加速器驱动的10 MW次临界反应堆物理方案研究

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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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。

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。

加速器驱动热中子反应堆摘要在本片文章中，我们将来讨论用加速器驱动热核反应堆来同时生产能量和同位素的可行性。

我们讨论的是加速器驱动的热钍反应堆。

本研究表明，这样的系统可以在加速结束后产生2-15倍的能量。

它所获得的能量取决于燃料燃烧的速度。

例如，一个每年燃烧9%的钍燃料的慢中子反应堆，中子损失为4%，具有70%-79%的发电效率。

中子损失更多的是在反应堆本身而不是反应堆材料。

反应堆效率取决于每Gev加速器能量所产生的中子，目前并未准确给出。

在日常的生产使用中，这种类型的反应堆也应该是相对安全的。

1、背景介绍令人感觉奇怪的是，大自然中的天然反应堆的出现比人类制造出第一座反应堆要早的多（Cowan，1976）。

他们通常发生在具有丰富的存储铀能源的地方。

在这些反应堆里，会一直产生自持的链式核反应知道U-235不足以满足当前反应所需要的自持条件时才会结束。

在非洲Oklo地区发现了15座这样的反应堆，它们持续了50-100万年。

在燃料消耗完之前，有一半的U-235被燃烧殆尽。

在第二次世界大战期间，第一座人工反应堆出现。

20世纪下半叶快中子反应堆发展极为迅速。

而加速器驱动反应堆（ADNR）是最新出现的概念，是一种在未来在核能源的发展上具有革命性的一种堆型。

核裂变反应堆是一种填充了了核燃料和中子诱发链式反应的一种装置，如果有一个外部中子源，反应堆会一直保持稳态运行，知道产生的中子少于消耗的中子。

在当前反应堆中，有一个参数我们称之为临界参数必须等于1。

在本文中，我们定义了临界中子的数量的比率产生的裂变核内组件数量多的中子吸收。

有些作者把临界值定义为这一代在反应堆中产生的中子数除以上一代中子产生数。

根据我们的定义，如果一个反应堆的临界值小于1，该反应堆将停堆。

如果反应堆临界值大于1，反应堆中的中子通量将开始增长，并且在反应堆中的中子通量将会一直增长知道其变为亚临界状态，随着反应堆进入次临界状态，中子通量在短时间内会迅速减少。

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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039中国工程科学 2019年 第21卷 第1期加速器驱动次临界系统装置部件用材发展战略研究Materials for Components in Accelerator-drivenSubcritical System王志光，姚存峰，秦芝，孙建荣，庞立龙，申铁龙，朱亚滨，崔明焕，魏孔芳（中国科学院近代物理研究所，兰州 730000）Wang Zhiguang, Yao Cunfeng, Qin Zhi, Sun Jianrong, Pang Lilong, Shen Tielong,Zhu Yabin, Cui Minghuan, Wei Kongfang(Institute of Modern Physics, Chinese Academy of Sciences, Lanzhou 730000, China)摘要：加速器驱动次临界系统（ADS ）由强流高能离子加速器、高功率散裂靶和次临界反应堆三大分系统组成。

作为未来先进核裂变能——加速器驱动先进核能系统（ADANES ）的重要组成部分，ADS 装置的研发对推动我国能源革命、促进能源转型以及刺激核能行业创新发展具有重大作用。

本文以ADANES 研发为背景，阐述了ADS 装置的研发现状、可能的发展趋势以及ADS 部件对材料的需求，重点探讨了ADS 装置中高功率散裂靶和次临界反应堆部件用关键材料的研发进展与存在问题，面临的发展机遇和挑战；最后提出了几点发展对策，力求助力我国ADS 装置的建设与先进核裂变能技术创新，推动未来先进核裂变能的安全高效和可持续发展。

