未来先进核裂变能——ADS嬗变系统_詹文龙
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重大研究项目
重大研究项目加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究1 “加速器驱动洁净核能系统的物理及技术基础研究”项目总结报告*夏海鸿1，2，赵志祥1（1 中国原子能科学研究院，北京 102413；2 西北核技术研究所)人们在享受核电带来的巨大好处时，也不得不面对核电产生的核废料，尤其是长寿命核废料的最终处理处置难题。
根据对核电站废物的潜在生物危害性分析，核电站废物的远期风险决定于长寿命高放废物，其中，主要是Np，Am，Cm等被称为次量锕系核素(MA)的核素和长寿命裂变产物（LLFP）。
MA和LLFP要衰变数十万年才能达到天然铀的毒性水平。
大量的如此长寿命高放废物进行地质深埋处置是有环境风险的。
国际上早于20世纪60年代就提出了采用分离和嬗变（Partitioning and Transmutation，P&T）的方法处置中、长寿命高放废物。
即首先将长寿命锕系核素和长寿命裂变产物从高放废物中分离出来，然后再集中进行嬗变，使其变为稳定或短寿命的核素。
分离和嬗变可以在充分利用资源的同时，大大降低核废料的毒性和体积，采用分离和嬗变的技术路线，结合必要的少量高放废物的深埋处置是处理、处置MA和LLFP的合理的选择。
加速器驱动的次临界系统（ADS）是嬗变核废料的最强有力工具。
ADS的研究与开发是一个集加速器、反应堆物理、核物理、材料科学、核化学等多学科于一身的综合性系统工作。
核科技界认为ADS是一条有前途的新一代核能开发的技术路线。
国际原子能机构把它列入新型核能系统中称之为“新出现的核废物嬗变及能量产生的核能系统”。
研究成果将具有良好的资源效益、安全效益、环境效益，是我国核裂变能可持续发展值得探索的新技术途径，也是国际上目前研究的一个热点。
“加速器驱动洁净核能系统的物理及技术基础研究”于1999年11月科技部批准立项，2000年9月27日在中国原子能科学研究院启动实施。
主要承担单位是中国原子能科学研究院和中国科学院高能物理研究所，项目依托单位为国防科工委和中国科学院。
211099770_神经网络方法分析U同位素链裂变核反应截面
摘要本文利用前馈神经网络方法分析 8 同位素链实验测量 裂 变 核 反 应 截 面 数 据( 采 用 包 含 $ 个 输 入 量+!个输出量和U层隐藏层的前馈神经网络&对 8 同 位 素 链 实 验 测 量 裂 变 截 面 数 据 进 行 训 练&并 利 用 贝叶斯算法对网络中的超参数进行优化&最终得到整 个 铀 同 位 素 链 随 入 射 中 子 能 量 变 化 的 裂 变 截 面 数 据(神经网络方法产生的裂变截面数据能很好地再 现 裂 变 截 面 的 阶 梯 结 构&与 实 验 和 评 价 数 据 的 结 果 十分接近( 关 键 词 裂 变 截 面 数 据 '前 馈 神 经 网 络 '超 参 数 优 化 中图分类号\&(!'$U%!!! 文献标志码L!!!文章编号!""">#PU!!%"%U""$>"N"&>"( !"#!"'(&UN)<_B'%"%U'<A4`5/0'""$N
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加速器驱动洁净核能系统中的核素平衡条件
第34卷第6期原子能科学技术Vol.34,No.6 2000年11月Atomic Energy Science and Technology Nov.2000加速器驱动洁净核能系统中的核素平衡条件樊 胜1,赵志祥2,丁大钊2(11北京大学技术物理系,北京 100871;21中国原子能科学研究院核物理研究所,北京 102413)摘要:对加速器驱动洁净核能系统(ADS)次临界堆内核素的转换进行了研究。
研究结果表明:ADS具有充分利用核资源的可能性。
次临界热堆只能工作在φ<1×1014cm-2・s-1的中子注量率下,快堆则在φ=1015～1016cm-2・s-1下仍可稳定工作,且平衡时的易裂变核素(233U和239Pu)数目与初始装料核素的比值远高于热堆的。
ADS中,外源中子可有效地将可裂变核素转换成易裂变核素。
为加速达到平衡,初始装料中加入少量233U及239Pu是一种可行的选择。
关键词:加速器驱动洁净核能系统;核素转换;中子注量率中图分类号:TL411+.1 文献标识码:A 文章编号:100026931(2000)0620544206加速器驱动洁净核能系统(ADS)是目前国际上的一个研究热点[1～4]。
