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。
加速器驱动的次临界系统初步概念设计
Ｊ ｕ ｎ ．２ ０ １ ３
加 速 器 驱 动 的次 临界 系统 初 步 概 念 设 计
李勋昭， 吴宏春， 曹良 志， 郑术 学 院 ， 陕 西 西安 ７ １ ０ ０ ４ ９ ）
摘要 ： 基 于初 始 Ｐ ｕ 装 载对 加 速 器驱 动 的 次 临 界 系 统 （ ＡＤ Ｓ ） 嬗 变 次 锕 系核 素 （ ＭＡ） 的影 响 ， 提 出 了 ６种 采
ｐｌ ｕ ｔ ｏ ｎｉ ｕ ｍ ｃ ｏ ｎ ｔ ｅ ｎｔ ｗｅ ｒ ｅ ｉ ｎ ｖｅ ｓ ｔ ｉ ｇａ ｔ ｅ ｄ 。 Ｔｈ ｅ ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ ｓ ｈｏ ｗ ｔ ｈａ ｔ ，ｗｉ ｔ ｈ ｔ ｈｅ ｉ ｎｃ ｒ ｅ ａ ｓ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｉ ｎｉ ｔ ｉ ａ １ ｐ ｌ ｕｔ ｏｎ ｉ ｕｍ ｃ ｏ ｎｔ ｅ ｎｔ 。ｔ ｈｅ ｔ ｒ ａ ｎｓ ｍ ｕｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｒ ａ ｔ ｅ ｏ ｆ Ｍ Ａ ｄ ｅ ｃ ｒ ｅ ａ ｓ ｅ ｓ ａ ｎ ｄ ｔ ｈ ｅ ｉ ｎｉ ｔ ｉ ａ ｌ ｐｒ ｏ ｔ ｏ ｎ
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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。
中国加速器驱动次临界装置的功率控制特性初步分析
（ 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。
中国加速器驱动次临界系统主加速器初步物理设计
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]。
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，
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方守贤院士《加速器驱动的次临界堆(ADS)嬗变核废料和加速器驱动钍反应堆(ADTR) 》
ADS与快堆各得其所
从我国核能可持续发展战略中的地位来看， 快堆侧重于核燃料的增殖，ADS侧重于核废 料的嬗变是比较合理的选择。快堆应该是解 决核燃料增殖的主力堆型。
国际上的观点
Comparison of ADS and Fast Reactors (350 page study )by Nuclear Energy Agency (NEA) and Organization for Economic Co-operation and Development (OECD)
方守贤、王乃彦、何多慧、何祚庥、张焕乔、杨国桢、陈和生、 欧阳予、魏宝文、潘自强、阮可强、陈佳洱、沈文庆、胡仁 宇、葛墨林 赵志祥、夏海鸿、顾忠茂、叶国安、傅世年、徐 銤
一、分离-嬗变是实现核能可持续 发展不可缺少的环节
核废料最少化
核废料问题是核能可持续发展的重要制约因素，是 一个不可回避必须解决的重大问题
“一次通过”和“分离－ADS嬗变”的经 济性分析
处理能力为7万吨的美国尤卡山核废料处置库其工 程预算为437亿美元，不包括乏燃料运输费用和 地质处置场的运行费用。 如果采用“分离－ADS嬗变”战略，按照美国 ADS路线图研究的结论，包括了研发、示范、部 署八个装置在寿期内处置8万7千吨乏燃料的全部 费用约2800亿美元（见表）。而电力销售（4.3 美分/度电）的收入为约3000亿美元，即处置费 用全部可以自己解决。
0 10 50 2790
小结
第一，“分离－ADS嬗变”战略同时解决了乏燃料 中铀和钚的回收，产生的很好的资源效益和实 际的巨大的附加的经济效益应该加以考虑； 第二，“分离－ADS嬗变”战略仍然需要地质储 存，但是将减少废料的放射性毒性水平至少两 个数量级，减少废料的容量至少5倍，这将大 幅度减少废料运输和地质储存的费用，这个因 素也应该加以考虑。
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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加速器驱动反应堆的靶实验及核废料嬗变与焚化
