加速器驱动次临界系统

加速器驱动次临界系统束流瞬态分析模型的开发陈钊;崔大伟;石秀安【摘要】加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行,具有次临界固有安全性,同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点,被国际公认为核废料处理的最有效手段.ADS系统中外中子源由质子束流轰击散裂靶产生,束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动,从而影响整个ADS系统的安全运行.本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上,提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型.基于通用CFD程序FLUENT,通过用户自定义功能(UDF)将中子动力学模型(PKM)和燃料棒瞬态热分析模型(PTM)集成进入FLUENT软件中,完成FLUENT-ADS束流瞬态分析模型开发.采用OECD/NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证,关键校验参数与发布结果吻合较好,最大计算误差为5.2％,与国际同类功能的计算程序相当,模型具有一定的可信度,可满足ADS束流瞬态特性初步分析研究要求.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2018(017)004【总页数】8页(P51-58)【关键词】ADS;束流瞬态;模型开发【作者】陈钊;崔大伟;石秀安【作者单位】中广核研究院有限公司,深圳518026;中广核研究院有限公司,深圳518026;中广核研究院有限公司,深圳518026【正文语种】中文【中图分类】TL99加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System, 简称ADS)利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行，具有次临界固有安全性，同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点，是国际公认的核废料处理最有效手段之一[1,2]。

ADS系统的外源中子由质子束流轰击散裂靶产生，束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动，从而影响整个ADS系统的安全运行[3]。

因此，开展ADS束流瞬态特性的模型分析研究对发展ADS技术，尤其是开展安全分析和安全审评工作具有重要意义。

加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计王育威;杨永伟;崔鹏飞【摘要】The premise of the accelerator driven sub-critical system (ADS) in the accident is still subcritical, the biggest keff change with burn time is less than 1.5 ％ and the cladding material, HT9 steel, can withstand the maximum radiation damage, core fuel area is divided into fuel transmutation area and fuel multiplication area, and fuel transmutation area maintains the same fuel composition in the whole process. Through the analysis of the composition of the fuel, shape of core layout and the power distribution,etc. , supposed outer and inner Pu enrichment ratio range of 1.0-1.5, then the fuel components of fuel multiplication area was adjusted. Time evolution of keff was calculated by COUPLED2 which coupled with MCNP and ORIGEN. At the same time the power peaking factors, minoractinides transmutation rate desired to maximization and burnup were considered. A sub-critical system fitting for engineering practice was established.%以加速器驱动的次临界系统(ADS)在事故情况下仍处于次临界、keff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变.通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算keff随燃耗时间的变化.同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)006【总页数】5页(P700-704)【关键词】keff;嬗变;燃耗【作者】王育威;杨永伟;崔鹏飞【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL329随着核电事业的快速发展,乏燃料的后处理成为核能领域备受关注的话题。

中国加速器驱动次临界系统主加速器初步物理设计闫芳，李智慧，唐靖宇(中国科学院高能物理研究所，北京100049)摘要：中国加速器驱动次临界系统(C-ADS)计划采用一个平均流强为10mA的连续波质子加速器作为次临界堆的驱动器，驱动加速器的束流功率为15MW，最终能量1.5GeV，其中主加速器是驱动加速器的一个重要部分，完成束流能量从10MeV到1.5GeV的加速，所有加速腔均采用超导结构。

为了避免频繁束流中断对反应堆的损坏，设计要求驱动加速器在运行过程中束流可以中断的次数非常有限，因此加速器在设计过程植入了容错机制，尝试了各种可能的方法以最大程度地满足C-ADS加速器的高可靠性和稳定性的要求。

介绍了C—ADS主加速器的基本设计：总长度306．4 m，束流的归一化RMS发射度增长控制在5％以内。

总结了各个重要参数选择过程中的考虑以及整个加速段多粒子跟踪模拟的束流动力学结果。

关键词：中国加速器驱动次临界系统；连续波；质子；超导直线加速器；容错机制；束流动力学中国加速器驱动的次临界系统（C-ADS）计划是解决核废料和核燃料问题的一个重要的战略研究。