其研究内容目前主要集中在系统的物理和技术基础、系统的总体概念设计和相关的实验研究基地的建立等方面[4～6]。
这一课题涉及加速器技术、堆物理、核物理、核化学、材料和辐射屏蔽等诸多学科。
从核物理角度来看,主要有以下3个方面的研究内容:次临界堆内核素的燃耗演化行为的物理研究、满足ADS设计需要的中子数据测量和评价以及多群常数的制作、中能质子和靶的相互作用[7,8]。
临界堆的中子通量直接关系着ADS中核素的转换。
研究系统在稳定的核燃料(233U和239Pu)“贮备”情况下运行的次临界堆内易裂变核素的增殖、平衡条件与堆内中子注量率的关系是重要的。
同时,堆内中子注量率的提高使得放射性核素的“有效”半衰期缩短,有利于次要锕系核素(MA)和裂变产物(FP)的嬗变。
加速器驱动次临界系统用嬗变核燃料研究进展分析
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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可控核聚变科学技术前沿问题和进展
可控核聚变科学技术前沿问题和进展张浩然物理与材料科学学院 15级应用物理学 B31514024摘要：可控核聚变能源是未来理想的清洁能源。
国际磁约束聚变界近期研究的焦点是国际热核聚变实验堆（ITER）项目。
本文介绍了ITER 计划的科学目标和工程技术目标中的前沿问题，提出了我国磁约束聚变近期、中期和远期技术目标，制定了中国磁约束聚变发展路线图。
关键词：国际热核聚变实验堆；中国聚变工程实验堆；ITER一、前言可控核聚变能源是未来理想的清洁能源。
在磁约束聚变领域，托卡马克研究目前处于领先地位。
我国正式参加了国际热核聚变实验堆（ITER）项目的建设和研究，同时正在自主设计研发中国聚变工程试验堆（CFETR）。
在惯性约束领域，Z 箍缩作为能源更具潜力，有可能发展成具有竞争力的聚变–裂变混合能源。
本文重点介绍了磁约束聚变的前沿问题等。
二、磁约束聚变前沿问题（一）磁约束聚变的研究意义和现状磁约束聚变是利用特殊形态的磁场把氘、氚等轻原子核和自由电子组成的处于热核反应状态的超高温等离子体约束在有限的体积内，使等离子体受控制地发生大量的原子核聚变反应，释放出能量。
磁约束聚变通过低密度长时间燃烧的方式实现氘、氚等离子体的自持燃烧，并将这种燃烧维持下去。
世界上的磁约束聚变装置主要有托卡马克、仿星器、磁镜三种类型，其中托卡马克最容易接近聚变条件而且发展最快。
目前，磁约束聚变已经取得重大进展，我国正式参加了ITER 项目的建设和研究；同时作为ITER 装置与聚变示范堆（DEMO）之间的桥梁，我国正在自主设计、研发CFETR 项目[1]。
这些措施将使我国的磁约束聚变研究水平位于国际前列。
（二）磁约束聚变的前沿问题磁约束聚变的研究开发不仅耗资巨大，而且在科学和技术上充满了挑战，以至于在经历了40多年的较具规模的国际聚变研究之后，直到20世纪90年代才基本获得可以建造磁约束聚变实验堆的必要知识和技术。
磁约束聚变还处于探索阶段，存在很多物理和工程技术方面的问题需要解决。
核燃料后处理技术发展及其放射化学问题_叶国安
第23卷第7期2011年7月化学进展PROGRESS IN CHEMISTRYVol．23No．7Jul．2011收稿：2011年5月，收修改稿：2011年6月*Corresponding authore-mail ：yeguoan@ciae．ac．cn核燃料后处理技术发展及其放射化学问题叶国安*张虎（中国原子能科学研究院北京102413）摘要从化学分离手段的改进、后处理的对象变化、与分离功能的拓展等方面较为系统地阐述了核燃料后处理技术发展过程及技术特点；以先进核能系统中分离嬗变为目标，概括总结了从第二代后处理技术向第三代和第四代后处理技术发展过程中Purex 流程、后续的分离工艺与处理快堆元件的干法后处理工艺中的主要放射化学问题。
关键词后处理Purex 流程次锕系元素长寿命裂变产物元素干法后处理中图分类号：TL941文献标识码：A文章编号：1005-281X （2011）07-1289-06A Review on the Development of Spent Nuclear FuelReprocessing and Its Related RadiochemistryYe Guoan *Zhang Hu（China Institute of Atomic Energy ，Beijing 102413，China ）AbstractThe development and its corresponding technical features of spent nuclear fuel reprocessing werereviewed systematically according to the changes of its applications to different spent fuels and separation improvements．