文章编号:1007-4627(2000)0420251204加速器驱动反应堆的靶实验及核废料嬗变与焚化3α戴光曦(中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000)摘 要:对加速器辅助驱动次临界核反应堆的最近研究进展,特别是靶实验结果,进行了评述.通过对靶实验首次全产物截面的测定,达到了剥离反应与裂变反应二者产物的完全识别.关键词:散裂反应;嬗变;焚化;中子俘获中图分类号:TL249 文献标识码:A1 引言目前,各国对加速器辅助驱动次临界反应堆进行了各种研究.从原理上讲,这种混合堆是可行的[1,2],但是需要一些数据,特别是作为补充中子源的靶系统,以及在高能质子束轰击下的散裂反应与裂变反应的测量结果.在GS I的实验中,采用大型碎片分离与核素鉴别装置(FR S)[3]测量了1GeV u 208Pb,238U+p和800M eV u197A u+p等反应系统[4].除了能源应用外,对当前来自核反应堆、其它核工艺和过时核武器系统有大量核废料需要处理.用这种加速器驱动反应堆,把要处理的核废料作嬗变辐照或是焚化裂变,则是一劳永逸的根治方法.嬗变是中子俘获再Β衰变,将裂片废料(如99T c,129I 和135C s)变成短寿命或稳定核素.焚化裂变是中子俘获裂变,它是消灭超铀同位素的唯有方法.在驱动堆中进行焚化还可得到附加的次级中子和核能等副产品.2 驱动堆用作下世纪新能源及核废料 嬗变的焚化炉图1显示了加速器驱动次临界反应堆装置的示意图.从图可见,用天然钍和铀作核燃料并配以高能强流质子加速器就可给出电功率.同时,这种混合堆还提供一条道路来把长寿命裂变产物核嬗变成短寿命或稳定的核,并通过裂变反应焚化超铀同位素,每年全世界产生高放射性核废料上万吨,现在己经总计达到160k t,表1列出了这些需要嬗变与焚化的核素和它们的放射性质.图1加速器驱动次临界反应堆的原理图混合堆的能量增益用G表示,中子倍增因子为k,则定量给出的G是堆产出的功率和质子束需要的功率之比值,后者考虑发电机与加速器的效率,如现代技术,可估计出均为0.4.这样就有半经验公式:G≈0.3k (1-k).从而给出了对得失相抵的情况,当G≈1,次临界的值k=0.77.通常要求G≈5,则k=0.94.对于近临界状况k=0.98,则增益G=15.混合堆的安全性是无容置疑的.由于系统工作在次临界状态,这里靶中子起到通常的延时中子的 第17卷 第4期原子核物理评论V o l117,N o14 2000年12月N uclear Physics R eview D ec.,2000 α收稿日期:2000203206 作者简介:戴光曦(1936-),男(满族),北京人,研究员,从事实验核物理研究1表1 超钚与裂变核废料特性3核素半衰期(a)剂量因子(Sv Bq-1)活 度(Bq kg-1)辐射比能(Sv kg-1)99T c2.111×1057.8×10-106.3×10114.9×102129I0.157×1081.1×10-76.5×1090.7×103135C s0.230×1072.0×10-94.2×10100.8×102237N p0.214×1071.1×10-72.6×10100.3×104233U0.159×1062.5×10-73.6×10110.9×105238Pu0.877×1022.3×10-76.3×10141.4×108239Pu0.241×1052.5×10-72.3×10120.6×106240Pu0.656×1042.5×10-78.3×10122.1×106241Pu0.143×1024.7×10-93.8×10151.8×107242Pu0.373×1062.4×10-71.5×10110.4×105241Am0.433×1032.0×10-71.3×10140.3×108243Am0.737×1042.0×10-77.4×10121.5×106243Cm0.291×1022.0×10-71.9×10150.4×109244Cm0.181×1021.6×10-73.0×10150.5×109245Cm0.850×1043.0×10-76.3×10121.9×106 3裂变产物核主要进行Β衰变,而超钚核主要进行Α衰变,在衰变率相同时前者比后者放射能小很多.作用,从而使混合堆运转.一旦质子束断掉,靶中子束立刻关闭,堆中核反应立即停止. 图1中建议的束流强度为50mA,但目前最高仅达到1.5mA,同时还要求束流保持长时期的稳定.消除这个差距还有一段艰难的路程,但是前景是诱人的.232T h比238U的天然丰度多5倍,是235U 丰度的700倍.用232T h作燃料可形成有钍2铀循环,即先由232T h俘获中子并衰变成233U再进行链式反应.这就为人类能源的彻底解决提供了前景.现今世界核电占总电功率的五分之一,它们主要建立在235U基础上的.如果取代235U而用238U作混合堆燃料,也有铀2钚循环,则无需增加采铀矿设备并可省掉铀同位素分离等庞大设备,可将目前核电电功率增加100倍.所以它应是21世纪的新能源.3 逆运动学原理用于靶实验进行散裂反应与裂变反应的靶实验是十分必要的,特别是40多种10年到1万年长寿命同位素的产出截面与动能.这些数据决定着混合堆中靶材料的选择、反应产物对靶材料的腐蚀性、使用期限与老化过程、制作设计和更换工艺等.