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ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

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第四代核能介绍

第四代核能介绍

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。

ADS简介

ADS简介
即将热中子几乎不能引起裂变的铀-238 或钍-232 转变为裂变截 面较大的钚-239 或铀-233。然后通过钚-239 或铀-233 的裂变输出能 量。
ADS工作原理
ADS的优点： 提高资源利用率 减少核废料，简化了后处理 不发生超临界 有防扩散能力 成本便宜
ADS热工水力分析研究现状
国内外ADS物理研究较多，热工方面较少
?提高资源利用率减少核废料?减少核废料简化了后处理简化了后处理?不发生超临界?有防扩散能力?成本便宜ads热工水力分析研究现状?国内外ads物理研究较多热工方面较少嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技?嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技术研究项目简称ads项目ads热工水力分析研究现状?以核功率为60mw的中国先进研究堆carr为基础系统程序计算工况relap51稳态运行2瞬态及事故工况1断束再启动事故2功率突然升高3冷却剂失去流动4失去热阱5冷却剂丧失事故子通道程序计算工况relap5cobra1稳态运行2瞬态及事故工况1断束再启动事故2功率突升外源加倍3失去冷却剂流量ads热工水力分析研究展望?进一步完善修改的relap5点堆模型
ADS热工水力分析研究展望
进一步完善修改的 RELAP5 点堆模型。 建立更加精确的系统模型。 使用液态金属冷却剂模拟。
谢谢大家
加速驱动次临界系统（ADS）简介
报告人：
主要内容
ADS工作原理 ADS热工水力分析研究现状 ADS热工水力分析研究展望
ADS工作原理
ADS工作原理
若以铀-238或钍-232 作为燃料，在次临界装置中会发生下面的过 程：

铀-238+中子→铀-239(β-衰变) →镎-239(β-衰变) →钚-239 钍-232+中子→钍-233(β-衰变) →镤-233(β-衰变) →铀-233

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

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。

加速器驱动次临界系统课件

加速器驱动次临界系统课件

加速器驱动次临界系统的发展历程
20世纪70年代
01
加速器驱动次临界系统概念提出，但未得到实际应用。
20世纪90年代
02
随着科技的发展和环保意识的提高，加速器驱动次临界系统重
新受到关注。
21世纪初
03
随着技术进步和资金投入的增加，加速器驱动次临界系统逐渐
走向实际应用阶段。
02
加速器驱动次临界系统的原 理
05
加速器驱动次临界系统的未 来发展与挑战
加速器驱动次临界系统的未来发展趋势
高效能
随着科技的不断进步，加速器驱动次临界系统将朝着更高能级、 更高效的方向发展，以满足更广泛的应用需求。
智能化
智能化技术将在加速器驱动次临界系统中得到广泛应用，实现系统 的自动化、远程控制和智能诊断。
环保化
随着环保意识的提高，加速器驱动次临界系统将更加注重环保设计， 减少对环境的影响。
加速器驱动次临界系 统课件
• 加速器驱动次临界系统的设计与 • 加速器驱动次临界系统的应用案 • 加速器驱动次临界系统的未来发
01
引言
加速器驱动次临界系统的定义
加速器驱动次临界系统是一种利用加 速器将次临界核物质加速到接近光速， 通过与目标核的相互作用产生大量中 子，进而实现核能利用的装置。
它是一种新型的核能利用方式，具有 高效、安全、环保等优点，被认为是 未来核能发展的重要方向之一。
加速器驱动次临界系统利用了中子倍增效应，使得少量的 中子在次临界系统中引发链式反应，实现核能的释放和利 用。
加速器驱动次临界系统的关键技术
粒子加速技术 加速器是该系统的核心部件，需要高精度的粒子加速技术， 以保证注入到次临界系统中的粒子能量和流强的稳定性。

ADS加速器束流瞬变分析程序开发

ADS加速器束流瞬变分析程序开发

ADS加速器束流瞬变分析程序开发于涛;李吉根;凌球;史永谦;罗璋琳;戎永华【期刊名称】《核动力工程》【年(卷),期】2007(28)2【摘要】加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。

本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理数学模型,设计开发出具有较强针对性的用于ADS系统束流瞬变事故仿真软件——SIMULINK-ADS。

并选取了典型的束流瞬变工况进行分析,通过与OECD/NEA和FZK Karlsruhe研究成果进行比较,验证了SIMULINK-ADS程序能够有效地计算和分析ADS束流瞬变次临界反应堆堆芯物理及热工响应。

