中国铅基研究反应堆概念设计研究
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。
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化
专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料
燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。
中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。
该技术打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握，助力践行中国核能强国梦。
4月1日，由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，对核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。
专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。
铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代反应堆，已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能。
反应堆工程研究设计所我国核技术应用发展中的“老兵新传”
反应堆工程研究设计所我国核技术应用发展中的“老兵新传”作者：柯国土吕征来源：《人民周刊》2015年第12期核技术应用作为核工业里的“轻工业”被广泛应用于社会经济的各个领域。
国际原子能机构（IAEA）在其2009年的核技术评价报告中指出，“核技术是正在为全世界的社会经济发展作出宝贵贡献的领域……就其应用的广度而言，只有现代电子学和信息技术才能与之相提并论。
”据不完全统计，美、日等发达国家的核技术产值占GDP的3%～4%左右，其中美国2010年仅同位素与辐射技术的产值就超过6000亿美元。
而我国2010年末的核技术应用产值仅为1000亿人民币左右，这既体现了我国核技术应用产业与发达国家的差距之大，又反映了我国市场发展空间之高。
面对技术相对落后的挑战与无限美好的前景，中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所（简称“堆工所”）在“十二五”期间充分发挥基础雄厚、专业齐全的优势，锐意进取、厚积薄发，在核技术研究与应用中取得了一系列令人瞩目的成果，为推动我国核技术产业发展作出了重要贡献。
CARR应用平台——雏凤清于老凤声反应堆是核技术研究与应用的重要平台，作为我国堆工领域排头兵的堆工所运营着多座研究型反应堆，是我国核技术应用研究的发祥地。
进入21世纪，针对101重水堆和49-2轻水堆老化严重、超期服役的问题，堆工所及时启动了新型先进研究堆的设计与建造工作，于2012年成功建成了我国首个反中子阱型反应堆——中国先进研究堆（CARR）。
CARR是一座安全可靠、高技术性能、多用途的研究堆，核功率60MW，其主要性能指标达到世界前列、亚洲第一的水平。
CARR为100%自主设计、建造和调试，在国内研究堆领域首次研制应用了多项新技术，获国家发明专利37项、实用新型专利32项，拥有完全自主知识产权。
作为我国新世纪重要的核科学研究与核技术应用平台，CARR安装了26根垂直孔道和9根水平孔道，可同时满足放射性同位素及中子嬗变单晶硅、宝石、珍珠辐照改色研发、中子散射实验、中子活化分析、中子照相等核技术研究应用需求，试运行以来陆续开展了辐照生产、中子散射等应用研究，在大幅提升产能和品质的同时极大地拓展了应用领域。
关于我国研究堆分类的初步探究
关于我国研究堆分类的初步探究摘要：针对不同类型和不同用途的研究堆，国务院核安全监督管理部门制定了不同的安全许可审批要求和监管要求。
本文结合《中华人民共和国核安全法》，从研究堆分类文件的制定、优化和统一规范等方向，对研究堆的分类进行了初步的探究。
