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加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计
李焕星;夏兆东;刘锋;周琦;朱庆福;宁通;孙旭;柯国土
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2024(58)2
【摘要】加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。
本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。
结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国
1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。
【总页数】8页(P393-400)
【作者】李焕星;夏兆东;刘锋;周琦;朱庆福;宁通;孙旭;柯国土
【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所
【正文语种】中文
【中图分类】TL416
【相关文献】
1.加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析
2.加速器驱动次临界堆换料系统概念设计与分析
3.加速器驱动次临界反应堆次临界度测量方法研究
4.中国加速
器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计5.加速器驱动的次临界系统快堆次锕系核素非均匀布置堆芯的中子学研究
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ResearchNuclear Power—Review中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展吴宜灿Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, Chinaa r t i c l e i n f o摘要Article history:Received 23 November 2015Revised 29 February 2016Accepted 3 March 2016Available online 31 March 20162011年，在中国科学院战略性先导专项“未来先进核裂变能——加速器驱动次临界嬗变系统”等项目的支持下，针对加速器驱动次临界系统和第四代铅冷快堆的技术发展目标和试验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW 中国铅基研究堆CLEAR-I 的概念设计，建成了KYLIN 系列铅铋回路试验平台，并在此基础上开展了反应堆冷却剂技术、关键组件、结构材料与燃料、反应堆运行与控制技术等铅铋反应堆关键技术的研发。
为验证及测试铅基堆关键组件和综合操作技术，正在开展铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S 、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V 的建设。
© 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering andHigher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-NDlicense (/licenses/by-nc-nd/4.0/).关键词加速器驱动次临界系统中国铅基反应堆铅铋共晶技术研发进展1. 引言加速器驱动次临界系统(ADS)是一种新型的核能利用装置，由质子加速器、重金属散裂靶以及次临界反应堆组成。
国之重器加持，大湾区再添“科技航母”：中科院两大科学装置落户广东，总投资约68亿元ս礵䕙㔐곥վ2020年7月，中科院两大科学装置项目的装置区配套工程在惠州市惠东县的黄埠镇加快建设。
作为总投资约68亿元的国之重器，在建的两大科学装置——强流重离子加速器装置（HIAF）和加速器驱动嬗变研究装置（CIADS），是《国家重大科技基础设施建设中长期规划（2012－2030）》“十二五”优先安排建设的16个重大科技基础设施之一，也是国内为数不多的两个紧密相连的大科学装置。
随着两大科学装置、广东太平岭核电等数个“巨无霸”项目的开工建设，惠东县黄埠镇所处的惠州稔平半岛将崛起成为粤港澳大湾区能源科技创新中心。
ս䒊霃⾎玐վ2009年，中科院近代物理研究所提出HIAF的概念设计并不断优化，相关技术人员开始在全国选址。
2010年，科研人员开始在全国范围内为CIADS项目选址。
2014年，惠州市惠东县东南沿海地区被选定为两大科学装置建设地。
2014年6月，中科院与广东省政府签署HIAF项目和CIADS项目共建框架协议，标志着两大科学装置正式落户广东。
2015年12月31日，国家重大科技基础设施“强流重离子加速器装置”和“加速器驱动嬗变研究装置”由国家发改委批准立项。
2017年12月，H I A F和CIADS配套工程项目可行性研究报告获得广东省发改委批复。
2018年1月18日，HIAF和CIADS项目可行性研究报告获得国家发改委批复，标志着两大科学装置正式进入设计建造阶段。
2018年5月15日，HIAF项目初步设计方案获得中科院批复。
2018年6月13日，CIADS项目初步设计方案获得中科院批复。