【总页数】4页(P124-127)【关键词】ADS;束流瞬变;计算机仿真;SIMULINK-ADS【作者】于涛;李吉根;凌球;史永谦;罗璋琳;戎永华【作者单位】南华大学核科学技术学院;中国原子能科学研究院【正文语种】中文【中图分类】TL364;TL333【相关文献】1.与ADS 相关的强流3.5 MeV RFQ 加速器的束流动力学特性 [J], 关遐龄;罗紫华;傅世年2.加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界堆束流瞬变事故研究 [J], 汪振;王刚;辜峙钘;柏云清;龙鹏程3.AD200F水箱对医用加速器射束分析技术的研究 [J], 张从华;杨勇;张圆月;苏红雨;郑永明;龚岚;张友德;邹绪春4.CARR堆瞬发伽马活化分析装置束流阻止器的设计方案 [J],5.ADS强流质子直线加速器束流刮束器装置设计 [J], 康新才;武军霞;毛瑞士;张雍因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

ADS 启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量

ADS 启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量

ADS 启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量刘锋;史永谦;朱庆福;张巍;李开健【摘要】本文提出了利用改进的源倍增法测量次临界系统的绝对反应性与跳源法测量的相对反应性相比获得缓发中子有效份额βef 的方法。

用改进的源倍增法测量了ADS 启明星1#次临界反应堆某次临界状态下的绝对反应性为-2.235×10-3。

在相同的次临界状态下,用跳源法测量了以βef 为单位的反应性ρ/βef 为-0.2915$,二者相比得到 ADS 启明星1#次临界反应堆的缓发中子有效份额为0.007667。

利用 MCNP 建模计算的结果为0.007783,两者在2%内符合。

%The principle about measurement of the effective delayed neutron fractionβef by modified neutron source multiplication (MNSM) method combining source jerk method was given.Firstly,the absolute reactivityβ of ADS Venus 1 #sub-criticality reactor measured by MNSM method is -2.235 × 10 -3 .Under the same sub-criticality condition,the reactivityρ/βef inβef measured by source jerk method is -0.291 5 $. The effective delayed neutron fraction is 0.007 667 by comparing ρ/βef with ρ.The effective delayed neutron fraction of MCNP is 0.007 783,which corresponds with the experiment result within 2%.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)008【总页数】4页(P1445-1448)【关键词】缓发中子有效份额;改进的源倍增法;跳源法;ADS 启明星 1#次临界反应堆【作者】刘锋;史永谦;朱庆福;张巍;李开健【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL375.1缓发中子有效份额βeff是反应堆中子学的主要动态参数，主要测量方法有均匀中毒法、非均匀中毒法、代换法、统计权重法、方差平均比法、零概率法、252Cf源价值法和频域内的统计法等，这些测量技术的依据理论多、实验设备复杂、测量复杂费时、测量误差均在5%左右，且某些技术是无法在反应堆热态情况下测量的。

中国加速器驱动次临界装置的功率控制特性初步分析

中国加速器驱动次临界装置的功率控制特性初步分析
ｌ
（ ２ ）
式 中， Ｐ为总的热功率 ， ｋ Ｗ； 西为燃料宏观裂变 截面，ｍ ～ ； １ ， 为中子平均速率 ，ｍ ／ ｓ ；Ｕ为总的有 效传热系数 ；厂为冷却剂质量 流量 ；Ｖ为堆芯体
积 ，ｉ ｎ ； Ｍ 为物质的质量 ；Ｔ 为温度， ｏ Ｃ ；Ｃ为
式 中， Ⅳ 为 中子密度 ；Ｃ ｉ 为第 组缓发 中子先驱 核密度 （ ｉ ＝ １ ， ２ ，…，６ ） ； 为总的有效缓发 中子
关键词 ：加速器 ；控制棒 ；次临界深度 ；动态 响应 ；失束 失流
中图 分 类 号 ：Ｔ Ｌ ４ １ １ 文 献 标 志 码 ：Ａ
１ 引 言 中国加速器驱动次临界实验装置 Ｃ Ｌ Ｅ Ａ Ｒ ． Ｉ Ａ
（ 简称 Ｃ Ｉ Ａ） 是一个热功率为 １ ０ ＭＷ 的小型次临 界 反 应 堆 系统 ，冷 却 剂 为铅 铋 合 金 （ Ｌ Ｂ Ｅ： ４ ４ ． ５ ％ Ｐ ｂ ． ５ ５ ． ５ ％Ｂ ｉ ［ １ Ｊ ）， 堆芯功率采用控制棒和加
有效中子增殖因数 ＝Ｏ ． ９ ４ ～ Ｏ ． ９ ６ 且 加速器束流稳定时 ， 棒控系统可有效调节堆芯功率 ， 次临界深度较浅时 （ 如 ｆ ｆ ＞ ０ ． ９ ８ ），功率 响应 出现较大超调量 ； 控制 系统 引入功率 速率前馈信号后 ， 可有效改善功率控制效果 并 肖 除 ≤１ ０ ０×１ ０ 的扰动 ；加速器失流的事故工况下 ，棒控系统使堆芯反应性 出现发散性振荡 ；加速器 引入的外 源 Ｑ与 ｆ ｒ 的最优匹 配值为 ０ ． ９ ４ ≤ ≤ Ｏ ． ９ ６ 、１ ． ２ ｘ ｌ Ｏ 加ｃ ｒ ｆ ｌ － ３ － ｓ 。 ≤９ ≤１ 。 ８ ５ ￣ １ Ｏ ｃ ｍ － ３ ． ｓ ～ 。
３ 控 制棒 驱动机构
控制棒驱动机构主要 由比较 、放大 、功放驱 动 电机 、减速 器 和控 制棒 等 环节组 成 ｌ １ 。其 中驱 动电机采用步进电机 ，并简化为 １ 个 １ 阶环节。

