直面挑战追梦核裂变能可持续发展

直面挑战追梦核裂变能可持续发展

——“未来先进核裂变能——ADS嬗变系统”战略性先导科技专项及进展

■文/ 中国科学院“未来先进核裂变能——ADS嬗变系统”战略性先导科技专项研究团队1，2，3

1 中国科学院近代物理研究所兰州730000

2 中国科学院高能物理研究所北京100049

3 中国科学院合肥物质科学研究院合肥230031

1.1 发展核能是保障我国经济社会可持续发展的战略选择

长期以来，我国的能源结构中煤炭、石油和天然气等传统化石能源一直占据着绝对的主导地位，在能源消费中的占比高达90%。单一的化石能源消费结构会导致能源供应风险大增，同时也带来了严重的环境污染问题。因此，发展清洁能源是我国及全球能源可持续发展的战略选择。2009 年9月22 日，胡锦涛主席在联合国气候变化峰会上发表了“携手应对气候变化挑战”的重要讲话，指出我国要“大力发展可再生能源和核能，争取到2020 年非化石能源占一次能源消费比重达到15%左右”。2014 年11月12 日，中美两国共同发布的《中美气候变化联合声明》中再次明确，我国计划到2030年将非化石能源占一次能源消费比重提高到20%左右。

核裂变能是技术成熟的清洁能源，具有高效、低碳排放、安全可靠和可规模生产的突出优势。安全、高效、清洁、可持续地发展核电，是解决未来能源供应、保障经济社会可持续发展的战略选择，是我国近半世纪以来的梦想，也是全人类共同的梦想。我国在2005 年明确提出了积极发展核电的战略方针，并在2007 年发布了《核电中长期发展规划（2005—2020 年）》。因受到2011 年日本福岛核事故的影响，我国核电发展规划做了相应的调整，但发展核能在中国经济社会可持续发展中的战略地位没有改变。根据调整后的核电发展规划，到2020 年核电在运行装机容量可达58 GWe，在建核电机组的装机容量为30GWe。国际原子能机构（IAEA）的统计数据显示，目前全球在运行核电机组443 座，总发电能力381.36 GWe，2014 年核电占总发电量的~11%。我国在运行核电机组27 座，发电能力23.03 GWe，2014 年占总发电量的~2.4%。这些数据也说明，我国的核电事业还有着非常巨大的发展空间。

1.2 核能长期持续发展必须实现核废料的安全处置

按2030 年非化石能源占我国一次能源消费的比例为20%估算，届时我国核电装机容量需达到150—200 GWe，将是全球核电装机容量最大的国家（美国目前约100 GWe，占其总发电量的~20%）。因此，必须认真对待核裂变能可持续发展的问题。核裂变能的可持续发展必须在确保安全的前提下解决2个重大问题：核燃料的稳定可靠供应和乏燃料（尤其是其中的长寿命高放废物）的安全处理处置。该先导专项针对的是后一个问题，这是我国乃至国际核能界无法回避的重大问题，也是尚未解决的世界性难题。

自然界中，易裂变元素铀-235（235U）的天然丰度仅约0.72% ，铀-238（238U）约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浓度降低到一定程度后，核燃料就需卸出，成为乏燃料，以一座百万千瓦的反应堆估算，每年卸出的乏燃料中包括可循环利用的235U和238U约23.75 吨、钚（Pu）约200 kg、中短寿命的裂变产物约1 吨、次锕系核素（MA，Minor Actinides）约20 kg、长寿命裂变产物（LLFP，Long-Lived Fission Product）约30 kg。乏燃料潜在危害性的远期风险主要来自MA 和LLFP，需经过几万甚至几十万年的衰变，其放射性水平才能降到天然铀矿的水平。

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150—200 GWe，届时乏燃料累积存量将达3.8 万—5 万吨，其中所含Pu 300—400 吨，MA30—40 吨，LLFP 45—60 吨。乏燃料特别是其中的长寿命高放废料的安全处理处置将成为影响我国核电可持续发展的瓶颈问题之一。

根据核燃料生产、乏燃料处理、废物处置方式的差异，国际上主要有3 种核燃料循环模式，即一次通过的“开环”模式、将乏燃料通过后处理分离出235U和239Pu再利用（MOX燃料）的“闭式循环”模式、“分离-嬗变”（P-T，Partition-Transmutation）“闭式循环”模式（图1）。