Aiming at the partition and transmutation （P＆T ）technologies in future advanced nuclear energy system ，the improvements of the Purex process from Generation Ⅱreprocessing to Generations Ⅲand Ⅳreprocessing were highlighted．The key radiochemical issues which should pay much attention in the Purex process and following partition processes as well as the dry reprocessing for spent nuclear fuel of fast reactors were summarized．Key wordsreprocessing ；purex process ；minor actinides ；long-lived fission products ；dry reprocessingContents1Introduction2Development of reprocessing technologies 3Reprocessing for P＆T4Radiochemical issues for further explorations1引言积极发展核电是我国能源的长期重大战略选择，核电可以成为我国能源的一个绿色支柱。
加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素
关键词 加速器 次临界系统 少锕系核素 嬗变
1 加速器驱动嬗变技术( ADTT) 发展概况
核电站在运行中将产生一定数量的放射性废物 , 其中长寿命放射性废物主要有两类 : 即
少锕系核素 (MA) 和长寿命裂变产物 (LLFP) 。热 功率 1. 0GW 的压水堆 ( PWR) 中 MA 和 LLFP 的年 产生量如表 1 所示 。
3 MA 嬗变行为分析
为探讨 MA 在加速器驱动快中子次临界装置中的嬗变行为 , 我们对其嬗变进行了估算 。 MA 嬗变链如图 1 所示[4 , 5 ] , 为计算方便 , 忽略超铀核素的α 衰变对 MA 的贡献 , 并对 242Am 和244Am 的同素异能体进行了简化处理 。
图 1 MA 嬗变链
徐晓勤 : 加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素
0 2. 394 ×10 4
0 2. 39 ×10 4
——— 0
表 3 MA 嬗变产物成份的变化
3. 94 ×10 23 1. 139 ×10 4 0. 364 ×10 4 1. 503 ×10 4
0. 225 37. 2
7. 88 ×10 23 0. 519 ×10 4 0. 395 ×10 4 0. 914 ×10 4
核
半衰期/ a
年产生量/ kg
237 Np
2. 14 ×10 6
10. 06
241 Am
432. 6
11. 52
243 Am
738. 0
2. 36
99 Tc
2. 1 ×10 5
18. 9
129 I
1. 57 ×10 7
3. 92
135 Cs
2. 3 ×10 6
30. 35
注 : ①热功率 1. 0GW , 燃耗 33000MW ·d/ t , 负荷 因子 70 %(冷却 10 年) 。
1 加速器驱动嬗变技术( ADTT) 发展概况
核电站在运行中将产生一定数量的放射性废物 , 其中长寿命放射性废物主要有两类 : 即
少锕系核素 (MA) 和长寿命裂变产物 (LLFP) 。热 功率 1. 0GW 的压水堆 ( PWR) 中 MA 和 LLFP 的年 产生量如表 1 所示 。
3 MA 嬗变行为分析
为探讨 MA 在加速器驱动快中子次临界装置中的嬗变行为 , 我们对其嬗变进行了估算 。 MA 嬗变链如图 1 所示[4 , 5 ] , 为计算方便 , 忽略超铀核素的α 衰变对 MA 的贡献 , 并对 242Am 和244Am 的同素异能体进行了简化处理 。