虽然混合堆中靶中子源是用高能质子轰打重靶铅或钨,但是为了进行散裂与裂变反应产物碎片的同时测定,可采用重炮弹轰打轻靶的逆运行学反应,例如1GeV u208Pb,238U+p和800M eV u 197A u+p等反应系统进行测量1这些反应系统与1 GeV或800M eV质子轰打铅、铀和金的系统在质心系中是等同的,尽管使加速器的负荷提高约200倍.这种逆运动学反应是为了用物理电磁谱仪测定众多反应产物的需要而采用的一种不可替代的方法.所以提高加速器的负荷,是为尔后分析类弹产物起了预加速的作用.大型碎片分离与核素鉴别的装置FR S的设计是基于分析单核能为1GeV u的碎片,其原理图显示在图2中.从图可见,它由4组偏转聚束单元组成,每个单元由二极磁场与进出口上的四极磁透镜所组成.每个二极磁场偏束30°.总的偏束长度为75m.谱仪的磁场安排使之消色差地将分析离子束聚焦在谱仪的出口处.换言之,具有相同荷质比的离子不管其动量和初始入射角有何差异均被聚焦到出口平面上的一小面积上.为此还在谱仪中部的平面上放置劈形铝降能片,使单种核素离子在出口处聚到直・252・原子核物理评论第17卷 径仅几厘米的小面积上[5].每核子动能约1GeV u 的被分析核素离子穿过靶箔探测器窗膜后已被全剥离了,即荷质比为A Z .同时,在离子飞行路径上还放置了能量、时间和位置探测器,以测量被分析离子的飞行时间、能损和聚焦位置,从而得到核电荷、核质量与动能等的数据.用这种谱仪对离子进行跟踪分析,即使对十分稀有的产物也不会丢失,整个谱仪的穿透率高达90%.图2大型碎片分离与核素鉴别的装置4 碎片的分离800M eV u197A u +p 反应系统,用FR S 测到原始反应产物的同位素就高达750种,并测到它们的产生截面如图3所示.在这近1000种核素中可将其明显分成两组,即近弹核的散裂反应产物和裂变图3800M eV u 197A u +p 核反应产物中与(a )散裂反应相关的部分和与(b )裂变产物相关的部分反应产生的碎片,二者在Z =56-58分开,高Z 组来源于散裂反应.散裂反应的产物,是周边反应或表面蒸发反应产生的,这样高能质子进入重核周边很可能出现局部高温气化.这时激发弹核通过蒸发比质子更多的中子来退激,所以产物核常常是缺中子或富质子核素.从图3(a )可见,核素分布在Β稳定线上方高出5-7个质子(对给定中子数来说).最大截面的核素是195A u 和196A u ,它们经非常轻微的擦边碰撞,是弹核仅损失1个或2个中子形成的.另一组产物显示于图3(b )中,是沿着Β稳定线分布的裂变反应碎片,峰位在Z =38和N =48左右.显然它们来源于197A u 核的对称与非对称裂变,其核素分布在考虑裂片中子蒸发后,其碎片分布大体与之相符.这组裂变反应产物对应于近心碰撞,但是其峰位碎片的截面比起剥离反应的低近百倍,所以800M eV u 197A u +p 反应系统其主要反应道是散裂反应1对这种反应的测量数据目前与现存理论差别很大,所以靶实验不仅有混合堆的应用意义,对高能质子轰打重靶的反应机理的研究也有重要意义.5 结束语煤与石油燃料的大量使用造成南极臭氧空洞和地球臭氧层的薄化,这种温室效应己经给人类的气象生存环境带来危害.21世纪的能源应该使用安全的核能源,特别应对加速器辅助驱动的核电站加大科学研究的力度.・352・ 第4期戴光曦:加速器驱动反应堆的靶实验及核废料嬗变与焚化参 考 文 献:[1]Bowm an C D ,A rthur E D ,L isow sk i P W et al .N uclear Energy Generati on and W aste T rans m utati on U sing an A ccelerato r 2driven Intense T herm al N eutron Source [J ].N ucl Instr &M eth,1992,A 320:336-367.[2]戴光曦.加速器驱动的核电站——干净现实的核能源[J ].核物理动态,1996,13(4):53-58.[3]Schm idt K H ,H einz A ,C lerc et al .L ow 2energy F issi on Stu 2dies of N eutron 2deficient P ro jective F ragm ents of 238U [J ].Phys L ett B ,1994,325:313-316.[4]Gro ss K D .N uclear W aste T rans m utati on and Incinerati on [Z ].GS I 2N ach rich ten ,2 99:14.[5]戴光曦.实验原子核物理学[M ].