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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。
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。
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09期摘要：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：（1）（2）公式（1）和（2）中：冷却剂平均温度用堆芯进口温度和出口温度的算术平均值来表示，即：（3）（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：（4）（5）（3）换热器稳态模型稳态工况下，换热器的模型为，（7）（8）（9）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。
新一代干净的核能———加速器驱动的次临界堆3赵志祥 丁大钊(中国原子能科学研究院,北京 102413)3 1996年10月7日收到初稿,1996年11月18日修回摘 要 介绍了新一代干净的核能———加速器驱动的次临界堆的原理和国际研究进展,并对国内如何开展这方面的研究提出了建议.关键词 加速器,次临界堆,干净核能Abstract We present the principle and progress of accelerator driven sub 2critical reactors as the new generation of clean nuclear energy systems.Some suggestions on further work are given.K ey w ords accelerator ,sub 2critical reactor ,clean nuclear energy1 从常规能源、核能到新一代的核能111 从伦敦杀人雾事件说起1952年12月5日,伦敦忽然下起了大“雾”,灰色的大“雾”持续了四五天,市民们感到窒闷,几天中竟有～4000人在“雾”中死亡,大“雾”过后又有～8000人病死,这就是震惊世界的伦敦杀人雾事件.类似的杀人雾事件历史上还发生过多起.现在已经知道,施放杀人雾的罪魁祸首就是以燃煤为能源的大工业.燃煤、石油、天然气等常规能源除了造成严重的空气污染以外,还会造成酸雨,带来温室效应.世界气象组织预测,如不采取措施,今后150年内,大气中的二氧化碳含量将达到今天的4—8倍,气温将升高十几度,那对人类也许是一个灾难.人类在进入第二次工业革命的同时也放出了一个难以驾驭的魔鬼.常规能源带来的另一个问题是,地球上的煤、石油、天然气还够人类用多久?70年代初,国外学者预测,按已知储量和1970年的消耗率,地球上的煤资源将在2300年内耗竭,石油的耗竭年限约30年,天然气约40年.这一估计也许过于悲观了,但石化资源的总量是有限的,依靠常规能源,在不久的将来能源危机将不可避免.112 核能真的可怕吗?1938年,德国科学家哈恩发现了核的裂变现象.4年后,费米建成了世界上第一座热中子裂变反应堆.1952年,在前苏联奥勃宁斯克建成了5MW 试验核电站,从此,人类进入了核能的时代.目前,世界上正在运营的核电站达到426座,总装机容量为340GW ,占总发电量的23116%,世界主要国家的核电份额分别为:法国75129%,比利时55177%,瑞典51113%,瑞士36184%,韩国35148%,西班牙34197%,日本30170%,德国29133%,英国25179%,美国21198%,俄罗斯11139%.我国核电的比例还比较小,仅为1149%.70年代中后期,世界上核电站的建设速度开始放慢,近年来甚至呈停滞状态(见图1).核能遇到了什么问题呢?究其原因,除由于70年代初石油危机的缓解外,1979年3月美国三里岛核电站放射性泄漏事故和1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故带来的冲击是一个重要的原因.