一个1.5GeV电子直线加速器计划建成作为C-ADS的驱动程序加速器。

它包括两个主要部分：注射器和主加速器的主要部分。

高能物理所（IHEP）和近代物理研究所（IMP）合作，在20年内构建驱动程序加速器。

IMP负责注射器2，它基于162.5兆赫的射频四极（RFQ）和超导半波谐振器（HWR）的空腔，高能所负责的是基于325 MHz RFQ和轮辐腔的主直线加速器和注射器1。

这两个注射器将被独立设计和建造。

最后只有一个计划将被选择并且两个相同的注射器将作为彼此的热待机备用。

主直线加速器的设计将根据喷射器的选择进行调节。

虽然目前的主加速器的设计是基于注射器I框架，设计原则和方案是根据同时两个注射器的条件考虑。

1、设计原则在大电流的射频（RF）线性加速器的现有设计中，聚束粒子束不处于热平衡[1]。

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 ZhixiangPresidentChina Institute of Atomic Energy。

加速器驱动次临界系统用嬗变核燃料研究进展分析
于锐;顾龙;姚存峰;张璐;王冠;郭亮;吴金德;姜韦;李金阳
【期刊名称】《材料导报》
【年(卷),期】2024(38)7
【摘要】加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical system,ADS)是乏燃料安全处理处置关键瓶颈问题的优秀解决方案,而开发适用于该系统的嬗变核
燃料正是ADS研发的关键任务之一。

然而由于嬗变对象次锕系元素的固有特殊性质、嬗变燃料体系相关机理尚不十分明确、制备技术难度大、嬗变核燃料相关试验数据和运行经验的欠缺等原因,ADS用嬗变核燃料的研发十分复杂且极具挑战。

本文系统综述了作为ADS重要候选嬗变燃料的氧化物弥散型燃料CERCER/CERMET、氮化物燃料和金属燃料的研究进展,包括制备工艺、辐照实验和辐照后检验结果、
物性参数、主要优缺点等内容,以期为我国ADS用嬗变核燃料的研发提供一定思路和参考。

【总页数】11页(P1-11)
【作者】于锐;顾龙;姚存峰;张璐;王冠;郭亮;吴金德;姜韦;李金阳
【作者单位】中国科学院近代物理研究所;中国科学院大学核科学与技术学院;兰州
大学核科学与技术学院;中核四0四有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL352
【相关文献】
1.加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析
2.工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计分析
3.嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技术
4.加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素
5.加速器驱动次临界系统——先进核燃料循环的选择
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加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态计算分析作者：曾文杰王承祥来源：《科技资讯》 2015年第9期曾文杰王承祥(南华大学核科学技术学院湖南衡阳 421001)摘要:依据建立的加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态特性研究模型,编制用于计算次临界反应堆的稳态计算程序。

选取CLEAR-IB为研究对象,计算额定功率下CLEAR-IB一回路系统的温度,并将结果与设计值进行比较,结果相一致验证了程序的可靠性,对CLEAR-IB的动态分析具有重要的意义。

关键词:次临界反应堆一回路稳态计算分析中图分类号:TL353 文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2015)03(c)-0216-02加速器驱动次临界系统由一个次临界反应堆堆芯、一个高能质子加速器和一个散裂靶组成,可有效嬗变长寿期核废物。