北京:原子能出版社,1995,389-3901Target Exper i m en t ,Rad ioactive W astes Tran s m utation andI nc i neration of Nuclear Reactor D r iven by AcceleratorDA I Guang 2x i(Institu te of M od ern P hy sics ,the Ch inese A cad e m y of S ciences ,L anz hou 730000,Ch ina )Abstract :T he recen t p rogresses in accelerato r 2driven nuclear subcritical nuclear reacto r ,esp ecially intarget exp eri m en tal data have been review ed .T he data con tained all the iso top es p roducing cro ss 2secti on s .T he reacti on p roducts w ere iden tified w hether they cam e from the sp allati on o r fissi on reacti on .Key words :sp allati on reacti on ;tran s m u tati on ;incinerati on ;neu tron cap tu re(上接第234页)p ro jectile i on s in accelerato r m ass sp ectrom etry (AM S )has been develop ed .A fter analysis in the rou tine AM S system ,the i on s are stopp ed in an app rop riately cho sen target in steat of an i on detecto r and induced X 2ray are detected fo r iden tificati on of i on s by atom ic num ber .Fo r the app licati on of AM S to h igher m ass iso top es w ith m ass num ber >20u sing s m all accelerato r ,the characteristic X 2rays techn ique is better than the energy lo ss m ethod fo r iden tificati on of atom ic isobars.Fo r analysis of heavy iso top es ,a detecti on system of p ro jectile X 2ray has been set up at the Ch ina In stitu te of A tom ic Energy fo r iden tificati on of isobars in the AM S .Som e of resu lts in recen t m easu rem en t of 64Cu and 79Se w ere repo rted here .T he 64Cui on s w ere sep arated from its isobars ,64N i and 64Cu ,and79Se i on s w ere sep arated from 79B r .Key words :p ro jectile X 2ray detecti on ;isobar iden tificati on ;accelerato r m ass sp ectrom etry・452・原子核物理评论第17卷 。
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
（ 华 大 学 核 能 与 新 能 源技 术研 究 院 ， 京 １ ０ ８ ） 清 北 ０ ０ ４
摘要 ： 以加 速 器 驱 动 的次 ｆ 系统 （ ｓ 在 事 故 情 况 下 仍 处 于 次 临 界 、 随燃 耗 时 问 变 化 的 最 大 范 围 临界 ＡＤ ） 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 ， 堆 芯 燃 料 区 分 为 嬗 变 区 和 增 殖 ． 将 区 ， 将 整 个 过 程 保 持 嬗 变 区 的燃 料 成 分 不 变 。通 过 对 ＡＤ 并 Ｓ燃 料 的 组 成 成 分 、 芯 布 置 和 堆 芯 功 率 分 堆 布等方面的研究 ， Ｐ 在 ｕ的 外 层 富 集 度 与 内层 富集 度 之 比 为 １ ０ １ ５范 围 内 ， 整 增 殖 区 的 燃 料 成 分 ， ．～ ． 调 并 利 用 ＭＣ ＮＰ和 Ｏ Ｉ Ｎ耦 合 的 Ｃ Ｒ ＧＥ ＯＵＰ Ｄ Ｉ ２程 序 计 算 Ｅ 随 燃 耗 时 间 的 变 化 。 同 时 ， 合 考 虑 功 率 综