人们谈核色变,染上了恐核症,在世界范围内掀起了反核的浪潮.这其实是一桩冤案!这两个事故均非“核”事故!美国1990年作过的抽样调查表明,三里岛核电站周围的居民没有受到事故的影响.切尔诺贝利核电站事故震惊了全世界,但事故中死亡的人数不过31人,而世界上因空气污染死于肺癌的人数远多于此,美国1930年死于肺癌的人数为2800人,1973年猛增至72000人.与煤、石油、天然气等常规能源相比,核电确实更加安全,更加干净.图1 世界核电建设情况(1951-1991)113 常规核电不是最理想的核能尽管与常规能源相比核电更安全、干净,但人们对它的挑剔也不是没有道理的,这一核电系统有它本身不易解决的问题:首先,作为燃料的铀2235天然丰度仅为0172%,而天然丰度为99128%的铀238因热中子几乎不能引起其裂变而不能利用.因此,常规核电站的资源利用率很差.在最理想的情况下(即考虑乏燃料中裂变材料的回收利用),铀资源的利用率只能达到1.5%,若计及各种损耗,则一般只能利用1%左右.此外,它产生大量的半衰期为百万年以上的长寿命放射性废物.如何处置这些长寿命放射性废物的问题还没有完全解决.目前采用的方法是将其深埋于地下,但由于地下水的侵蚀、地震、火山喷发、人员侵入等因素,这些放射性废物可能渗入生物圈,危害人类.如何在百万年的时间尺度上安全地管理这些长寿命放射性废物,使其不危害我们的后代子孙,这是一大难题.再有,常规核动力堆达到超临界状态时虽然不会发生象原子弹那样的核爆炸,但可能烧熔堆壳,造成严重的放射性泄漏.为了避免这类超临界事故发生,不得不设计复杂的工程安全设施和控制系统,这增加了核电的成本.最后,反应堆运行过程中可产生钚2239、镎2237和镅2241,243,这些同位素可用于军事目的,有核扩散危险.常规核能本身存在的上述问题确实限制了核能的发展,它还不是最理想的能源.原则上聚变能的应用将能彻底地解决人类的能源问题,但它的实际应用还是很遥远的事.目前国际上对聚变能源的研究已投入数百亿美元,但仍处于基础研究阶段.因此在今后几十年内,人类还要发展裂变能的应用.本文介绍的新一代干净的核能系统———加速器驱动的次临界堆(简称为驱动堆),可以在很大程度上解决常规核电的上述问题.驱动堆将20世纪最重要的两大核科学装置加速器和反应堆两者结合起来,构成了新的更安全、更干净、更便宜的核能系统.2 驱动堆的原理和结构211 从高能粒子探测器得到的启发在粒子物理实验中,采用“量能器”测量高能粒子的能量.它由逐层相同的重物质与电离辐射探测器构成.用这种量能器测量高能电子或γ射线时,在重物质中产生电磁簇射,把各层探测器中所得能量相加,即为初始粒子的能量.在测量强子时,情况则有所不同.当重物质采用非裂变物质(如钨、铅等)时,探测器所记录的能量之和小于入射强子能量;当重物质改用铀、钍等裂变材料时,探测器所记录的能量之和大于入射强子能量,有时甚至可大30%—50%!其原因在于,强子在和非裂变物质的核作用过程中,产生的中子带走一部分无法记录的能量;若使用裂变物质,则由于裂变而产生附加能量.诺贝尔奖金获得者卡・鲁比亚(C.Rubbia )由此得到启发,如果用粒子加速器产生的中能粒子注入到一个次临界反应堆装置中,只要装置设计得合适,使“附加的能量”放大到有实用价值,则可以构成一个新型的核能系统.鲁比亚图2 驱动式核电站示意图形象地称此装置为“能量放大器”.212 驱动堆如何工作次临界装置的k eff <1,它本身不能像常规的反应堆那样以自持的形式运行,在无外源中子的情况下它很快会“熄火”.只有当外源中子注入时,它才能在k eff <1的情况下维持运行.外源中子靠粒子加速器产生的中能质子轰击重靶通过散裂反应提供,两者结合成为驱动堆.我们现在看一看驱动堆是如何工作的.如果加速器的流强为20mA ,每个质子可产生30个中子.那么由驱动器和中子产生靶提供的外中子源将有3.6×1018中子/s.假设次临界装置的k eff =0.98,那么这部分外中子将放大1/(1-k eff )倍,即放大50倍,在次临界装置内形成～1015中子/cm ・s 的稳定中子通量.