装；核设施的退役；贯穿整个核过程的辐射防护技术；核保障技术等。

这里单独说说核燃料循环，核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。

核燃料循环通常分成两大部分，核燃料循环前端和核燃料循环后端，核燃料循环前端包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、燃料元件制造等，而核燃料循环后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的处理以及对放射性废物处理、贮存和处置等。

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快堆及加速器驱动次临界系统与核能可持续发展
赵志祥
中国原子能科学研究院
实现核裂变能的可持续发展必须解决两个问题：一是提高铀资源的利用率；二是安全处置核电运行过程中产生的高放废物，实现核废物最少化。

解决上述两个问题的关键是实现以核燃料的增殖和分离-嬗变技术为核心的铀、钚、次錒系元素多次循环。

为此，大陆正在积极开发快中子增殖堆（FBR）技术和加速器驱动次临界系统（ADS）技术。

快堆技术按照三步走的战略发展，即2009年前建成热功率为65MW、电功率为20MW的中国实验快堆CEFR，2020年前建成电功率为800MW的示范快堆，2030年左右建成大型高增殖商用快堆并进行推广。

目前正在建设之中的CEFR于1992年完成了概念设计，1997年完成初步设计，2005年完成施工设计，2005年5月正式开工建设，2002年8月实现主厂房封顶。

预计于2009年实现首次达临界，2010年并网发电。

ADS系统由于其中子能谱比较硬，堆内中子余额较多，安全性比较好，嬗变能力很强，是理想的长寿命放射性废物的焚烧炉。

ADS系统的开发涉及强流质子加速器、高功率靶，非均匀、有外源的次临界包层多个领域的前沿技术。

大陆于1994起开展了ADS的概念及物理可行性研究。

2000年到2005年间，在国家973计划的支持下开展了ADS的物理及技术基础研究。

2007年，继续得到了国家973计划的支持，将在ADS物理热工技术、次临界中子学、ADS专用数据库完善和检验、束流损失控制关键技术、ADS器—堆耦合部件和干法后处理等方面开展研究，目标是突破ADS关键技术，为建设ADS技术集成装置打好基础。

在五年研究的基础上，将建设原理验证装置启明星二号。

赵志祥，1950出生，中国原子能科学研究院院长，研究员，博士生导师。

兼任中国核数据委员会主任、国际核数据委员会委员、《原子能科学技术》主编。

Zhao Zhixiang
President
China Institute of Atomic Energy。