ａ ｌ ｉ ｆ ｔ ｏｍ ｐｏ ｉｉ ｎ ｏ ｈ ｕｅ ，ｓ ｐ ｆｃ ｅ ｌ ｙ ｕｔａ ｈｅ ｐ ｎａｙｓｓ ｏ ｈｅ ｃ ｓｔｏ ｆｔ ｅ ｆ ｌ ｈａ ｅ ｏ ｏｒ ａ ｏ ｎｄ ｔ ｏｗ ｅ ｉｔ ｉ ｔｏ ｒ ｄ ｓ ｒｂｕ ｉ ｎ， ｅｃ ｔ ．，ｓ ｐｐ ｅ ｕｔ ｒａ ｎｎ ｒＰｕ ｅ ｉｈｍ ｅ ｔｒ ｔｏ ｒ ｎ ｆ１ ０ １ ５，ｔ ｎ ｔ ｕ ｌｃ ｎ ｕ ｏｓ ｄ ｏ ｅ ｎｄ ｉ ｅ ｎｒｃ ｎ ａ ｉ ａ ｇｅｏ ． － ． ｈｅ ｈｅ ｆ ｅ ｏｒ
第４ 卷第 ６ ５ 期
２ １年 ６ ０ １ 月
原
加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素
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) 。
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
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
加速器驱动次临界堆换料系统概念设计与分析
ｓ ｔ ｒ ｕｃ ｔ ｕｒ ｅ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇｎ ｆ ｅ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ｆ ｕｅ ｌ ｉ ｎｇ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ，ｔ ｈ ｅ ｃ ｈａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ｏ ｆ ｍｏ ｖ ｉ ｎｇ ｕ ｎｉ ｍｐｅ ｄｅ ｄ ａ ｎ ｄ ｆ ｕｌ ｌ ｃ ｏｖ ｅ ｒ ａ ｇ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ｆ ｕｅ ｌ ｉ ｎｇ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｗａ ｓ ｐｒ ｏ ｖ ｅ ｄ ． Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄｓ ：ａ ｃ ｃ ｅ ｌ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｄ ｒ ｉ ｖｅ ｎ；ｓ ｕｂ ｃ ｒ ｉ ｔ ｉ ｃ ａ ｌ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ；ｒ ｅ ｆ ｕｅ ｌ ｉ ｎｇ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ；ｃ ｏ ｎｃ ｅ ｐ ｔ ｕ ａｌ ｄｅ ｓ ｉ ｇｎ
点， 开展 了换 料 系统 的概 念 结 构 设 计 和 换 料 流 程 设 计 ， 解 决 了 加 速 器 质 子 束 管 阻 碍 换 料 系 统 运 动 的 难
题， 通过分析换料系统结构设计特点 ， 证 明 了换 料 系 统具 有运 动无 阻碍 性 和全 覆 盖性 。 关键词 ： 加 速器 驱 动 ； 次临界堆 ； 换料系统 ； 概念 设计 中 图分 类 号 ： ＴＬ ３ ５ ３ ． ３ 文献标识码 ： Ａ 文章编号 ： ０ ２ ５ ８ — ０ ９ １ ８ （ ２ ０ １ ４ ） ０ １ — ０ ０ ８ ６ — ０ ５
加速器驱动次临界堆(ADS)核燃料制备前期研究的开题报告
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。
加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析
加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析陈忠;蒋洁琼;王明煌;曾勤;柏云清;吴宜灿;FDS团队【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2013(033)002【摘要】针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析.设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析.结果表明:当MA/Pu体积比为7:3时全堆对MA的嬗变率可达约650 kg/a,同时满足能量自持并具备约1000 MW能量输出,较深的次临界度和负反应性系数表明ADS-NWT具有良好的固有安全性.