加速器驱动的次临界10MW气冷快堆物理方案研究

加速器驱动的次临界10MW气冷快堆物理方案研究

ｆ ｅ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｗｉ ｔ ｈ ｄ ｅ ｅ ｐ ｓ ｕ ｂ ～ ｃ ｒ ｉ ｔ ｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｔ ａ ｔ ｕ ｓ ｉ ｎ ｈ ｙ ｐ ｏ ｔ ｈ ｅ ｔ ｉ ｃ ａ ｌ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ． Ｔｈ ｅ ｔ ｏ ｔ ａ ｌ ｂ ｕ ｒ ｎ ｕ ｐ ｉ ｓ
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ａ ｐｈｙ ｓ ｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｃ ｈｅ ｍｅ ｄｅ ｓ ｉ ｇｎ Ｏ ｆ ａ １ ０ Ｍ Ｗ ａ ｃ ｃ ｅ ｌ ｅ ｒ ａ ｔ ｏｒ — ｄｒ ｉ ｖ ｅ ｎ ｓ ｕ ｂ— ｃ ｒ ｉ ｔ ｉ ｃ ａ ｌ ｇ ａ ｓ — ｃ ｏ ｏｌ ｅ ｄ ｆ ａ ｓ ｔ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｗａ ｓ ｓ ｔ ｕ ｄｉ ｅ ｄ．Ｔｈｅ ｃ ｏｕ ｐｌ ｉ ｎ ｇ ｐ ｒ ｏ ｇｒ ａ ｍ ＣＯＵＰＬＥ２ ． ０ ｗａ ｓ ａ ｐ ｐｌ ｉ ｅ ｄ，ｗｈ ｉ ｃ ｈ ｃ ｏｕ ｐｌ ｅ ｓ Ｍ ＣＮＰＸ ａ ｎ ｄ ＯＲＩ ＧＥＮ． Ｔｈｅ ｐ ｈｙｓ ｉ ｃ ａ ｌ ｐａ ｒ ａ ｍｅ ｔ ｅ ｒ ｓ ｓ ｕｃ ｈ ａ ｓ ｋｏ ｆ ｛ ，ｐｒ ｏ ｔ ｏ ｎ ｅ ｆ ｆ ｉ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｙ，
ｂｕ ｒ ｎｕｐ ｔ ｉ ｍｅ ｗｅ ｒ ｅ ｏｂ ｔ ａ ｉ ｎ ｅ ｄ， ａ ｎ ｄ ｔ ｈ ｅ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｆ ｅ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｏｆ ｔ ｈｅ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｗａ ｓ ａ ｎａ ｌ ｙ ｚ ｅ ｄ ． Ｂｙ
ｆ ｕ ｒ ｔ ｈｅ ｒ ｃ ａ ｌ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｔ ｈｅ ３ ５ ０ ｄ ｂｕｒ ｎ ｕｐ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｗａ ｓ ｏ ｂ ｔ ａ ｉ ｎ ｅ ｄ ａ ｎｄ ｔ ｈｅ ｔ ｒ ａ ｎｓ ｍｕ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ

加速器驱动的次临界系统散裂靶泄漏中子谱研究

加速器驱动的次临界系统散裂靶泄漏中子谱研究

ｄ ｏ ｉ ： １ ０ ． ７ ５ ３ ８ ／ ｙ ｚ ｋ ． ２ ０ １ ３ ． ４ ７ ． Ｏ ９ ． 】 ５ ９ ０
Ｎｅ ｕ ｔ ｒ ｏ ｎ Ｌｅ ａ ｋａ ｇ ｅ Ｓ ｐｅ ｃ ｔ ｒ ｕ ｍ Ｓｔ ｕ ｄ ｙ ｏ ｆ Ｓ ｐａ ｌ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔａ ｒ ｇ ｅ ｔ ｏ ｆ ＡＤＳ
次 临界 堆芯 ３个 子 系统 ， 本 文 拟采用 Ｇ ｅ ａ ｎ ｔ ４计
ｌ 基 本 原 理
在 Ｇｅ Ｖ能段 ， 质 子波 长小 于原子 核 内核 子 间 的平 均距 离 ， 入 射 质子 和 靶 内单 个 核 子发 生 准 自由碰撞 。碰 撞 过 程 中 ， 质 子将 部 分 或 全 部
下入 射 ， 即 出射 坐标 为 （ ０ ｍ， ０ ｍ， ０ ． ３ ｍ） ， 方向
ｓ ｉ ｍ ｕｌ ａ ｔ ｅ ｄ ｂ ｙ Ｇ ｅ ａ ｎｔ ４ ｔ ｏ ｏｌ ｋ ｉ ｔ ． Ｔｈｅ ｓ ｉ ｍ ｕｌ ａ ｔ ｅ ｄ ｎｅ ｕ ｔ ｒ ｏ ｎ ｌ ｅ ａ ｋ ａ ｇｅ ｓ ｐｅ ｃ ｔ ｒ ｕ ｍ ａ ｎｄ ｔ ａ ｒ ｇ ｅ ｔ
ｏ ｐ ｔ ｉ ｍｉ ｚ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｐ ａ ｒ ａ ｍｅ ｔ ｅ ｒ ｓ，ｗｈｉ ｃ ｈ ｗｉ ｌ ｌ ｂ ｅ ｂ ｅ ｎｅ ｆ ｉ ｃ ｉ ａ ｌ ｔ ｏ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｃ ｏ ｒ ｅ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ，ａ ｒ ｅ ｏ ｂ ｔ ａ ｉ ｎ ｅ ｄ ．
优 化 后 泄 漏 中子 谱 ， 计 算结 果 可 为 ＡＤ Ｓ散 裂 靶 件 和 堆 芯 设 计 提 供 参 考 。 关键词 ： ＡＤ ｓ ； 散裂靶 ； 中子 泄 漏 谱
中图分类号 ： ＴＬ ３ ２ 文 献标 志 码 ： Ａ 文章编号 ： １ ０ ０ ０ — ６ ９ ３ １ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ９ — １ ５ ９ ０ — ０ ４

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计
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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

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

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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快堆及加速器驱动次临界系统与核能可持续发展.

快堆及加速器驱动次临界系统与核能可持续发展.

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。

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

算。在燃耗计算中 ， 将堆芯活性区组件均匀化 ， 并在 轴 向方 向上将 每个 组均 匀 分为 ｌ ０个 ＭＣ ＮＰ 栅元 ，作为 Ｏ Ｉ Ｅ ２的点燃耗区。 ＲＧ Ｎ
３ 堆芯燃料成分 的确定
在燃 料体 积 已定 的情 况下 ，调节燃 料 中 Ｕ、
燃 料棒 直￣．ｍ ／ ｃ 包壳 厚 度／ｍ ｃ 栅距 与直径 比
ｌ ５
Ｃ ＵＰ Ｅ 对 设 计 模 型 进 行 稳 态 模 拟 及 燃 耗 计 Ｏ Ｌ［
参 数
ＡＤＳ
反应 堆热 功＊Ｚ － ＭＷ 加 速 器质 子能 量／ Ｖ Ｇｅ 散 裂靶 材料 散 裂 靶半 径／ ｃ ｍ 散 裂靶 壁厚 ／ｍ ｃ
ห้องสมุดไป่ตู้
８） （ ｏ ｌ 液 态铅 铋合 金 ２ ０ Ｏ６ ．
器驱动系统（ ＤＳ独特的中子场特性 ，使其具有 Ａ ） 较强的嬗变核废料的能力 ，由于加速器驱动引入
的质子 轰击 散 裂靶 形 成 的散 裂 中子具 有较 硬 的中
现 ，而且不经济 ，目前 国际上质子加速器的连续 束流理论设计值在几十毫安 的量级上。其次 ，为 了尽可能减少超铀核素（Ｒ ） Ｔ Ｕ 循环级次数 ，以提
活性 长 度／ｍ ｃ 冷却 剂 材料 结构 材 料
０７４ 、４ ＯＯ６ ．５ １１７ ．９
１ｏ （ ） Ｎ ａ Ｈ ９钢 Ｔ
Ｐ 、 ｒ Ｍ 的质量 比例成为堆芯燃料布置设计 ｕｚ和 Ａ 的关 键 。 （） １ 考虑到加入 Ｍ 对堆芯安全参数（ Ａ 如多普 勒效 应 、缓发 中子 份额 和空 泡效 应） 的不 利影 响 ，
案设计最终 目标 ，在满 足下述工程可行性 的基础 上 ，力 图达到最佳的嬗变效果。首先 ，具有一定
的次临界度是满足反应堆堆芯临界安全的基本要 求 ，堆芯的次临界度越大，抗拒反应性突变引起 临界安全事故 的能力越强 。但是较深的次临界度 要求较大的加速器的束流功率 ，在技术上难以实