图1 核燃料循环模式过程效果图

在“开环”模式中，核燃料只通过一次燃烧，待乏燃料在反应堆现场存放冷却后，即送往后处理厂进行封装和地质深埋。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。分离铀/钚并回收再利用的“闭式循环”模式，可以明显提高核燃料的利用效率，同时也将大幅减小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、混合氧化铀钚（MOX）燃料等关键技术，现已达到可商业应用的水平。

20 世纪90 年代核科技界提出了更为先进的核废料处置策略，即P-T 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、低放射性的或者是稳定核素。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300—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（玻璃固化后）减少至开环模式的1/50 和分离铀/钚闭式循环模式的1/10 左右。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 战略在国际上还处在不断研究、完善的阶段。

1.3 ADS是安全处置核废料的首选技术途径

嬗变长寿命的核废料，需要的是快中子（En>0.5 MeV）。可提供工业级核废料嬗变的装置有快中子反应堆和ADS系统。国际经合组织能源署的专题研究报告[1]和我国院士咨询报告[2]均给出结论，认为快中子反应堆和ADS系统均具备增殖核燃料和嬗变核废料的能力，就核废料嬗变而言，ADS系统的能力更强。

ADS 系统由加速器、散裂靶和反应堆三大分系统组成（图2），它集成了20 世纪核科学技术发展的两大工程技术——加速器和反应堆。其工作原理是，利用加速器产生的高能强流质子束轰击重核产生宽能谱、高通量中子作为外源来驱动次临界堆芯中的裂变材料发生持续的链式反应，使得长寿命放射性核素最终变为非放射性或短寿命放射性的核素，并维持反应堆运行[3]。

图2 ADS原理示意图

ADS系统有两个突出的特点：（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。由于中子能谱更硬且分布宽等特点，一个优化设计的ADS 系统其支持比可达到10 左右（即一个约百万千瓦的ADS系统可嬗变10 个左右同规模压水堆核电站产生的长寿命放射性核废料），而快堆由于受到运行稳定性的限制，其支持比只能达到约2—5。因此，ADS 系统是目前最具潜力的嬗变放射性核废料和有效利用核资源的技术途径。

2.1 国外ADS发展现状及趋势

目前，国际上尚未建成ADS 装置。欧盟各国、美、日、俄等核能科技发达国家均制定了ADS 中长期发展路线图，正处在从关键技术攻关逐步转入建设集成系统的ADS原理研究装置阶段。

欧盟充分利用现有核设施，合作开展实验研究，设立了以诺贝尔物理学奖获得者C. Rubbia 为首的7国16人顾问组，制订和提出了EUROTRANS计划，并在欧盟F6 框架下支持了40 多个大学和研究所参与，将原来的PDS-XADS 方案进行了扩展，形成：（1）50—100 MWt的原理示范装置XT-ADS的先进设计；（2）由16 MW加速器驱动的数百兆瓦嬗变堆（含铅靶）的欧洲工业废料处理堆EFIT的概念设计。MUSE计划基于法国大型快中子零功率试验装置开展ADS 中子学研究；MEGAPIE计划利用瑞士保罗谢尔研究所（PSI）的强流质子加速器开展兆瓦级液态铅铋合金（Pb-Bi）冷却的散裂靶研究；法国IPHI 项目和意大利TRASCO项目关注强流质子加速器研究；比利时核能研究中心（SCK·CEN）MYRRHA 计划，期望2023 年左右建成由加速器驱动的Pb-Bi 冷却的快中子次临界系统，其主要设计指标为功率85MWt 的反应堆、600 MeV/4 mA 的强流加速器、Pb-Bi 作为靶和冷却剂、有窗靶结构等，目前该计划仍在设法筹集和落实经费；与此同时，由德国亚琛工业大学牵头实施的AGATE计划，旨在开展气冷堆技术研究，作为小型化的ADS系统的备选方案。

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强的技术储备。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Los Alamos 国家实验室又提出SMART 计划，研究核废料的嬗变方案。美国DOE/NNSA机构计划在乌克兰联合建造一个百千瓦级功率的ADS 集成装置，但由于战争等原因，此计划仍在延迟中。费米国家实验室正在计划建造的Project-X 是一台多用途的高能强流质子加速器，除高能物理研究外，也打算将ADS的应用纳入其中。