【总页数】6页(P180-185)【作者】陈忠;蒋洁琼;王明煌;曾勤;柏云清;吴宜灿;FDS团队【作者单位】中国科学院核能安全技术研究所,安徽合肥230031;西南科技大学国防科技学院,四川绵阳621000;中国科学院核能安全技术研究所,安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,安徽合肥230031;中国科学技术大学,安徽合肥230027【正文语种】中文【中图分类】TL32【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3.聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层中子学设计与分析 [J], 郑善良;吴宜灿;高纯静;许德政;李静惊;朱晓翔4.工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计分析 [J], 周生诚;吴宏春;郑友琦;李勋昭;何明涛5.嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技术 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
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第51卷第12期2017年12月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol. 51,No. 12Dec. 2017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(中国科学院近代物理研究所，甘肃兰州730000)摘要：根据中国加速器驱动嬗变研究装置（C iA D S)的建设要求，完成了 C iA D S 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。
C iA D S 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。
关键词：中国加速器驱动嬗变研究装置；次临界反应堆；概念设计中图分类号：TL371文献标志码：A文章编号：1000-6931(2017)12-2235-07doi ：10. 7538/yzk. 2017. 51. 12. 2235{Institute o f Modern Physics , Chinese Academy o f Sciences , Lanzhou 730000 9 China)Abstract ： According to the construction requirement of China Initiative AcceleratorDriven System (C iA D S ), 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 capacity of the liquid lead-bismuth is utilized. The natural circulation capacity characteristic of收稿日期=2017-08-22;修回日期：2017-09-18基金项目：中国科学院战略性先导科技专项资助（XDA03010201);国家自然科学基金资助项目（91326203) 作者筒介：彭天骥（1987—），男，湖北荆州人，助理研究员，博士，核科学与技术专业Conceptual Design of Subcritical Reactor for China Initiative Accelerator Driven SystemPENG Tian-ji, GU Long* , WANG Da-wei, LI Jin-yangZHU Yan-lei, QIN Chang-ping通信作者：顾 龙，E-mail: gulong@2236原子能科学技术 第51卷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.Key words：China Initiative Accelerator Driven System；subcritical reactor；conceptual design加速器驱动次临界系统(A D S)[m是国际公 认的最有前景的长寿命核废料安全处理装置。
A D S利用加速器提供高能强流质子束，轰击重 原子核产生高通量广谱散裂中子，外中子源驱动 和维持次临界反应堆连续稳定运行，在此过程中 将反应堆中装载的长寿命高放射性核素嬗变成 短寿命核素或稳定核素[>5]。
A D S通过调节加 速器的运行参数来控制中子源的强度和能谱，进 而调控次临界反应堆中可裂变/可嬗变核素的嬗 变速率，能实现良好的中子经济性和嬗变支持 比。
同时，A D S采用了深度次临界的堆芯，从原 理上杜绝了核临界事故发生的可能性，具有固有 安全性[("7]。
因此，A D S成为国际公认的核废料 嬗变处理技术途径的最佳选择[8〜。