中国铅基研究反应堆(CLEAR-I

中国铅基研究反应堆(CLEAR-I

项目名称 总体方案及相关基础研究 质子直线加速器 液态金属散裂靶 铅铋冷却反应堆 平台与配套设施
承担单位
联合
高能物理所 近代物理所 近代物理所 合肥物质院 （核安全所）
联合
提纲
I. 研究背景 II. 研究进展
1. 反应堆设计 2. 关键技术研发 3. 安全分析
III.总结
ADS反应堆设计与研发思路
关键技术研发
关键技术涉及的范围及要求
1. 堆材料与燃料—材料基础
结构材料 燃料包壳材料 核燃料
2. 冷却剂技术—技术特色
冷却剂制备及纯净化 氧浓度测量与控制 热工水力特性
3. 专用设备研制—性能保障
驱动泵设备 遥操换料系统 换热器部件
4. 堆运行与控制技术—安全关键
铅冷快堆 钠冷快堆 气冷快堆 超高温气冷堆 熔盐堆 超临界水堆
气冷快堆
熔盐堆 超高温气冷堆
铅冷快堆
钠冷快堆
超临界水冷堆
GIF（国际四代堆论坛）权威评估数据 六种第四代反应堆发展路线变化
VHTR SFR
SCWR MSR LFR GFR
超高温气冷堆GIF roadmap 2002
SVBR-100项目研究进展
俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo于 2009年11月联合成立的AKME Engineering公司负责工程实施，计划在2017年 建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同。
铅基反应堆技术应用前景
项目总体进展情况
反应堆设计
2011：完成概念设计（通过国内外专家咨询评议） 2012：详细方案设计定稿（通过专家评审及国内外同行校核） 2013：启动初步工程设计

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计
按 照 ＡＤＳ的设 计概 念 ， 加速 器驱 动 系统 中次
２ 加 速 器 驱 动 系统
加 速器 驱动 系统包 括 ： 中能强流 质子 加速 器 、 外源 中子 产生 器 和次 临界反 应堆 。次 临 界反 应堆 的运 行工 况要 求有 持续 供 给的外 中子 源维 持其 链 式反 应 ；这种外 中子源 由 Ｈ Ｐ Ｐ Ａ打 击重 金属 靶提 供 。根据 次 临界度 的不 同 ，在次 临界 反应 堆 内 ， 除维 持链 式 反应外 ，还 可 富裕 出一部 分 “ 中子余 额” ，可 以用于 “ 焚烧 ” 自生或 外加 乏燃 料 中所含 的 长寿命 核废 料 ；次 临界运 行工 况及 加 速器 的快 速 响应 为 ＡＤＳ 的运行 提供 了更 高 的灵 活性 及对
收稿 日期 ：２ ０ —８ ２ ：修 回 日期 ：２ ０ ．８０ ０ ７ ０ —３ ０ ８ ０ —４
中子源区简称 “ 源区” 从快 中子能谱区正中 。 心 拔 出 ７根燃 料元 件 ，在此 ７根燃 料 元 件 区域 内
基 金项 目： 国家“７ ” 划资 助项 目（ ９９ ２６ ２ ｏ ７ Ｂ Ｏ９ Ｏ ９ ３计 Ｇ１９０２ ０ ，２ Ｏｃ ２ ９Ｏ ）
增殖系数进行计算 和比较分析 ，实现 了不 同堆芯参数下 七ｆ ｅ 值可调 ；对几种不 同热区栅距和热 区燃料棒根数 ｆ
所对应 的停堆深度和控制棒价值进行 了计算 ，结果表明 ，辅助停堆系统提高 了加速器驱动系统（ＤＳ 的安全 Ａ ）
性。
关 键 词 ：辅 助停 堆 系统 ；加 速 器 驱 动 系统 ；Ｍ Ｃ ；次 临 界 ；ｋｆ ＮＰ ｅ ｆ 中 图 分 类 号 ：Ｔ ３ ９ Ｌ ２ 文 献 标 识 码 ：Ａ
ｂ
直径 ６５ｍｍ，热 区芯 体长 ７ ０ｍｍ。芯块 为二 氧 ． ０ 化 铀 陶 瓷 体 ； Ｕ 富集 度 为 ３ ；芯 块 密度 为 ％ １． ５Ｃ ｍ ０４ ｃ 。包壳 厚度 为 ０６ ６ｅ ．５ｍｍ，材 料 为 ｚ。 ｒ