日本从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 年由日本原子力研究机构（JAEA）和高能加速器研究机构（KEK）联合建造了日本强流质子加速器装置（J-PARC），计划在未来升级工程中将直线加速器能量提高到600 MeV，开展ADS的实验研究（包括铅铋散裂靶材料ADS中子学研究）。

俄罗斯理论实验物理研究所（ITEP）于20 世纪90 年代与美国Los Alamos国家实验室合作开展ADS研发工作。1998 年俄联邦原子能工业部决定启动ADS开发计划，工作内容涉及ADS相关核参数的实验、理论研究与计算机软件开发、ADS实验模拟试验装置的优化设计、1 GeV/30 mA质子直线加速器的发展、先进核燃料循环的理论与实验研究等。俄罗斯还比较重视ADS的新概念研究，典型的有快-热耦合固体燃料ADS次临界装置概念设计、快-热熔盐次临界装置概念设计等。

另外，韩国和印度等国也都制定了ADS研究计划。国际上部分ADS装置的设计指标参数参见表1。

2.2 国内ADS发展现状及趋势

我国从20 世纪90 年代起开展ADS概念研究，1999 年起得到两期“973”计划的支持，在中国原子能科学研究院建成了快-热耦合的ADS次临界实验平台“启明星1 号”，同时在强流ECR离子源、配套ADS中子学研究专用计算机软件系统、ADS专用中子和质子微观数据评价库、加速器物理和技术、次临界反应堆物理和技术等方面的探索性研究取得一系列成果。与此同时，中科院还重点支持了超导加速器技术研发，结合院内相关所的优势部署重大项目“ADS前期研究”等。上述研究和积累为中科院启动本先导专项奠定了良好的基础。

3.1 立项背景及总体目标

中科院根据我国核能可持续发展的重大需求与既有研发布局，结合国际发展态势，从技术可行性出发，提出我国ADS发展路线图（图3）[3]。

图3 中国ADS发展路线图

第一阶段：原理验证-加速器驱动嬗变研究装置。解决ADS系统单元关键技术问

题，确定技术路线，实现小系统集成，从整机集成的层面上掌握ADS各项重大关键技术及系统集成与ADS 调试经验，为下一步建设ADS示范装置奠定基础。

第二阶段：技术验证-加速器驱动嬗变示范装置。器、靶、堆系统指标提升，建成~1 GeV@10 mA/CW加速器驱动~0.5 GWt的次临界堆系统，系统可靠性提升，可用性>75%，达工业级要求。实现工程技术验证，核心解决可靠性、燃料和材料问题，确定工业推广装置的燃料和材料选择。

第三阶段：工业推广，企业主导，系统放大至~GWt 量级，实现运行可靠性和系统经济性的验证，工业应用。

经过2009—2010 年深入、系统的酝酿、研讨和凝练，中科院组织召开数轮高层次专家咨询评议，认为ADS 用于核废料的嬗变是合理的选择。并考虑到我国核废料积累的增长速度，认为ADS 系统在2030 年左右投入实际使用是非常必要的，必须加快ADS研发。为此，于2011 年1月适时启动了ADS先导专项。该先导专项面向我国核能发展战略需求，针对ADS 第一阶段原理验证，着力解决ADS加速器、散裂靶、反应堆系统中的各单项关键技术问题，包括：突破高流强、高效率、高可靠的质子加速技术；突破高功率重金属散裂靶和冷却剂的关键技术；突破次临界的快中子堆相关关键技术；根据示范装置的需求开展前瞻性研究工作，发展ADS研究所需的平台基础。再利用“十二五”国家重大科技基础设施“加速器驱动嬗变研究装置”（China Initiative Accelerator Driven System，简称CIADS）建设项目的支持，从整机集成的层面上掌握ADS各项重大关键技术及系统集成与ADS调试经验，为下一步建设ADS示范装置奠定基础。

根据先导专项实施方案，主要部署了总体方案及相关基础研究、质子直线加速器、重金属散裂靶、次临界反应堆、平台及配套设施等5 个项目级的研究工作。主要由中科院近代物理所、高能物理所、合肥物质科学院、中国科学技术大学承担，院内外其他相关研究单位参与。