我国经过了 20多年的前期研究，于2015 年底，国家发展和改革委员会正式批准了国家 重大科技基础设施加速器驱动嬗变研究装置 (C i A D S)的立项。
C i A D S工程采用“超导直线 加速器+高功率散裂靶+次临界反应堆”组合的技术路线，其概念设计已完成，并已开展了一 系列关键科学技术问题的研究。
本文将对C i A D S的总体概念设计方案和次临界反应堆 的概念设计进行介绍。
1 CiADS装置总体设计方案C i AD S工程采用“超导直线加速器+高功 率散裂靶+次临界反应堆”组合的技术路线。
C i AD S各系统的设计参数如下。
1)超导直线 加速器:束流能量500 M e V，流强5m A，最大 束流功率2.5 M W;2)高功率散裂靶：最大可 承受束流功率2. 5M W;3)次临界反应堆：最 大热功率8 M W。
参照国际类似装置的建造及运行经验，C i A D S采用分阶段建设的模式：第1阶段，实 现A D S运行功率1M W(含散裂靶和次临界反 应堆功率）的目标；第2阶段，在3 a内逐步提 高设备运行水平，实现A D S总功率10 M W耦 合运行。
C i A D S的总体设计参数列于表1。
表1 CiADS总体设计参数Table 1 Overall design parameter of CiADS参数数值设计值运行值第1阶段目标ADS总功率(堆+束流），MW1010>1满功率运行时间，a3<3不要求年运行时间（月）3<3不要求超导直线加速器加速粒子质子质子质子能量，MeV500500>400最大束流功率，MW 2.52.26>0• 25运行模式CW/pulse C'W/pulse CW/pulse 髙功率散裂靶最大可承受束流功率，MW 2.52.26>0• 25次临界反应堆能谱快中子快中子快中子最大热功率，MW87.74>0• 77第12期彭天骥等：中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计22372 CiADS次临界反应堆设计方案2. 1技术路线由于A D S中核废料的嬗变必须在次临界 反应堆中进行，而反应堆需外中子源(散裂靶）进行驱动。
为了保证在与散裂靶耦合条件下次 临界反应堆能稳定运行，次临界反应堆采用了 “靶堆耦合界面+次临界堆+控制机构+冷却回路”的系统结构。
由散裂靶产生的具有一定 通量和空间分布的中子通过靶堆耦合界面进入 次临界反应堆引起堆内的核废料嬗变，通过冷 却回路将核反应产生的热量带出，通过控制机 构调控运行模式以保证运行的稳定安全。
目前，国际上认可的A D S次临界反应堆技 术路线主要集中于两种第4代快中子堆，即液 态铅铋冷却和气体冷却的次临界快中子反应 堆。
由于液态铅铋对中子的吸收和慢化弱，反应堆中子经济性好，使得液态铅铋冷却反应堆 具有更高的核废料嬗变和核燃料增殖能力。
同时，铅铋合金的熔点低、沸点高等特点也使得反 应堆可在低压运行时获得更高的出口温度，避 免了高压系统冷却剂丧失事故的风险，并可实 现高效的热电转换。
同时，液态铅铋的载热能 力及自然循环能力强，可依靠自然循环排出堆 芯余热，大幅提高了反应堆的非能动安全性。
因此，a A D S选择液态铅铋冷却次临界快中子 反应堆作为建设方案。
2. 2主要组成a A D S次临界反应堆采用液态铅铋作为 冷却剂。
在正常运行时，反应堆采用主泵驱动 的冷却剂强迫循环进行热量导出；在事故工况 下，充分利用了液态铅铋的物性特点，加强了次 临界反应堆的自然循环能力，利用液态铅铋在 辅助换热器和堆芯之间的自然对流换热导出堆 芯余热。
次临界反应堆的主要组成部分为：次 临界堆芯、反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系 统、专设安全设施、核岛公用支撑系统等。
3 CiADS散裂靶设计方案在A D S中，散裂靶是耦合加速器与次临界 反应堆的核心部件，其主要功能是与高能质子 束发生散裂反应，产生高能广谱散裂中子，驱动 次临界反应堆稳定运行。
C i A D S中的散裂靶 采用中国科学院A D S研究团队研发的固体颗粒流方案。
该方案以流动的固体颗粒为靶材，同时充当自身的冷却介质，与质子束流散裂反 应产生中子的同时，利用其流动特性将高功率 密度的束流沉积热带出束靶耦合的反应区，兼 具了固态靶和液态靶的优势。
a A D S散裂靶 的主要参数列于表2,散裂靶回路如图1所示。
表2 散裂靶主要参数Table 2 Main parameter of target参数数值功率，M W2. 26散裂中子产额8. 81入口平均温度，°c250出口平均温度，°c350颗粒靶材料钨镍铁合金颗粒直径，m m1. 0最大颗粒流量，m3/h72图1散裂靶回路示意图Fig. 1Scheme of target loop4堆芯设计4.1堆芯布置与核设计a A D S次临界反应堆堆芯由30盒六边形 燃料组件和78盒六边形哑组件组成，堆芯中间 留有圆形孔道，用于散裂靶管贯穿。