一、研究堆分类探究的背景为了推动我国的核事业安全、有序地发展，我国颁布了《中华人民共和国核安全法》并于2018年1月1日开始施行，该法的第二十二条规定：国家建立核设施安全许可制度，核设施营运单位进行核设施选址、建造、运行、退役等活动，应当向国务院核安全监督管理部门申请许可。
按照该法的第二条规定，研究堆属于核设施的一种，因此，建造营运研究堆必须向国务院核安全监督管理部门申请许可。
对于民用研究堆，由国家核安全局作为国务院核安全监督管理部门进行监管；对于其他研究堆，由国家国防科技工业局作为国务院核安全监督管理部门进行监管。
国家核安全局和国家国防科技工业局对核设施的监管都建立了各自的体系，也对不同类型的核设施/研究堆进行了分类，并对不同类别的研究堆进行差异性的审批许可和监管。
因此，对研究堆的分类进行探究是非常有必要的。
二、民用研究堆的分类探究在《中华人民共和国核安全法》颁布以前，国家核安全局已经建立了一套以核安全法规（HAF）、核安全导则（HAD）和核安全法规技术文件（HAFJ）为依据的民用核设施监管体系，并不断优化完善。
对于民用研究堆的分类，国家核安全局也多次发布相应文件进行规范。
1.制定民用研究堆的分类为了提高我国民用研究堆安全水平，加强对老化民用研究堆的管理，国家核安全局于2006年发布并开始施行《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）实施细则之三《研究堆安全许可证的申请和颁发规定》（HAF001/03），该规定的第四十一条对民用研究堆进行了分类说明：1)Ⅰ类研究堆：对反应堆厂房无密封要求，即使在厂房倒塌或由于堆水池或其它包容结构的正常密封丧失造成堆芯或乏燃料裸露于空气，以及堆芯燃料重大破裂情况下也不违背《研究堆设计安全规定》（HAF201）第2.1 节安全目标要求的研究堆。
反应堆热工水力特性分析与设计研究
反应堆热工水力特性分析与设计研究引言反应堆热工水力特性是设计与研究反应堆核心的重要方面。
反应堆是一种利用核能进行能量转化和控制的设备，因此对其热工水力特性的分析与设计至关重要。
本文将对反应堆热工水力特性的分析与设计进行研究，并探讨其在核能利用过程中的重要性。
1. 反应堆热工水力特性分析1.1 反应堆热工水力循环反应堆热工水力循环是反应堆系统中热能转移的重要环节。
通过循环系统，热能可以在核燃料与冷却剂之间进行传递。
热工水力循环的设计应考虑冷却剂的流动和热能转移效率，以满足反应堆的运行需求。
常见的热工水力循环包括单相流循环和两相流循环。
1.2 反应堆热工水力特性分析方法反应堆热工水力特性的分析通常通过数值模拟和实验方法进行。
数值模拟可以通过计算流体力学（CFD）等方法来模拟反应堆内部的流动和热传导过程，以获得反应堆的热工水力特性参数。
实验方法可以通过搭建实验装置来观测和测量反应堆内部的流动和温度分布情况，以验证数值模拟结果的准确性。
2. 反应堆热工水力特性设计研究2.1 热工水力特性参数设计在反应堆的设计过程中，重要的一步是确定热工水力特性参数。
这些参数包括热流密度、冷却剂流速、冷却剂温度等。
热工水力特性参数的选择将直接影响反应堆的工作性能和安全性。
因此，需要通过理论分析和实验研究来确定这些参数的合理取值。
2.2 热工水力特性优化设计反应堆的热工水力特性优化设计旨在提高反应堆的热能转移效率和热功率密度，以提高反应堆的运行效率和能源利用效率。
优化设计可以通过改变反应堆的几何形状、流动通道的设计和材料选择等方法来实现。
通过优化设计，可以使反应堆具有更好的热工水力特性，提高反应堆的运行稳定性和安全性。
3. 反应堆热工水力特性在核能利用中的重要性反应堆热工水力特性在核能利用中起到至关重要的作用。
合理设计和控制反应堆的热工水力特性可以提高核能的利用效率和安全性。
同时，热工水力特性的分析与设计研究还可以为核能发电领域的技术创新和发展提供科学依据。
中国反应堆最新突破铅铋快堆震撼世界
中国反应堆最新突破铅铋快堆震撼世界目前，各国核能技术正以突飞猛进的姿态往前交替赶超，中国技术异军突起，在核能大军中已经逐渐赶到世界最前行列，链科技小编今天发现一条震撼世界的新闻，中国技术再次让世界同行刮目相看。