ADS次临界反应堆的中子共轭方程

ADS次临界反应堆的中子共轭方程
ｍ ｕ ｔＤｌｃ ｔｏｎ ｆ ｃ ｏｒ ｌｉ ｉａ ｉ ａ ｔ
利用 高 能强 流质 子加 速器 驱 动质子 轰 击重 核 会 发生 散 裂 反 应 ， 应 中产 生 的高 能 中子 可 反 用作 次 ｌ 反应 堆 的外加 中子 源 （ 临界 简称 外源 ） 以 维 持链 式裂 变反 应 ， 这种 加 速器 一 应 堆 耦合 的 反
一
步 推 导 出 按 堆 芯 功 率 归 一 化 的 中子 共 轭 方 程 表 达 式 和 与 功 率 相 关 的 中 子 价 值 函 数 表 达 式 ， 出 了 次 给
临界 反 应 堆 中 子 价 值 的 物 理 意 义 。 由稳 态 中 子 共轭 方 程 组 出 发 ， 出 了 两 种 带 外 加 中 子 源 的 次 临 界 反 给
第 ４ 卷第 ７ ５ 期
２ １ 年７ ０ １
技
术
Ｖｏ ． ５ １ ４ ，ＮＯ ７ ．
Ａｔ ｍｉ ｏ ｃ Ｅｎｅ ｇｙ Ｓｃｅ ｃ ｎ ｃ ｏｌ ｇ ｒ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈｎ ｏ ｙ
Ｊ１ Ｏ１ ｕ ．２ １
ＡＤ Ｓ次 临界 反 应 堆 的 中子 共轭 方 程
应堆增殖 因数的表达式 。
关键 词 ： 速 器 驱 动 的 次 临 界 系 统 ； 临界 反 应 堆 ； 加 次 中子 共 轭方 程 ； 殖 因数 增
中图分类号 ： ３７ ＴＬ ２ 文献标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ：０ ０６３ （０ １０ －７ ５０ １０ —９ １ ２ １ ） ７０ ７ —５
ｔｏ ｏ ｒ ｅｗｅ ｅｄ ｒｖ ｄ ｂ ｓ ｄ ｏ ｔ ａ ｙ ｓａ ｅａ ｊ ｉ ｔｅ ｕ ｔｏ ｓ ｒ ｎ ｓ ｕ ｃ ｒ ｅ ｉｅ ａ ｅ ｎ ｓｅ ｄ —ｔ ｔ ｄｏｎ ｑ ａｉｎ ．

ADS嬗变堆中的冷却剂选择及具有温度反馈的系统仿真研究

ADS嬗变堆中的冷却剂选择及具有温度反馈的系统仿真研究

ADS嬗变堆中的冷却剂选择及具有温度反馈的系统仿真研究加速器驱动次临界系统(简称ADS)是嬗变核废料的最强有力工具,ADS利用加速器加速的高能质子与重靶核发生散裂反应,用散裂产生的中子作为中子源来驱动次临界系统,这种处理乏燃料的方式被认为是一条有前途的新一代核能开发的技术路线,其研究成果将明显提高核能系统的资源效益和环境效益。

本文结合国内外ADS嬗变堆的研究情况,以及蒙特卡罗方法研究的文献,通过使用ORIGEN2.1和MCNP5软件,研究ADS系统在冷却剂选择、次锕系核素和长寿命裂变产物的积累情况,发现在研究的3种冷却剂中,液态铅影响总体上最大,而液态钠影响最小;通过能谱分析得出99Tc对中子能谱影响较大,而129I对中子能谱的影;再通过Simulink软件对嬗变堆的反应性变化做了研究,发现反应堆在有外部反应性引入的情况下,功率被稳定在另一个功率水平上。

