聚变中子源驱动的次临界核能系统.

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。

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。

新能源概论结课论文核能一、发展史核能问世的准备时期，可以追溯到19世纪末至20世纪初。

19世纪末，英国物理学家汤姆逊发现了电子；1895年，德国物理学家伦琴发现了X射线；1896年，法国物理学家贝克勒尔首次发现了天然铀的放射性；1898年，居里夫人又发现了新的放射性元素钋和镭；1902年，她经过4年的艰苦努力成功分离出毫克级的高纯镭；1905年，爱因斯坦提出了著名的质能转换公式E＝mc2（c为光速，E为能量，m为转换成能量的质量）。

1914年，英国物理学家卢瑟福通过实验，确定氢原子核是一个正电荷单元，称为质子。

1932年，英国物理学家查得威克发现了中子。

1938年，德国科学家哈恩和他的助手斯特拉斯曼用中子轰击铀原子核，发现了核裂变现象。

有些元素可以自发地放出射线，这些元素叫做放射性元素。

放射性元素可以放出3种看不见的射线。

一种是α射线，就是氦原子核。

一种是β射线，就是高速电子。

一种是γ射线，就是高能电磁波。

其中γ射线的穿透能力最强。

当中子撞击铀原子核时，一个铀核吸收了一个中子而分裂成两个较轻的原子核，同时发生质能转换，放出很大的能量，并产生两个或3个中子，这就是举世闻名的核裂变反应。

在一定的条件下，新产生的中子会继续引起更多的铀原子核裂变，这样一代代传下去，像链条一样环环相扣，所以科学家将其命名为链式裂变反应。

1946年，在法国居里实验室工作的我国科学家钱三强、何泽慧夫妇发现了铀原子核的“三裂变”、“四裂变”现象。

链式裂变反应释放出巨大的核能，1千克铀235裂变释放出的能量，相当于2500吨标准煤燃烧产生的能量。

只有铀233、铀235和钚239这3种核素可以由能量为0.025电子伏的热中子引起核裂变。

它们都可用作核燃料，其中只有铀235是天然存在的，而铀233、钚239是在反应堆中人工生产出来的。

铀235在天然铀中的含量仅为0.7% 在1945年之前，人类在能源利用领域只涉及到物理变化和化学变化。

解析中国的核能战略史永谦．曹健（中国原子能科学研究院，北京１０２４１３）摘要：分析了我国发展棱电三步走的战略（第一步压水堆棱电站，第二步快中子增殖堆电站和第三步植聚变堆电站）厦发晨棱电所需要的铀责源储备（重视国内外的抽资源利用），进而时核燃料循环中的乏燃料后处理厦乏燃料赴王分离和娃变技术（加速嚣驱动的次临界系统ＡＤｓ）进行了讨论。

关键词：中国；核能；轴贵瓣；燃料循环；战略中围分类号：Ｆ４０７．２３文献标识码：Ａ文章编号：１００４—３９５０（２００７）０５一００叭一０９ＲｅｓｏｌｕｔｉｏｎｆｂｒｎｕｃｌｅａｒｅｎｅｒｇｙｓｔｒａｔｅｇｙｏｆＣｈｉｎａｓｍＹｏｎｇ—ｑｋｎ．ｃＡｏ】诹ｎ（ｃｈｌｎｎＩⅡｓｎｔｕｌｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅ。

ｇｙ，Ｂｅｉｊｉ“ｇ１０２４１３．ｃｈｉ儿ａ）Ａｂｓｔｒｎｃｔ：Ｔｈｒｅｅ－ｓｔｅｐｓｔｒａＩｅｇｙｏｆｎｕｃｌｅａｒｅｎｅ‘科ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｉｎＣｈｉｎａ，ｗｉｔｌｌｔｈｅ６瑁ｔ咖ｏｆＰ删ｕ＾ｚｅｄ—ｗａｔ舢ａｃｔｏｒ（ＰｗＲ）ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅ。

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ｇｙ０引言能源是人类生存和发展的重要资源．也是人类生产和生活的物质基础。

彭先觉开创我国核能和平利用新时代先知先觉先行——中国工程院院士彭先觉的科研道路科学是人类进步的阶梯，在他所专注的核能开发和利用领域，是一个先知先觉先行者，相信随着研究的进一步深入，也必将为人类未来新能源问题的解决，尤其是在核能的和平利用事业上，做出更大的贡献——题记。

彭先觉(1941.9.16 -) 原子核物理学专家。

出生于湖南省湘潭县。

1964年毕业于哈尔滨军事工程学院。

曾任中国工程物理研究院科技委主任，研究员。

长期从事核武器理论研究与设计，参加了第一代核武器多种型号和第二代核武器氢弹次级的理论设计、试验和定型工作，是这些型号的主要负责人之一。

提出了多个改进核武器设计的新设想，富有创新性和实用性，在大幅度提高核武器性能方面发挥了关键的作用，参与了“八五”核试验规划和各次核试验方案的制定，为我国核试验任务的顺利完成，使我国核武器设计水平在主要指标上进入世界先进行列做出了重要的贡献。

1996年后主要从事核武器研究的规划制定和武器的安全性、可靠性研究，并十分关心核爆炸的和平利用。

曾获国家科技进步奖一等奖三项，二等奖二项，三等奖二项。

伟大的革命先行者孙中山先生曾经说过：“有一种人叫做先知先觉者，他们是世界上的创造者，是人类中的发明家。

”公元1941年9月16日，在湖南湘潭县一个姓彭的农户家里，诞生了一名男婴。

孩子的祖父有感于孙中山先生的卓见，为他起名为“先觉”。

果不其然，孩子长大后，经过刻苦攻读和不断求索，真的成为了一名核物理领域的先知先觉先行者。

数十年来，彭先觉不仅为中国的氢弹研制事业做出了卓越贡献，立下了汗马功劳，还极具创造性地提出了和平利用核能的宏大计划，并与时俱进，在传统的高碳能源难以为继，亟需新型清洁能源的当下，提出了聚变——裂变新型混合堆开发利用核能的方案。