我国首座铅铋合金冷却反应堆（以下简称铅铋快堆）零功率装置——启明星Ⅲ号日前实现首次临界，并正式启动我国铅铋堆芯核特性物理实验，这被视为我国在铅铋堆堆芯关键技术上取得的里程碑式重大进展。
根据冷却剂类型，快堆可分为气冷快堆、钠冷快堆和铅/铅铋冷却快堆。
铅铋快堆采用铅铋共晶合金作为冷却剂，与钠冷快堆同属液态金属冷却快堆，属第四代核能系统的主力堆型。
反应堆是核能利用的最核心装置，其重要的技术特征表现在“临界点”的控制上。
核能是具有高能和难以控制特点的新能源方式，也是科技含量要求最高的技术领域。
零功率装置是运行功率极低（最高不超过100瓦）的反应堆，以此获取的零功率实验数据如同“标尺”一般，能够对关键核数据、堆芯物理设计方法、反应堆测量技术等的准确性和可靠性进行“标定”。
研发任何一种新型核能系统首先都要通过研制相应的零功率装置开展实验积累原始数据，全面掌握堆芯核参数和堆芯物理特性，并以此为基础完善热工、力学、屏蔽等反应堆其他方面的设计。
启明星Ⅲ号成功实现临界后，将开展一系列实验工作，取得的堆芯核参数实验数据。
核能材料是核能的重要原料，由于控制技术的原因，目前用于核能开发的原材料取向还比较窄，能够实际采用的材料还比较少，这极大限制了核能事业的发展。
发现新材料，研发新技术已经成为当前核技术的重要课题，各国对此都十分重视。
铅铋合金熔点低、沸点高，相比传统反应堆，既能极大地降低设计和工程难度，又具有更高的固有安全性和抵御严重事故的能力，更高的能量密度和更长的运行寿期。
在应用方面，既可以设计为百万千万级的大型电厂，也可设计为兆瓦级小型模块化核电源，可用于深海空间站、海上石油开采平台、南海区域的海岛开发、偏远地区的能源供给以及大数据中心等。
研究堆物项分级规范
研究堆物项分级规范加速驱动次临界系统是一种新型的核废料嬗变、核燃料增殖及能量生产的核能系统。
该系统主要由质子加速器、散裂靶和次临界堆组成,利用加速器产生的质子轰击重金属散裂靶产生的散裂中子驱动反应堆中的核燃料发生核反应,实现嬗变处理核废料、增殖核燃料、生产能量等功能。
铅铋合金具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,铅铋冷却反应堆被选作中国加速驱动次临界堆的主要发展方向。
中国科学院核能安全技术研究所FDS团队完成了加速器驱动次临界铅铋冷却反应堆的概念设计。
反应堆的物项(构筑物、系统和部件)对反应堆的安全影响程度不同,因此需要根据物项对反应堆安全重要影响程度的不同将物项进行分类,这就是反应堆的安全分级。
反应堆物项安全等级的正确划分是各项管理要求和规定的基础。
正确划分铅铋冷却反应堆安全等级是选择和采用合适的抗震水平、设计规范和质量保证等级的前提。
因此,在铅铋冷却反应堆的设计阶段,就必须对铅铋冷却反应堆物项进行安全等级的划分。
目前,国际上还没有公布针对铅铋冷却反应堆物项安全分级的规范和导则。
本论文以铅铋冷却反应堆为研究对象进行安全分级方法的初步研究。
首先,调研了国内外针对压水堆、沸水堆的确定论安全分级方法和risk-informed的安全分级方法;其次,根据上述确定论安全分级方法的一般流程,采用主逻辑图法推导出适用于铅铋冷却反应堆的安全功能,然后对安全功能进行安全等级的划分,最后确定出安全功能适用的物项,这就是针对铅铋冷却反应堆的确定论安全分级方法;再次,根据铅铋冷却反应堆的特点提出了针对铅铋冷却反应堆的risk-informed的安全分级方法体系;最后分别运用以上两种方法对铅铋冷却反应堆的冷却剂系统和铅铋工艺系统进行实例分级研究。
通过上述两种方法的对比分析可以得出,risk-informed安全分级适用范围有限,但risk-informed安全分级比确定论安全分级更加详细和合理。
未来主要工作可以考虑放在对铅铋冷却反应堆其它系统的确定论安全分级和risk-informed的安全分级上,并通过分级结果进一步完善上述两种安全分级方法。
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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