系统依靠质子加速器产生的质子束轰击散裂靶产生中子,用以维持次临界反应堆的正常运行。

2011年,中国科学院主持战略先导科技专项“未来先进核能裂变系统—加速器驱动次临界嬗变系统”。

由中科院核能安全研究所建立以液态铅铋为冷却剂的10MWth研究堆CLEAR-I,该堆可运行在临界与次临界两种工况下[1]。

为研究CLEAR-IB一回路系统的稳态特性,需建立一回路稳态模型开展稳态计算分析,为系统的动态计算提供基础。

1 系统描述CLEAR-IB包含铅铋合金自然循环回路、水回路和空气冷却回路,一回路采用池式结构,冷却剂出口温度400℃。

系统共有四个环路,每个环路包含一个空冷器和一个热交换器。

热交换器中二次侧为水,压力2.32MPa,通过空冷器中的空气对二次侧水进行冷却。

CLEAR-IB的主要设计参数如表1所示[2]。

2 物理模型2.1 一回路系统简化将一回路划分成次临界堆芯、堆芯出口通道、上腔室、热交换器、堆芯入口通道、下腔室,如图1所示。

2.2 一回路系统稳态模型(1)堆芯稳态模型稳态工况下,堆芯的传热模型可以表示为:(2)上、下腔室稳态模型稳态工况下,上、下腔室的稳态平均温度表达式:(3)换热器稳态模型稳态工况下,换热器的模型为,3 一回路稳态计算结果及分析3.1 堆芯稳态计算分析当反应堆额定功率运行时,一回路总循环流量取875.9kg·s-1,通过堆芯稳态换热模型,计算得到了额定功率时燃料包壳平均温度、堆芯出口温度及堆芯平均温度的值,如表2所示。

加速驱动次临界系统（ADS）原理验证装置的热工水力分析本文首先在中国先进研究堆(CARR)的基础上,利用CARR的乏燃料组建了ADS 原理验证装置的堆芯,中心预留有放置散裂靶核的空间(4个燃料组件),并提出了原理验证装置整个主回路系统设计和主要参数。

?由于ADS原理验证装置处于次临界下运行,需要来自靶核反应产生的外源中子维持稳态,故必须对RELAP5程序的点堆模型进行修改,把外源中子加进去,同时与加速器的功率建立关系,之后对程序进行验证,满足修改程序对ADS原理验证装置次临界反应堆的要求。

?其次,完成原理验证装置的整个系统建模和子通道建模。

对于系统建模,涉及到下面子部件的建模:反应堆堆芯、反应堆水池、衰变箱系统、板式换热器和主泵等;对于子通道建模,先确定原理验证装置的径向功率分布,之后相对功率最大的燃料组件就成为了子通道建模的对象(离散裂靶核最近的燃料组件)。

?最后,原理验证装置的系统和子通道安全分析。

利用RELAP5程序对原理验证装置的系统模型进行稳态调试,之后对原理验证装置可能涉及到的瞬态及事故工况进行安全分析,其中包括切断质子束再启动瞬态、未受保护外源加倍瞬态、未受保护瞬态超功率、完全失去流动瞬态、完全失去热阱瞬态和冷端小破口瞬态。

结果显示,燃料和包壳的温度远低于熔化温度;冷却剂处于欠热状态,没有传热恶化;自然循环足够带走堆芯衰变热;此外ADS本身就是在次临界下运行的,有足够的安全性,当发生严重事故时,可迅速切断外加速器的质子束流,反应堆在足够的次临界水平下(‐3000pcm)运行。

本文还就不同的keff对ADS原理验证装置进行了敏感性分析,从安全性和经济性两方面考虑得到了keff=0.97较合理。

利用COBRA程序对原理验证装置的子通道模型进行稳态调试,由于子通道之间没有横向交混,故用RELAP5程序进行建模对子通道的稳态结果进行了验证;最后对ADS原理验证装置子通道模型的部分瞬态及事故工况进行了热工水力分析,其中涉及的瞬态工况有切断质子束再启动、外源加倍事故和失去冷却剂,所有瞬态期间,燃料和包壳的最大温度都小于熔化温度,冷却剂的温度处于未饱和状态,整个系统是安全的。