图 1 MA 嬗变链
徐晓勤 : 加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素
0 2. 394 ×10 4
0 2. 39 ×10 4
——— 0
表 3 MA 嬗变产物成份的变化
3. 94 ×10 23 1. 139 ×10 4 0. 364 ×10 4 1. 503 ×10 4
0. 225 37. 2
7. 88 ×10 23 0. 519 ×10 4 0. 395 ×10 4 0. 914 ×10 4
核
半衰期/ a
年产生量/ kg
237 Np
2. 14 ×10 6
10. 06
241 Am
432. 6
11. 52
243 Am
738. 0
2. 36
99 Tc
2. 1 ×10 5
18. 9
129 I
1. 57 ×10 7
3. 92
135 Cs
2. 3 ×10 6
30. 35
注 : ①热功率 1. 0GW , 燃耗 33000MW ·d/ t , 负荷 因子 70 %(冷却 10 年) 。
中核集团与中科院共同推进ADS系统燃料元件研发
中核集团与中科院共同推进ADS系统燃料元件研发
佚名
【期刊名称】《国防制造技术》
【年(卷),期】2016(0)2
【摘要】近日,中核北方核燃料元件有限公司与中国科学院近代物理研究所签署《加速器驱动先进核能系统战略合作框架协议》,标志着我国加速器驱动先进核能
系统燃料元件的研究设计和制造进入实质性工作阶段。
大力发展核能是解决我国能源问题的主要途径,目前核电发展面临最主要问题之一是乏燃料的处理。
加速器驱
动先进核能系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)是国际公认的解
决核废料最有前景的技术途径。
它可以缩短乏燃料中某些过于"长寿"
【总页数】1页(P5-5)
【关键词】燃料元件;ADS系统;乏燃料;中核集团;核电发展;能源问题;工作阶段;研究设计;近代物理;工艺开发
【正文语种】中文
【中图分类】TL352
【相关文献】
1.美国设计出可折叠、模块化风机叶片/新型无线电力传输系统可隔空高效充电/中核集团首次实现3D打印核燃料元件制造/美国研发高效海水淡化装置效率可达80％[J],
2.中核集团具备华龙一号燃料元件批量化制造能力 [J], 姚腾
3.中国核燃料元件生产研发基地:核燃料元件核心技术紧握在自己手里——专访中
核北方核燃料元件有限公司总工程师冯海宁 [J], 高树超
4.中核集团成功研发新一代国际先进燃料元件锆合金包壳材料 [J],
5.中核集团首次实现3D打印核燃料元件制造 [J], 中核
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加速驱动次临界系统(ADS)原理验证装置的热工水力分析
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。
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中国科学院院刊 骵 髎 髛
中国科学院战略性先导科技专项
究。 比利时核能研究中心（SCK·CEN）的 MYRRHA 计划， 期望 2023 年左右建成由加速器驱动的铅铋 合 金 （Pb-Bi）冷 却 的 快 中 子 次 临 界 系 统 ， 其 主 要 设 计 指 标 为 反 应 堆 50—100MWt、 强 流 加 速 器 600MeV/3mA， 铅 铋 合 金 作 为 靶 和 冷 却 剂 ， 目 前 该 计划仍在设法筹集和落实经费。
美国通过早先实施的加 速 器 生 产 氚 的 APT 计 划， 在强流质子加速器方面有较多的技术储备。 1999 年制订了加速器嬗变核废料的 ATW 计划，从 2001 财 年 开 始 实 施 先 进 加 速 器 技 术 应 用 的 AAA 计划，全面开展 ADS 相关的研究，作为美国先进核 燃料循环系统 AFCI 的有机组成部分。 当前洛斯阿 拉莫斯国家实验室 （LANL） 又提出了 SMART 计 划，研究核废物的嬗变方案；费米实验室计划建造 的多用途高能强流质子加速器 Project-X，除高能物 理研究外，也打算将 ADS 的应用纳入其中。
19 世 纪 以 来 人 类 文 明 的 快 速 进 步 和 经 济 社 会 发
展。 然而，据世界能源会议统计，探明可采石油、天
然 气 和 煤 炭 储 量 分 别 为 1 211 亿 吨 、119 万 亿 立 方
* 收稿日期：2012 年 5 月 22 日