若以铀2238或钍2232作为燃料,在次临界装置中会发生下面的过程:铀2238+中子→铀2239(β-衰变)→镎2239(β-衰变)→钚2239钍2232+中子→钍2233(β-衰变)→镤2233(β-衰变)→铀2233即将热中子几乎不能引起裂变的铀2238或钍2232转变为裂变截面较大的钚2239或铀2233.然后通过钚2239或铀2233的裂变输出能量.与常规核电站不同的是,次临界装置不必满足k eff =1的苛刻条件,对堆芯参数变化不灵敏,因而可以在堆芯装添长寿命放射性废物,利用装置内的强中子场将其嬗变,即将长寿命放射性废物转变为短寿命的.确实如鲁比亚设想的那样,这样的驱动堆具有能量放大的功能.计算表明,对于以钍为燃料的快中子驱动堆,能量放大倍数可达到150.这意味着,一个功率为10MW 的加速器可以驱动功率为1500MW 的驱动堆式核电站!图2给出了鲁比亚设计的驱动堆式核电站示意图.在这个设计中,整个中子产生靶和次临界装置被埋在地下.回旋加速器提供的1215mA ,1G eV 的质子从次临界装置顶部注入.次临界装置的包壳内充满了液态的铅,液铅既是中子产生靶,又是慢化剂和冷却剂.燃料组件采用二氧化钍固体栅元结构;这样构成的一个单元可以输出675MW 的电功率.213 驱动堆的优点与常规核电站比较,驱动堆具有下面的优点:(1)由于可以通过燃料的自增殖烧铀2238或钍2232,从而可以提高资源利用率几十倍.且可以一次投料,长期运行;(2)对于快中子驱动堆,由于快中子俘获截面远低于热中子,通过俘获中子生成的长寿命放射性超铀核素的水平大大低于常规的核电站.即使是热中子驱动堆,由于钍2232要吸收6个以上的中子才有可能通过β衰变生成超铀产生放射性核素,由于驱动堆本身具有嬗变能力,其产生的长寿命放射性超铀核素的水平也低于常规的核电站.这样就降低了放射性废物深埋储存的长期风险,简化了后处理化工流程;(3)由于其k eff <1,它不会发生超临界事故.驱动堆这一固有的安全性质减少了对工程安全设施和操作人员人为干预的依赖;(4)不会产生武器级的核材料,有防核扩散能力;图3 不同能源发电成本比较 (5)比较便宜.据估计,其发电成本为每度电118美分,这远低于煤电等常规能源的成本,亦低于常规的核能.由图3可以看出,由于可以烧铀2238或钍2232,不必使用昂贵的浓缩铀235,其燃料成本大为降低.正因如此,对驱动堆的研究近几年在国际上形成一个研究热点,并取得了很大的进展.3 驱动堆研究国际进展将加速器引入核能体系这一思想早在50—60年代就有人提出,但限于当时的加速器技术水平,这一思想难于实现.80年代末到90年代初,随着加速器技术水平的提高和常规核能本身的问题越来越突出,对加速器驱动的次临界堆的研究逐渐形成国际研究热点,召开了一系列国际会议.今年6月在瑞典召开的第二次加速器驱动的嬗变技术及其应用国际会议,有来自24个国家的207名代表参加.会议参加者的学术和工作背景非常宽,涉及了核物理、加速器、堆工、核化学、材料等领域,还有一部分代表来自政府机构、国际组织和大型工业集团.各主要工业国家都开展了这方面的研究.表1列出了目前国外几个重要研究计划的简要情况.从表1可以看出,目前国际上的驱动堆研究处于概念设计阶段.今后驱动堆研究将从概念设计阶段转入概念设计的实验验证阶段.表1 国外重要研究计划简表计划名称/国别ATW/美国OMEG A/日本EA/欧洲次临界装置的堆型和能谱熔盐堆热中子固体组件快中子熔盐堆快中子固体组件快中子中子通量(中子/s・cm2)10165×1015能量增益15132175 k eff0.890.920.98加速器类型和指标直线加速器0.8G eV,100mA直线加速器1.5G eV,39mA直线加速器1.5G eV,25mA回旋加速器1G eV,12.5mA中子产生靶液态铅-铋靶固态钨靶液态氯盐靶液态铅靶嬗变能力3等效半衰期:MA小于0.01年FP小于15年 每年烧掉250kg MA等效半衰期: “脏”钚为10年研究状况物理概念经济分析工程概念物理概念经济分析 3 指回收乏燃料中的铀、钚同位素后仍残留在高放废液中长寿命放射性废物,其中MA为少锕系核素,FP为裂变产物. 