加速器驱动的次临界系统散裂靶热工水力研究张尧立;崔鹏飞;肖思聪;杨永伟;周志伟【摘要】散裂靶位于加速器驱动的次临界系统(ADS)的中心,为核嬗变提供所需的中子源.通过分析散裂靶的热工要求,选取铅铋合金(LBE)作为ADS的靶材料和冷却剂.使用MCNP程序计算质子束轰击靶区产生的能量沉积,并使用CFD程序FLUENT计算靶区热工特性.分析了不同设计参数及不同靶窗形状对ADS靶区温度分布和速度分布的影响,得到满足热工要求的可选方案.%The spallation target is located in the center of an accelerator driven sub-critical system (ADS), which produces neutron source for nuclear transmutation. Based on the analysis of the thermal-hydraulic demands for spallation target, lead-bismuth eutec-tic (LBE) was chosen as the spallation target and the coolant for the ADS. MCNP code was used to calculate the deposition heat in the spallation target, and the CFD code FLUENT was employed to calculate the thermal-hydraulic behavior in the spallation target zone. Different design parameters as well as different window shapes were analyzed in order to find their effects to the temperature distribution and velocity distribution, and the suitable design options were found to meet the thermal-hydraulic requirements.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)005【总页数】6页(P573-578)【关键词】加速器驱动的次临界系统;散裂靶;热工水力【作者】张尧立;崔鹏飞;肖思聪;杨永伟;周志伟【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL411.1加速器驱动的次临界系统（ADS）对核废料的嬗变及核能的可持续发展有着重要意义，是未来清洁核能系统的重要组成部分。

加速器驱动次临界系统（ADS）堆芯冷却系统换热优化核能是解决当前能源问题的主要途径之一,具有技术成熟与燃料储量丰富两大优势,但同时也面临核废料处理难题。

目前普遍采用的“一次通过”处理方法虽然简单,但却存在巨大的能源浪费,更为严重的是未经处理的核素将长期对人类社会和自然环境构成潜在威胁,而采用分离嬗变技术的加速器驱动次临界系统(ADS)可有效解决这一问题。

堆芯冷却系统是ADS的重要组成部分,其冷却性能直接关系到ADS的安全性和经济性。

该系统包括三个回路：铅铋合金回路(一回路)、氦气回路(二回路)以及冷却水回路(三回路)。

其中铅铋合金为堆芯冷却剂,氦气回路实现热功转换,而冷却水主要是将余热带走,一、二回路之间通过主换热器换热,二、三回路之间通过冷却器换热。

本文希望通过对该系统的换热过程进行优化研究,以获得提高冷却系统性能的方法。

传统热力学分析将热源视为恒温(热容无穷大),没有考虑工质有限热容流率对系统性能的影响,使得优化结果存在一定局限性。

为了考察工质有限热容流率对系统性能的影响,论文首先以传热系数和换热面积为无穷大的理想换热器(换热能力无穷大)为对象进行了研究,以排除换热器的换热能力对系统性能的影响。

研究过程中将三个回路在温熵图上综合考虑,根据三者状态参数之间的关系,得到了理想换热器情况下系统性能参数的表达式,结果表明：三个回路的有限热容流率对系统性能有重要影响,并且当三个回路热容流率相等时系统性能最优。

基于理想换热器研究结果,论文进一步对实际换热器(有限换热能力)进行了研究。

实际换热器出口冷热流体存在有限温差,堆芯铅铋合金温度高于理想换热器的情况,此时三个回路在温熵图上的温度差别比理想换热器时大,通过求解该温差,获得了不同工况下工质有限热容流率、换热器有限传热系数以及有限换热面积对系统性能影响程度的统一表达式。

由于换热器冷热流体之间的相互作用,恒壁温与恒热流边界条件下单流道对流换热的Nu数无量纲关联式不能完全适用于换热器,本文对此提出了一种求解Nu数的新方法,即温度场匹配法,提出依据如下：接触面上,冷热流体的温度场必然连续且热流相等,因此冷热流体的温度场存在内在的对应关系。