3.2 阶段性成果与进展

目前世界上尚无建成ADS集成系统的先例，这对于我国的ADS研发是机遇与挑战并存。挑战在于：加速器方面，工业级ADS装置要求质子加速器的束流功率大于10 MW，而目前世界上运行的最大功率约为1.4 MW，且ADS系统中对加速器运行的可靠性要求也远高于现有的加速器；散裂靶方面，首要是如何高效移出紧凑空间内大于10MW束流功率引起的热沉积，其次还需要有效地解决靶与加速器和反应堆的耦合问题以及可工作在极端条件（高温、强辐照、腐蚀等）下的结构材料问题；同时，ADS次临界反应堆系统带来的新问题主要为堆芯功率不均匀问题、新型冷却剂问题、加速器失束造成的热冲击问题、燃耗加深带来的燃料元件及材料问题等。此外，ADS的核燃料涉及乏燃料中铀、钚的分离，MA的分离以及新型燃料组件的制备等难题。

自先导专项启动以来，在超导质子直线加速器、重金属散裂靶、次临界反应堆及核能材料等研究方面取得了重要进展和突破，一些关键技术达到国际领先或先进水平。

3.2.1 超导质子直线加速器

实现了离子源、RFQ（射频四极）加速器、低β超导腔、高功率耦合器、功率源、超导磁体、低温恒温器等超导直线加速器所需单项技术突破，开始向系统集成研究阶段转换，其中：

在单项技术突破方面，研制成功高稳定度的强流质子源；162.5 MHz@2.1 MeV ADS RFQ加速器通过了中科院重大科技任务局组织的专家现场技术测试，这是继美国Los Alamos 国家实验室LEDA RFQ 后，国际上第二个达到或超过10 mA的连续波质子束RFQ 加速器, 也是目前国际上稳定运行的连续波离子束RFQ加速器中束流强度最高的；325 MHz @3.2 MeV ADS RFQ 加速器束流平均功率位于世界最高；Spoke012 超导腔是目前国际上β值最低的Spoke 腔，目前已实现Spoke012双腔系统集成和2 K 低温下带束流运行；Spoke012、Spoke021、HWR010 超导腔垂直测试性能指标达到了国际先进水平。

在系统集成方面，注入器II 低能段原型样机成功引出能量2.55 MeV、最大流强11 mA的连续波质子束，束流功率达到9.6 kW，此束流功率是目前国际上连续束运行的超导质子直线加速器中最高的，标志着我国强流质子超导直线加速器技术进入国际先进行列。

3.2.2 重金属散裂靶

创造性地提出了新型流态固体颗粒靶概念并完成初步设计，与电子束耦合的小型台架原理性实验获得成功。该方案融合了固态靶和液态靶的优点，通过固体小球的流动实现了靶区外的冷却，规避了液态铅铋合金靶放射产物毒害性高、温度-材料腐蚀效应严重以及固态靶热移除难等缺点，物理上具有承受几十兆瓦束流功率的可行性，受到同领域专家积极评价和关注。欧洲核子中心（CERN）已联合多家欧洲实验室开展束流实验，比利时的MYRRHA团队也已安排人员和经费开展相关设计。目前，基于颗粒流靶的各项技术验证及台架实验已全面启动。

3.2.3 次临界反应堆

完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的创新型10 MWADS铅铋冷却研究实验堆的详细方案设计并通过国际同行专家系列技术评审和设计评估；建成了多功能铅铋堆技术综合实验回路KYLIN-II，集材料服役、热工水力及安全实验于一体，被国内同行专家鉴定认为“KYLIN-II 技术参数与规模处国际领先水平”，可为铅铋堆材料服役性能、热工水力、非能动余热排除技术和堆事故安全特性等方面提供基础研究和工程验证平台；完成了铅铋环境下换料机构和控制棒驱动机构等CIADS 装置用铅铋冷却反应堆关键部件样机研制及铅基堆工程技术集成试验装置CLEAR-S 工程设计，计划到2016 年建成投入实验；完成了铅基零功率装置的物理和工程设计，并获得建设的环境影响评价和安全性分析的批复，计划于2016 年9 月完成零功率装置的建设并实验运行。

3.2.4 平台及配套设施

建成了超导腔焊接加工工艺实验室、超导腔处理与测试平台、低温站、乙级放化实验及放化材料计算平台、核材料辐照/辐射/高温协同作用综合实验平台、散裂靶设计模拟软硬件平台、核数据测量平台、液态铅铋散裂靶关键技术研究平台等，保证了先导专项各项研究工作的顺利推进。