米和 15 980 亿吨， 预计还可开采 30—40 年、60 年 和 200 年。 我国一次能源生产总量及其构成中化石 能源约占 92%[1]， 单一的能源消费结构导致能源供 应面临潜在危机。 同时，化石能源消费带来大量温 室气体等有害物质的排放。 一座百万千瓦级的煤电 厂每年要消耗约 300 万吨原煤，释放 SO2 2.6 万吨、 NOx 1.4 万 吨 、CO2 600 万 吨 、 飘 尘 0.35 万 吨 ， 对 环 境造成极大威胁和损害。 因此，发展清洁能源成为 全球能源发展的优先选择。
随着我国压水堆核电站装机容量的增长，核废 料的累积量将快速增加。 如果 2030 年核电装机容 量达到 8 000—10 000 万千瓦， 届时乏燃料累积存 量 将 达 到 2 万—2.5 万 吨 ， பைடு நூலகம் 中 所 含 Pu 160—200 吨，MA 16—20 吨，LLFP 24—30 吨。
2.2 核乏料的处理策略
2 核能长期持续发展必须实现核废料的 安全处置
2.1 核乏料的产生 自 然 界 中 ，易 裂 变 的 铀 -235（235U）的 天 然 丰 度
仅为 0.72%，铀 -238（238U）为 99.28%。 轻水堆作为目 前 核 能 发 电 的 主 要 堆 型 ， 主 要 采 用 235U 含 量 为 3.5%左右的铀为核燃料。 当反应堆运行至 235U 浓度 降到一定程度后，核燃料就需卸出，成为核乏料，以 一座百万千瓦的反应堆估算，其中包括可循环利用 的 235U 和 238U 约 23.75 吨、钚（Pu）约 200 公斤、中短 寿命的裂变产物约 1 吨、 次锕系核素 （MA, Minor Actinides） 约 20 公 斤 、 长 寿 命 裂 变 产 物 （LLFP, Long-Lived Fission Product）约 30 公斤。 对乏燃料的 潜在危害性分析表明，其远期风险主要来自 MA 和 LLFP，需经 过 衰 变 几 万 甚 至 几 十 万 年 ，其 放 射 性 水 平才能降到天然铀矿的水平。
中国科学院战略性先导科技专项
未来先进核裂变能— — —ADS 嬗变系统 *
詹文龙 1 徐瑚珊 2
（1 中国科学院 北京 100864 2 中国科学院近代物理研究所 兰州 730000）
摘要 加速器驱动次临界系统（ADS, Accelerator Driven Sub-critical System），以加速器产生 的高能强流质子束轰击靶核（如铅等）产生散裂中子作为外源中子驱动和维持次临界堆运 行，具有固有安全性。 ADS 系统的中子能谱硬、通量大、能量分布宽，嬗变长寿命核素能力 强，既可大幅降低核废料的放射性危害，实现核废料的最少化处置，同时还有能量输出，可 以提高核资源的利用率，被国际公认为核废料处理的最有效手段。中科院于 2011 年启动了 “未来先进核裂变能”战略性先导科技专项，其中 ADS 嬗变系统作为其两大部署内容之一， 将致力于自主发展 ADS 系统从试验装置到示范装置的全部核心技术和系统集成技术，为 保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献。
可达到 10 左右 （即一个约 80 万千瓦的 ADS 系统 可以嬗变 10 个左右百万千瓦规模的压水堆核电站 产生的长寿命放射性废料）， 而快堆由于受到运行
稳定性的要求只能嬗变约 2—5 个压 水 堆 的 核 废 料 。 因 此 ，ADS 系 统 是 目 前 嬗 变放射性核废料、 有效利用核资源及产 出核能量的强有力工具， 是裂变核能可 持续发展的优先技术途径。
随着加速器技术的发展， 上世纪 90 年代核物 理学家又提出了更为先进核废料处理策略，即分离 - 嬗变（P-T, Partition-Transmutation）战略，其核心是 在闭式循环的后处理分离基础上，进一步利用核嬗 变反应将长寿命、 高放射性核素转化为中短寿命、 低放射性的核素。 研究表明，长寿命高放射性核废 料的放射性水平经过嬗变处理后 ，可在约 700 年内 降低到普通铀矿的放射性水平，仍需地质深埋处理 的核废料体积比闭式循环模式可再减小 5 倍以上。 这种方案基本上可解决地质存储的核废料容器和 地质条件存在的问题。目前，P-T 战略在国际上也还 处在研究阶段。 3 种燃料循环模式的原理过程如图 1 所示。
骵 髎 髚 2012 年 . 第 27 卷 . 第 3 期
未来先进核裂变能— ——ADS 嬗变系统
图 1 3 种燃料循环模式的原理过程 （左）一次通过；（中）闭式循环；（右）分离-嬗变
应，然后以宽能谱的散裂中子作为外中子源驱动和 维持次临界堆芯中的核嬗变反应，同时得到能量输 出和一定核材料，如图 2 所示。