关键词：加速器驱动次临界系统（ADS ）；加速器驱动先进核能系统（ADANES ）；关键材料；次临界反应堆；高功率散裂靶中图分类号：TM71 文献标识码：AAbstract: Accelerator-driven subcritical system (ADS) mainly composes of a high beam intensity high-energy-ion accelerator, a high-power spallation target, and a subcritical reactor. ADS is a key part of the accelerator-driven advanced nuclear energy system (ADANES), and its research and development (R&D) will play a very important role in promoting China’s energy transformation and stimulating the innovative development of China’s nuclear energy industry. In this paper, the status and potential trends as well as materials requirements for the R&D of ADS facilities are introduced. Then the R&D progress and problems, development opportunities, and challenges of the key materials for the high-power spallation target and the subcritical reactor are intensively discussed. Finally, several countermeasures are proposed, in the hope of pushing forward the ADS facility construction and the technological innovation of advanced nuclear fission energy, and promoting safe, efficient, and sustainable development of advanced nuclear fission energy in the future.Keywords: accelerator-driven subcritical system (ADS); accelerator-driven advanced nuclear energy system (ADANES); key materials; subcritical reactor; high-power spallation target收稿日期：2019-01-09；修回日期：2019-01-17通讯作者：王志光，中国科学院近代物理研究所，研究员，主要从事先进核能装置材料、ADS 系统研发等研究；E-mail: zhgwang@ 资助项目：中国工程院咨询项目“新一代核能用材发展战略研究”(2016-ZD-06)本刊网址：DOI 10.15302/J-SSCAE-2019.01.006加速器驱动次临界系统装置部件用材发展战略研究一、前言加速器驱动次临界系统（ADS）由加速器、散裂靶、次临界反应堆芯等组成（见图1）。

加速器驱动次临界堆的安全和控制特性初步研究
段天英;罗璋琳
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2000(034)003
【摘要】加速器驱动次临界反应堆(简称驱动堆)的结构特点使其安全和控制特性有别于临界反应堆.本工作使用数值计算和仿真运行方法,对驱动堆的安全和控制特性进行了初步研究.结果表明:驱动堆不易发生瞬发临界,其安全特性优于临界堆,次临界度越深,安全性越好;驱动堆控制回路具有小的时间常数和超调量,调整时间短,控制特性亦优于临界堆.
【总页数】7页(P205-211)
【作者】段天英;罗璋琳
【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL411.1
【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 [J], 李原野;王明煌;廉超;蒋洁琼
2.加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析 [J], 陈忠;蒋洁琼;王明煌;曾勤;柏云清;吴宜灿;FDS团队
3.加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析 [J], 袁宝新;王明
煌;蒋洁琼;汪卫华;吴宜灿;FDS团队
4.加速器驱动次临界反应堆次临界度测量方法研究 [J], 魏书成;蒋校丰;张少泓
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加速器驱动次临界堆(ADS)核燃料制备前期研究的开题报告一、研究背景及意义核能作为一种清洁、高效的能源形式，对于人类的经济发展和生态环境保护都起到了重要的作用。

但与此同时，核能相关设施的安全性和保障能力也是至关重要的，任何一方面的疏漏都可能带来不可逆转的后果。

因此，核能科学技术的发展必须要求高安全性和可持续发展。

目前，瑞典基于加速器驱动次临界堆（ADS）的核垃圾处理技术已经得到了一定的成功，ADS理论的研究和实验应用都取得了很好的进展。

但是，在ADS的核燃料制备技术方面还存在很多问题亟待解决，包括核燃料的制备、成分优化、工艺设计等等。

因此，对于ADS核燃料制备前期研究进行深入的探究，对于推进核能科技的发展，提升核设施的安全稳定运行均有重要意义。

二、研究目的及内容本研究的主要目的在于对加速器驱动次临界堆（ADS）核燃料制备前期进行探究和研究，寻找出更为优化的核燃料制备工艺和成分，提高核燃料的稳定性和安全性。

具体内容如下：1. 对于ADS核燃料制备现状和存在问题进行分析和总结。

2. 对于核燃料的成分和材料特性进行研究和探讨，以寻找出更为安全、稳定的核燃料成分。

3. 对于核燃料的制备工艺进行深入的研究和探究，以提高核燃料的质量和稳定性。

4. 对于核燃料的后续处理和使用情况进行预测和展望，为ADS核能技术的发展提供支持。

三、研究方法本研究将采用理论分析与实验验证相结合的方法。

具体包括：1. 对于ADS核燃料制备工艺的现状和存在问题进行文献调研和综述。

2. 对于核燃料的成分和特性进行实验和测试，以得出更为准确的数据支持。

3. 对于核燃料的制备工艺进行优化和改进的实验和研究，以提高核燃料的稳定性和质量。

四、研究预期结果通过本研究，预期得出以下几点结果：1. 对于ADS核燃料制备的现状和存在问题得出深入的分析和总结，为后续研究提供参考。

2. 对于核燃料的成分和特性进行深入的探究和研究，得出更为优化的核燃料成分方案。