3.2.5 总体方案及选址

确定了国家“十二五”重大科技基础设施CIADS 总体设计方案并形成了项目建议

书，国家发展与改革委组织专家对项目建议书进行了立项论证；确定了场址，完成了新园区场址初步可行性分析报告及场址普选阶段的环境影响报告。

3.2.6 前瞻性探索研究

在材料研究方面，自主配方、自主研制的SIMP 钢，其已测试的性能指标均优于或不亚于目前国际主流核能装置用抗辐照结构材料，有望成为一种新的核能装置候选结构材料。目前已完成2 吨级制备，并已开始5 吨级工业规模制备；同时，开展了SiC 复合纤维材料研发，计划于2015 年底实现第三代SiC 复合纤维中试生产线的建设。在核燃料制备方面，完成了铀纳米材料的制备和系列锕系有机化合物晶体的合成，制备出不同粒径的铀球和铈球；在反应堆先进二回路设计方面，获得了主换热器、回热器优化设计方案并加工完成实验样机，建成了LBE-He换热综合实验平台。

4.1 ADS先导专项下阶段工作重点

在ADS 原理验证阶段，该先导专项的定位是突破ADS系统的单元关键技术。目

前，在ADS 系统各单元单项技术方面已基本实现全面突破，确定了CIADS 的技术路线。下一阶段工作的重点是分系统集成验证，为CIADS 工程建设奠定安全分析与技术基础：（1）超导直线加速器方面，完成一台设计指标为~25 MeV@10 mA 直流运行加速器样机；（2）散裂靶方面，完成颗粒流靶传热、驱动、拣选等技术综合验证平台建设，并搭建一台小型原理样机进行束靶耦合验证；（3）次临界反应堆方面，完成零功率装置的建设并明确相关实验计划，同时完成CLEAR-S 的建设并联合铅铋综合实验回路，开展材料性能、热工水力、换热器破口事故等实验以及堆靶耦合验证；（4）材料研发方面，完成5 吨级工业规模SIMP 钢制备；（5）燃料制备方面，继续开展含锕系元素燃料制备及干法分离的前期研究。另外，还将全面启动现场工作，确保CIADS 项目的顺利实施；积极开展ADS 新概念、新原理、新方法及经济性评估研究等。

4.2 我国ADS发展展望

为了解决核燃料短缺、乏燃料处置、核安全和防止核扩散等问题，半个多世纪以来各国科学家尝试了不同方法，但均未形成有效的解决方案。

ADS系统是为解决核裂变能可持续发展所面临的核废料安全处理处置而提出来的，ADS系统除在核废料嬗变方面有独特的优势，其在增殖和产能方面也有巨大的潜力。在该先导专项实施基础上，我们进而提出了“加速器驱动先进核能系统（Accelerator Driven Advanced Nuclear Energy System,ADANES）”的全新概念和方案，并基本完成了原理的模拟试验验证。ADANES 包括ADS 燃烧器和乏燃料再生利用处理两大组成，其主要特点是：充分利用加速器驱动系统固有的安全性和冗余能力，集废料嬗变、燃料增殖和能量生产为一体，可用仅排除了部分中子毒物的乏燃料再生为ADS燃烧器的核燃料。原理上，该系统的铀资源利用率可从目前轻水堆的~1%提高到95%以上，所产生的核废料不到原乏燃料量的4%，并且其放射性寿命也由数10万年缩短到约500年。

ADANES系统可使基于铀资源的核裂变能成为可持续数千年的低碳排放、安全可靠、高性价比、防核扩散的战略能源，应为我国ADS研究的未来发展方向。如果得到国家及时和稳定的支持，有望在2022 左右年基本完成乏燃料循环利用验证、ADS 燃烧器原理样机（10 MWt）等阶段性工作，引领国际核裂变能的创新发展，并在2030 年左右实现工业级示范。

参考文献

1 OECD Nuclear Energy Agency. Accelerator-driven systems（ADS）and fast reactors（FR）in advanced nuclear fuel cycles.Paris（France）：OECD, 2002.

2 方守贤，王乃彦，何多慧，等. 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. 中国科学院院刊，2009，24（6）：641-644.

3 詹文龙，徐瑚珊. 未来先进核裂变能——ADS嬗变系统. 中国科学院院刊，2012，27（3）：375-381.

来源：《中国科学院院刊》2015年. 第30卷. 第4期