1995年春,在中国核工业总公司支持下,中国原子能科学研究院成立了放射性洁净核能系统(简称RCN PS)研究组,开展了RCN PS的物理概念可行性研究和次临界装置的分析计算,这个课题组的研究进展反映在1996年初在北京召开的“RCN PS研讨会”上.这个课题组研究的基本结论是:快中子能量放大器(FEA)与热中子能量放大器(TEA)相比具有功率输出大、长寿命超铀放射性废物的积累水平低、裂变产物毒性的影响小等优点,这些优点在铀→钚系统中十分明显.对于钍→铀系统,TEA和FEA都是可以工作的,而对于铀→钚系统, FEA则是合理的选择.总的来说,我国的RCN PS研究处于物理概念可行性研究阶段,起步还不晚.与美国、日本、欧洲相比,我们的主要差距在于经费和研究力量的投入都不够,因而基础性的工作较少.4 驱动堆的前景展望411 驱动堆研究的动力驱动堆研究涉及20世纪两大核科学装置:加速器和反应堆.这一新的核能系统具有产生能量、嬗变核废料和系统本身放射性较为洁净以至可以大大简化核废料的最终处置的性能,同时加速器驱动的散裂中子源本身也有着广阔的应用前景.因而即使不考虑核扩散问题,驱动堆也有着足够的正面推动力.驱动堆的研究为核能、核技术乃至整个核科学领域提供了一次机遇.驱动堆的研究在90年代初以来进展很快,由于驱动堆的发展可以大量借用现有核工业体系的成熟技术,它很有可能在聚变堆进入商业应用之前成为新一代的核能装置.412 我们应该采取的行动我国是世界上少数几个自成体系的核工业国家.我国经济的快速发展对能源需求的缺口只能靠核能来补充,这一点已是国内能源专家的共识.目前我国核电的比例还很小,对于驱动堆这一新兴的有前途的先进的能源系统,应该采取积极的态度.我们有可能在核电的起步阶段就作出长远的规划,融常规核能和驱动堆为一体,规划出更为合理的核电及燃料循环系统.根据我国现有国情,应该以作为能源用的驱动堆为研究目标,这一研究目标对加速器的技术要求也相对较低(1G eV ,10—20mA 的质子加速器).对于强流加速器基础技术应该及早安排,作必要的技术储备.在概念设计阶段的早期,一些工程有关的基础性工作应该同步进行,如材料研究、反应性的控制等.总而言之,对于驱动堆这一新型的先进核能系统的研究,我们应该采取行动.高温超导磁悬浮与飞轮储能3汪京荣 吴晓祖 周 廉(西北有色金属研究院,西安 710016)3 1995年12月4日收到初稿,1996年9月9日修回摘 要 旋转飞轮的动能储存可以有多种的用途,飞轮储能装置的效率取决于轴承摩擦损耗的降低.高温超导磁悬浮具有自稳定性,有可能用以制造飞轮储能用的无摩擦非接触被动磁性轴承.文章分析了超导磁悬浮的起因和特性,评介了目前高温超导Y BaCuO 材料的水平,分析了用作飞轮储能的磁性轴承的设计考虑及有待解决的问题,最后介绍了国外的研究动态.关键词 高温超导,飞轮储能,磁悬浮轴承1 飞轮储能与超导磁轴承继1986年发现超导转变温度T c 为40K 的超导体之后不久,中国、美国和日本等国科学家相继发现了一系列可以工作在液氮温区的超导体系列,通过这些年的研究,其中最有希望得到实用的体系包括Y Ba 2Cu 3O 7(T c =92K ),Bi 2Sr 2Ca 2Cu 3O 10(T c=110K )和T12Ba 2Ca 2Cu 3O 10(T c =125K )等体系.这种经济上和技术上的巨大潜力,促使很多国家,尤其是发达国家投入巨额资金、大量人力和最先进的技术装备,展开应用开发的激烈竞争.在这些努力下,世界上与超导有关的行业,包括公司、厂商、大学、实验室等,正在致力于开发各种应用所需的许多装置,如超导储能系统(SM ES )、发电机、输电电缆、故障电流限制器和大电流引线等.这些强电领域的应用,主要利用的是高温超导体的大电流承载能力,以其临界电流密度J c 为表征,这是强电应用的关键参数,同时需要将导体制成线(带)材,并绕成线。
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。