由温度效应引入的负的反应性,使反应堆具有自稳性。

得到的结论为ADS的后续研究提供参考。

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　第27卷　第3期核科学与工程Vol.27　No.3

　2007年　9月ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringSep.　2007

收稿日期:2006209213;修回日期:2006212225

作者简介:于　涛(1972—),男,山东人,副教授,博士,现从事反应堆物理研究

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究于　涛1,李吉根2,凌　球1,史永谦2,罗璋琳2,戎永华2(11南华大学核科学技术学院,湖南衡阳421001;21中国原子能科学研究院,北京102413)摘要:加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究。结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。关键词:ADS;失束;次临界;快堆;安全中图分类号:TL364;TL333 文献标识码:A 文章编号:025820918(2007)0320230204

Subcriticalreactordynamiccharacteristicsresearchbyacceleratorbeamtripinanaccelerator2drivensystem

YUTao1,LIJi2gen2,LINGQiu1,SHIYong2qian2,LUOZhang2lin2,RONGYong2hua2(1.SchoolofNuclearScience&Technology,NanhuaUniversity,HengyangofHunanProv.421001,China;

2.ChinaInstituteofAtomicEnergy,Beijing102413,China)

Abstract:BecausethemaintainofpowerlevelinAcceleratorDrivenSystem(ADS)relysontheneutronsourcegeneratedthroughintensiveprotonbeamhittingspallationtarget,thefrequentbeamtripswillinfluencethesubcriticalreactorsafetyofADS.BeamtripaccidentcharacteristicsinADSisstudiedinthispaper,andthespecialsoftware2SIM2ULINK2ADSdedicatingtoADSbeamtripaccidentisdesignedanddeveloped.Thedynamiccharacteristicsofaccelerator2drivenfastneutronbreedsubcriticalreactorisPre2liminarilyresearched.Atlastthediscussionhasclearlydemonstratedthatshutdownofthereactordependingonshutoffofthebeamsignalwillnotassureautomaticsafety.ItneedstoaddtheassistantprotectsystemtoenhancethesafetyofADS.Keywords:AcceleratorDrivenSystem(ADS);beamtrip;subcritical;fastneutronbreedreactor;safety

032 随着化石能源短缺危机问题的日益凸现,

核能已经成为人类今后能源发展的必然选择。在现行燃料循环中引入加速器驱动系统(ADS)[122]构成新的混合核能系统,将成为目前商用的核能系统与核聚变能可充分利用间的过渡。ADS中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,因此质子束流的不稳定性以及任何形式的失束都将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。因此,ADS的安全性主要决定于高功率质子加速器(HPPA)运行的可靠性。HPPA失束对次临界反应堆的影响有两方面:(1)由于反应堆内中子学行为的改变引起的功率变化;(2)由于功率骤变将引起受外源中子直接影响的材料的温度变化,引起热应力,导致材料疲劳与蠕变而影响寿命[1]。目前,对失束问题的研究正成为国际上ADS系统研究的热点问题[223]。为了分析评价质子束外中子源瞬变对ADS系统工程设计和安全分析的影响,本项目组研究开发了ADS失束事故分析软件———SIMULINK2ADS。对加速器驱动快中子次临界反应堆堆芯的动态响应开展了初步研究,并对运行结果进行了分析。1　物理模型的建立根据目前的研究成果表明[[1,426],1)keff值应选在0185～0198之间。当keff=0195时,则可有大于80%的电能上网供商用,虽然此时燃料增殖能力与废料嬗变能力可能会相应变低,但是反应堆具有本征安全性。2)次临界堆选取快中子反应堆。不仅本

身产生的次量锕系核素比PWR的少,而且具有较高的核燃料增殖能力及嬗变次量锕系核素的能力。3)次临界堆选取加压重水型反应堆。直

接利用天然铀,可较快地扩大核电装机容量,虽然它具有嬗变长寿命裂变产物的可能性,但所产生的核废料与常规PWR大体是一样的,它应与其他系统配合使用。但从远景讲,它开辟了有效利用钍资源的途径。因此,本研究在建立堆芯物理模型时有以下几点考虑:

(1)次临界反应堆的keff值选分别选取了

0195、0197和0199三个值。(2)次临界堆选取快中子反应堆,选用的

中国实验快堆(CEFR)的设计运行参数。(3)虽然ADS系统次临界反应堆的重要

特性就是具有很强的外中子源,但是已经证明在该次临界系统中,裂变中子仍然占有绝对多数,其所占的百分比值与有效增值因子相当,即若keff=0195,则裂变中子所占比例约为95%。因此,反应堆物理的理论和计算框架在这里仍然可用[7]。根据加速器驱动洁净核能系统的基本原理,ADS失束事故分析软件———SIMULINK2ADS物理模型框图如图1所示。