2018年7月30日，中科院近代物理研究所与香港大学理学院签署合作备忘录协议，双方将依托惠州HIAF和CIADS成立核物理联合实验室。
2018年9月，HIAF和CIADS项目配套设施建设中的场平工程启动建设。
2018年12月23日，HIAF项目开工建设启动会在惠州顺利召开。
中国四代堆核“芯”技术取得突破
-ADS嬗变系统”和国家十二五重大基础设施建设项目“加速器驱动嬗变研究装置”的反应堆系统。
核安全所负责“ADS嬗变系统”中铅铋反应堆的研发工作，目前已经完成了反应堆系统详细设计及主要技术研发，并在核心设计理念与关键设备研制方面实现了突破，具备了铅基堆工程实施能力。
得益于铅基材料优良的中子物理和热物理特性以及稳定的化学性质，铅基堆除了在产能安全性和经济性方面具有突出优势之外，还具有良好的核废料“焚烧”处理能力和核燃料增殖能力，是一种能够实现多种应用和可持续发展的先进核能系统。
这种反应堆具有良好的工业技术基础，如俄罗斯核潜艇装备的铅冷快堆已经有近100堆年的成功运行经验。
由于铅基堆具有巨大的商业潜力，目前俄罗斯和欧洲正积极推动的铅基堆工程化应用，计划2021年实现商业示范。
中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计彭天骥;顾龙;王大伟;李金阳;朱彦雷;秦长平【摘要】According to the construction requirement of China Initiative Accelerator Driven System (CiADS ) , a conceptual design of subcritical reactor in CiADS was completed .The subcritical reactor is a liquid lead-bismuth cooled fast reactor with the semi-pool semi-loop type arrangement mode ,and the center tube in vessel was used to realize the structure coupling with the spallation target . The relatively mature fuel scheme and refueling pattern were adopted ,the unique lead-bismuth coolant auxiliary system was designed ,and a variety of engineering safety systems were set up to ensure the safety of the reactor .In the design of the CiADS subcritical reactor ,the feasibility of the reactor-target interface is fully considered ,and the favorable heat transfer capaci-ty of the liquid lead-bismuth is utilized .The natural circulation capacity characteristic of the pool-type reactor and low coolant capacity characteristic of the loop-type reactor are realized together . The good feasibility , safety , arrangement flexibility and technical scalability are combined in the CiADS reactor design .%根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计.次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合.燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全.CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)012【总页数】7页(P2235-2241)【关键词】中国加速器驱动嬗变研究装置;次临界反应堆;概念设计【作者】彭天骥;顾龙;王大伟;李金阳;朱彦雷;秦长平【作者单位】中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000【正文语种】中文【中图分类】TL371加速器驱动次临界系统(ADS)[1-5]是国际公认的最有前景的长寿命核废料安全处理装置。
ADS利用加速器提供高能强流质子束，轰击重原子核产生高通量广谱散裂中子，外中子源驱动和维持次临界反应堆连续稳定运行，在此过程中将反应堆中装载的长寿命高放射性核素嬗变成短寿命核素或稳定核素[1-5]。
ADS通过调节加速器的运行参数来控制中子源的强度和能谱，进而调控次临界反应堆中可裂变/可嬗变核素的嬗变速率，能实现良好的中子经济性和嬗变支持比。
同时，ADS采用了深度次临界的堆芯，从原理上杜绝了核临界事故发生的可能性，具有固有安全性[6-7]。
因此，ADS成为国际公认的核废料嬗变处理技术途径的最佳选择[8-9]。
我国经过了20多年的前期研究，于2015年底，国家发展和改革委员会正式批准了国家重大科技基础设施加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的立项。