该混合堆一旦研制成功，将能够解决人类未来数千年的能源需求问题，意义重大。

厚积薄发中国土生土长的核物理专家彭先觉是我国著名的原子核物理学专家，曾任中国工程物理研究院科技委主任，因研究工作功勋卓著，1999年当选为中国工程院能源与矿业工程学部院士。

第30卷　第1期核科学与工程Vol.30　No.1　2010年　3月Chi nese Journal of Nuclear Scie nce a nd Engi neeri ngMar.　2010收稿日期:2009206230;修回日期:2010202205基金项目中科院知识创新工程重要方向项目;中科院重大科学装备;I T R 计划专项项目作者简介蒋洁琼(—),女,安徽人,博士生,现从事反应堆中子物理学设计研究聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析蒋洁琼1.2,王明煌1.2,陈　忠1.2,邱岳峰1.2,刘金超1.2,吴宜灿1.2,FDS 团队1.2(1.中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031;2.中国科学技术大学核科学技术学院,安徽合肥230027)摘要:主要针对聚变裂变混合发电堆FDS 2EM 水冷包层的能量倍增因子M 和氚增殖率T BR 等中子学参数进行优化计算。

FDS 2EM 包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1G W 的电功率,并且尽可能长时间连续运行不换料。

通过初步设计分析给出一个使用核废料(压水堆卸出的废料钚、锕系加上贫铀)作为裂变燃料,能够实现氚自持、能量倍增因子约为90等设计目标,且连续运行至少10年不换料的中子学方案。

关键词:聚变;包层;混合堆;中子学中图分类号:TL6113 文献标志码:A 文章编号:025820918(2010)0120065207N eutr onics design and analysis of w ater 2cooled ener gypr oduction blanket f or a f usion 2f ission hybr id r eactorJ IAN G Jie 2qiong 1.2,WAN G Mi ng 2huang 1.2,C H EN Zho ng 1.2,Q IU Yue 2feng 1.2,L IU Jin 2chao 1.2,WU Y i 2can 1.2,FDS Tea m 1.2(1.Inst it ut e of Plasma Phys i cs ,C hi nes e Academy of Sciences ,He f ei of Anh ui Prov.230031,China ;2.School of Nuclear S ci ence and Technology ,Universit y of Science and Technology of C hi na ,Hefei of Anhui Pro v.230027,Chi na )A bstract :Neut ronics calcul at ions were performed t o a nal ysi s t he parameter s of blanket ener gy mul tipli cation factor (M )and t rit ium breedi ng ratio (TB R )i n a f usion 2fission hybrid reactor for energy production na me d FDS 2EM (Energy Mult iplier )bla nket.The most significa nt and mai n goal of t he water 2cool ed FDS 2EM bla nket i s to achieve t he ener gy gain of about 1GW wi t h self 2sust ai ning t ri tium ,w hich ca n ope rat e for as lo ng a s possible wit hout f uel unloa di ng and reloading.The preli mi narily designed ne ut ronic s parameter s for FDS 2EM were prese nte d ,which show t hat t he bla nket loa ded wi t h t he N uclear Wast e (t ransuranic from 33000MWD/M TU PWR and deplet ed uranium )for ener gy mul tiplication (M ≈90)wi t h t rit ium self 2sufficiency ca n operate for at l ea st:E :198010year s wit hout fuel unloa di ng and reloa di ng.K ey w or ds:fusion;blanket;hybrid reactor;ne ut ronics 为了应对能源短缺和环境污染等问题,人类需要寻找新的替代能源,核能是公认现实可行的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。

核科学技术术语---裂变反应堆核科学技术术语---裂变反应堆（Glossary ofterms:nuclear science and technology-Fission reactor），并做了必要的修正。

它涉及了裂变反应堆领域有关的术语及定义。

反应堆堆型名词术语1.1 （核）反应堆(nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。

注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。

1.2 动力（反应）堆power reactor 用于发电、推进和供热等用途的反应堆。

1.3 供热（反应）堆heating reactor 用于向居民和（或）工业设施等供热的反应堆。

1.4 研究（反应）堆research reactor 主要作基础研究或应用研究用的反应堆，例如：a. 高通量反应堆b. 脉冲反应堆c. 材料试验反应堆d. 零功率反应堆1.5 生产（反应）堆production reactor 主要用于生产易裂变材料的反应堆。

除另有说明外，通常指生产钚的反应堆。

1.6 增殖（反应）堆breeder reactor 转换比大于1的反应堆。

1.7 空间反应堆space reactor 将核裂变反应产生的能量转换成电能作为航天飞行器电源的一种核反应堆。

1.8 微型中子源反应堆miniature neutron source reactor 用高浓金属铀作燃料元件，金属铍作反射层，轻水慢化，自然对流冷却的一种作中子源用袖珍式核反应堆，可用于中子活化分析及少量研究用短寿命示踪同位素的制备。

1.9 零功率（反应）堆临界装置zero－power reactor；zero－energy reactor critical assembly 设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。

1.10 脉冲（反应）堆pulsed reactor 用于产生短持续时间、强中子脉冲的反应堆。