图1　ADS失束仿真物理模型Fig.1　PhysicsmodelofADSbeamtrip

2　SIMULINK2ADS程序流程[8]ADS失束事故分析软件SIMULINK2ADS

流程图如图2所示。

对所建立的ADS仿真物理数学模型计算机模块化,形成SIMULINK2ADS仿真软件包。

132图2　SIMULINK2ADS仿真程序流程Fig.2　SIMULINK2ADSprogramflowchart

该ADS系统模块化之后包括:堆芯中子动力学模块、反应性反馈模块、蒸汽发生器模块、中间热交换器模块、热钠池模块、冷钠池模块、管道模块、栅板联箱模块、循环泵模块、ADS系统仿真模块。管道模块可直接利用SIMULINK软件包中的时间延迟模块或一阶惯性环节。3　仿真运行结果分析[8]在对ADS束流瞬变进行仿真分析研究时,选择了不同的次临界水平下(keff=0195、0197、0199)运行工况进行仿真研究,以便更为详细地对ADS束流瞬变行为进行研究分析,同时也便于与国际上目前的研究进展进行比较。311　运行工况1)完全失束(正常停堆)、失束瞬变(失去束流1、3、6、12s后恢复)。2)未受保护的失流事故:完全失束合并失去90%的冷却剂流量,选择该工况的目的是为了分析该仿真模型对安全裕度的实际影响。312　运行结果与分析31211　keff=0197、0199时,完全失束和失束1、3、6、12s后恢复仿真运行结果。目前在ADS次临界系统中的设计是通过关闭质子束来停堆。如图3、图4所示,源切断后,次临界反应堆的功率将下降到不同的水平,但是并不会降到零,而是会稳定在一个较低的功率水平(20%～30%)左右,即所谓的“渐近(Asymptotic)功率水平”,详见文献[223]。这与OECD/NEA失束基准问题一期报告和德国FZKKarlsruhe用SIM2ADS程序结果进行比对,具有较好的一致性。

图3　keff=0197时失束SIMULINK2ADS功率输出图Fig.3　PoweroutputbySIMULINK2ADS,keff=0197

图4　keff=0199时失束SIMULINK2ADS功率输出图Fig.4　PoweroutputbySIMULINK2ADS,keff=0199

可见,要确保ADS次临界堆停闭到需要232的停堆深度,ADS次临界系统可能需要另外的控制棒系统。特别是对于某些启动事件,

比如冷却剂失流事故需要关闭次临界系统时,由于某些系统故障(如,束流正瞬变),源不能及时关闭,外加的控制棒系统的作用就显得更为重要。目前,国外的部分研究机构(如德国FZK

Karlsruhe)也提出了两种不同的ADS工程设计方案即:带控制棒辅助保护型和无控制棒辅助保护型。31212　失束合并失流事故仿真运行结果在完全失束(正常停堆),keff=0195、0199

时,合并失去90%冷却剂流量情况下的仿真运行模拟结果如图5、图6所示,由仿真结果可以看出,对于高keff值(keff=0199)的ADS系统,

在流量丧失后(本文计算了失去90%冷却剂流量的情况),纵然及时关闭外中子源,由于冷却剂流量损失,反应堆结构材料参数仍可能突破温度限值。由此可见,添加辅助停堆控制棒也是十分必要的。

图5　keff=0195时SIMULINK2ADS仿真包壳温度Fig.5　CladTemperaturebySIMULINK2ADS,keff=0195

4　结论1)在对ADS失束事故分析软件———SIM2ULINK2ADS进行调试及运行结果分析过程中,与OECD/NEA失束基准问题[2]和德国FZKKarlsruhe用SIM2ADS研究钠冷快堆研究结果[3]进行了比较,取得了良好的一致性。2)通过对两种典型的运行工况进行仿真

图6　keff=0199时SIMULINK2ADS仿真包壳温度Fig.6　CladTemperaturebySIMULINK2ADS,keff=0199

运算分析,由仿真结果可见仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。因此,建议在对ADS进行工程设计时,增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。

参考文献:

[1]　丁大钊.未来核能利用的方案探讨—加速器驱动的放射性洁净核能系统[C].加速器驱动放射性洁净核能系统概念研究论文集.北京:原子能出版社,2000,3227.