目前，水电和核能总体上已经具有大规模生产 能源的成熟技术，同时在电价上具有竞争力，是发 展清洁替代能源的两种较为现实的选择。
1.2 发展核能是我国能源可持续发展战略的重 要内容 我国在 2005 年明确提出了积极发展核电的战
略方针，2007 年国 务 院 颁 布 了 《核 电 中 长 期 发 展 规
日 本 1988 年 启 动 了 最 终 处 置 核 废 料 的 OMEGA 计划，认为 ADS 是嬗变 MA 的最 佳 选 择 ， 后期集中于 ADS 开发研究。 2009 年由日本原子能
机构和高能加速器研究机构联合建造了日本强流 质 子 加 速 器 装 置 （J-PARC）， 进 一 步 将 直 线 加 速 器 能 量 提 高 到 600MeV，可 开 展 ADS 实 验 研 究 ，包 括 材料和 ADS 中子学研究等。
中国科学院院刊 骵 髎 髙
中国科学院战略性先导科技专项
划（2005—2020 年）》，计划到 2020 年核电运行装机 容量争取达到 4 000 万千瓦，2020 年末在建核电容 量应保持在 1 800 万千瓦左右。虽然 2011 年日本的 福岛核电站核泄漏事故引发了全球对核电安全问 题 的 反 思 ， 也 使 中 国 核 电 发 展 “ 减 速 ”， 但 作 为 能 源 消费大国，发展核能在中国经济社会可持续发展中 的重大战略性地位没有改变。2011 年 12 月，国家能 源局正式发布了 《国家能源科技 “十二五” 规划 （2011—2015）》， 将核能作为新能源领域的首 要 技 术手段进行规划，提出了未来核能发展方向。 2012 年 1 月 16 日， 国务院总理温家宝在世界未来能源 峰会上表达了中国政府对核电的态度：安全高效地 发展核电， 是解决未来能源供应的战略选择。 在 2012 年“两会”的 政 府 工 作 报 告 中 ，首 次 将 “安 全 高 效发展核电”写入政府工作报告。 作为中国经济发 展能源的必然选择，核能发展必将迎来新的春天。
3 ADS 是安全处置核废料的首选技术途径
ADS 系 统 是 上 世 纪 核 科 学 技 术 发 展 中 两 大 工 程— — — 加 速 器 和 反 应 堆 的 “ 结 合 体 ”， 能 够 将 长 寿 命 高放核废料嬗变成短寿命核废料， 同时减小体积， 被认为是最有效的核废料处置技术方案，目前世界 上尚无建成先例。 ADS 的基本原理是，首先利用加 速器产生的高能质子束轰击重金属靶引起散裂反
关键词 核能，乏燃料，ADS，可持续发展 DOI：10.3969/j.issn.1000-3045.2012.03.017
1 核能是保障我 国经济社会可 持续发展的重 要能源
1.1 核能是技术成 熟的清洁能源
环境、 能源与资
源是人类生存和长期
持续发展的基础。 煤
中国科学院副院长詹文龙院士
炭、石油、天然气等传 统的化石能源支撑了
4 国内外 ADS 发展计划
图 2 ADS 系统的原理示意图
ADS 系统有 4 个重要的特点： （1）优良的系统 安全性。 一旦切断外源中子的驱动，次临界系统内 的 核 反 应 随 即 停 止 ，具 有 固 有 安 全 性 ； （2） 强 大 的 嬗 变能力。 能量为 1 GeV 的质子在重金属靶上产生约 数十个中子加上次临界堆数十倍的放大效应，因此 ADS 系 统 在 原 理 上 具 有 强 大 的 核 废 料 嬗 变 能 力 ； （3）好的中子经济性。 加速器打靶直接产生的散裂 中子能谱分布很宽，几乎可将所有长寿命的锕系核 素转化为可裂变的资源，中子经济性明显好于其他 已知的临界堆；（4）高的支持比。 由于能谱更硬、中 子余额更多， 一个优化设计的 ADS 系统其支持比
国际上现有“开环”和“闭式”两种核燃料循环 模式。 在开环模式中，核乏料在经冷却和封装后即 被深埋于地层深处， 因此也被称为 “一次通过”模 式。 这种模式相对费用较低，特别是未对其中的 Pu 进行分离，可防止核扩散；但由于需要在地质层中 长期存放，其环境风险无法预期和有效控制，同时 还不可避免地浪费核燃料和其他同位素等宝贵资 源。 闭式循环则是将核乏料通过后处理分离出其中 的铀和钚并再次制成核燃料使用， 对 MA 和 LLFP 则进行地质深埋处置。 这种模式在提高核资源利用 效率的同时，还可大幅减少高放射性核废料的处置 量。 目前，由于处置简单和低成本（不考虑对环境的 长期影响）， 大多数的核裂变能应用采取 “一次通 过”政策，部分发达国家则一直坚持闭式循环研究， 长 期 发 展 后 处 理 技 术 、 混 合 氧 化 铀 钚 （MOX） 燃 料 技术等关键技术，目前发展到可商业应用的水平。