CiADS工程采用“超导直线加速器+高功率散裂靶+次临界反应堆”组合的技术路线，其概念设计已完成，并已开展了一系列关键科学技术问题的研究。
本文将对CiADS的总体概念设计方案和次临界反应堆的概念设计进行介绍。
CiADS工程采用“超导直线加速器+高功率散裂靶+次临界反应堆”组合的技术路线。
CiADS各系统的设计参数如下。
1) 超导直线加速器：束流能量500 MeV，流强5 mA，最大束流功率2.5 MW；2) 高功率散裂靶：最大可承受束流功率2.5 MW；3) 次临界反应堆：最大热功率8 MW。
参照国际类似装置的建造及运行经验，CiADS采用分阶段建设的模式：第1阶段，实现ADS运行功率1 MW(含散裂靶和次临界反应堆功率)的目标；第2阶段，在3 a内逐步提高设备运行水平，实现ADS总功率10 MW耦合运行。
CiADS的总体设计参数列于表1。
由于ADS中核废料的嬗变必须在次临界反应堆中进行，而反应堆需外中子源(散裂靶)进行驱动。
为了保证在与散裂靶耦合条件下次临界反应堆能稳定运行，次临界反应堆采用了“靶堆耦合界面+次临界堆+控制机构+冷却回路”的系统结构。
由散裂靶产生的具有一定通量和空间分布的中子通过靶堆耦合界面进入次临界反应堆引起堆内的核废料嬗变，通过冷却回路将核反应产生的热量带出，通过控制机构调控运行模式以保证运行的稳定安全。
目前，国际上认可的ADS次临界反应堆技术路线主要集中于两种第4代快中子堆，即液态铅铋冷却和气体冷却的次临界快中子反应堆。
由于液态铅铋对中子的吸收和慢化弱，反应堆中子经济性好，使得液态铅铋冷却反应堆具有更高的核废料嬗变和核燃料增殖能力。
同时，铅铋合金的熔点低、沸点高等特点也使得反应堆可在低压运行时获得更高的出口温度，避免了高压系统冷却剂丧失事故的风险，并可实现高效的热电转换。
同时，液态铅铋的载热能力及自然循环能力强，可依靠自然循环排出堆芯余热，大幅提高了反应堆的非能动安全性。
因此，CiADS选择液态铅铋冷却次临界快中子反应堆作为建设方案。
CiADS次临界反应堆采用液态铅铋作为冷却剂。
在正常运行时，反应堆采用主泵驱动的冷却剂强迫循环进行热量导出；在事故工况下，充分利用了液态铅铋的物性特点，加强了次临界反应堆的自然循环能力，利用液态铅铋在辅助换热器和堆芯之间的自然对流换热导出堆芯余热。
次临界反应堆的主要组成部分为：次临界堆芯、反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施、核岛公用支撑系统等。
在ADS中，散裂靶是耦合加速器与次临界反应堆的核心部件，其主要功能是与高能质子束发生散裂反应，产生高能广谱散裂中子，驱动次临界反应堆稳定运行。
CiADS中的散裂靶采用中国科学院ADS研究团队研发的固体颗粒流方案。
该方案以流动的固体颗粒为靶材，同时充当自身的冷却介质，与质子束流散裂反应产生中子的同时，利用其流动特性将高功率密度的束流沉积热带出束靶耦合的反应区，兼具了固态靶和液态靶的优势。
CiADS散裂靶的主要参数列于表2，散裂靶回路如图1所示。
CiADS次临界反应堆堆芯由30盒六边形燃料组件和78盒六边形哑组件组成，堆芯中间留有圆形孔道，用于散裂靶管贯穿。
CiADS次临界反应堆堆芯布置如图2所示，其主要参数列于表3。
CiADS次临界反应堆堆芯的燃料组件采用正六边形外套管封装的结构型式，每盒燃料组件有60根燃料棒和1根不锈钢棒。
燃料棒采用正三角形排列方式，整体上构成正六边形的排列布局。
不锈钢棒位于组件中心位置，占据1个燃料棒的空间，用于驱动燃料组件与下栅格板的锁紧机构。
燃料芯块采用19.75%富集度的UO2陶瓷燃料，是目前民用研究堆所能获取到的富集度最高的核燃料。
芯块直径为11.5 mm，燃料棒中心距为14.6 mm，燃料棒间距直径比(P/D)为1.114 5，燃料组件中心距为126.5 mm。
为防止燃料组件在铅铋冷却剂中发生浮动，在燃料组件下端设置了配重和锁紧机构，燃料组件结构如图3所示。
使用CFD程序和子通道程序对CiADS次临界反应堆堆芯进行热工水力设计，其主要参数列于表4，该设计满足设计准则和总体设计要求。
CiADS次临界反应堆的反应堆冷却剂系统采用半池式-半回路式布置方式，主要由主容器、主泵、主换热器、辅助换热器等设备构成。
主换热器和主泵采用一体化设计，二者布置在反应堆主容器之外，通过短套管与主容器连接，形成了类似于回路式的连接方式，最大程度上降低冷却剂装量；辅助换热器置于反应堆主容器之内，类似于池式堆，在事故工况下充分利用液态铅铋的自然循环导出堆芯余热。
一回路在0.05 MPa微负压下运行，主冷却剂系统将堆芯中产生的热量通过主换热器传输给二回路，将二回路给水加热为高温水；主换热器二次侧产生的高温水直接输送到蒸发式冷凝塔进行冷却，将热量排放到大气中。
反应堆冷却剂系统的主要构成和流程如图4所示。
CiADS次临界反应堆主容器由平顶盖、密封紧固件、筒体、下封头及中心管组成，如图5所示。
主容器总高约10 m，内径为3.6 m，壁厚为0.03 m。
在结构设计上，采用单层容器，分离式堆顶盖结构，堆顶盖为圆环结构，中心开孔用来安装堆顶旋塞。
反应堆主容器堆芯吊篮内对称布置有4台辅助换热器，4台辅助换热器的下半部分直接浸入主容器内的铅铋中。
在正常运行工况下辅助换热器起辅助加热作用，事故工况下通过辅助换热器实现堆芯的非能动余热排出。
堆靶耦合方面，反应堆创新性地采用了在主容器加装中心管的方式以实现堆靶耦合和解锁。
CiADS次临界反应堆与散裂靶在物理边界上相互隔离，并不直接接触，散裂中子穿过中心管与堆芯燃料发生反应，二者从结构上彼此独立，更利于堆靶的耦合和解耦，也更利于散裂靶的维护。
主泵的功能是为铅铋冷却剂在回路中的强迫循环提供动力。
