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关于ADS技术与史永谦教授批评之商榷
热度 3 leiyian 2017-3-12 07:49
首先，感谢 史永谦教授严肃的讨论。非常高兴有从事ADS研究的资深专家对拙文提出批评。学术的事情，本来需要辩论。我同意史永谦先生的很多说法，但是也就具体的分歧澄清如下（蓝色楷体字，其它内容为史原文），并阐明本人的观点： 我平时很少上网，在同事的推荐下，在网上看到北大物理学院雷奕安副教授的一篇 “ 太过先进，无法展示 ” ？！核能新技术 ADS 真的靠谱吗 ” 的评述性文章，前几句话是 “ 前不久，网络和朋友圈被一条消息刷屏，称中国在核能应用技术上取得重大突破，并且“太过先进，无法展示”。这项技术叫做加速器驱动次临界系统（ADS），我以前关注过，利弊略有了解，知道它还很不成熟，离实际应用很远。刚看到这条消息的第一反应是，又有人搞笑了吧？仔细看过消息和诸多评论之后，感觉非常不舒服，不吐不快 ” 。 为此我对 雷奕安副教授的评论也有不吐不快的感觉，但没有不舒服。有许多同事劝我不要理会这篇文章的观点，因为有许多是似是而非的，只是有操作之嫌，但我想还是有必要就学术上的某些问题给予澄清，以正视听。 您是说我有炒作之嫌吧？如果质疑就是炒作，那么谁都不可以质疑了吧？非常欢迎您澄清问题并指出我的错误。“以正视听”是应该的，但您那么说让我感觉，您的观点才是“正”的。我认为，可能我们双方都不够“正”，但是讨论本身可以更“正视听”。 在不吐不快之前，首先声明一下，本人才疏学浅，虽然从上个世纪90年代ADS概念提出到目前为止，一直负责、参与我国的ADS次临界反应堆的物理研究，也参加过几次国际间的学术交流和IAEA总部召开的ADS发展现状研讨会，但自己还是深感学术上孤陋寡闻，特别是与反应堆物理以外的其它领域更是如此。比如 “ 太过先进，无法展示 ” 这 句话我也无法理解，我问了一些人，他们认为可能是在网上无法显示的插图等问题时，往往会有此类语言出现，现在不对这个词句进行论述，只对有关ADS学术上的某些问题与雷奕安副教授进行探讨，虽然本人对国内外的ADS情况也有所了解，但也是挂一漏万，因为正像雷奕安副教授文章所述 “公道地说，由于继承了过去的管理体制，原子能院国际交流很不方便，可以理解” 。 我是原子能研究院的，不对的地方谢谢雷奕安副教授是可以理解的，还请雷奕安副教授批评指正。 1 对雷奕安副教授的评述总的感觉 看完雷奕安副教授的评述文章后，使我印象深刻的是最后一句，即黑体字、又是全篇重点的结论即“ 核能在安全性、经济性等方面都存在巨大风险。这些风险大多已经被世界各国的研究和商业经历证明。国内片面的宣传和营销并不会降低这些风险。面对强大的公关与宣传，公众应当保持高度警惕 ” 。 我认为这就是 雷奕安副教授写文章的目的，字面的意思就是 核能是存在巨大风险的， ADS 也同样如此，我 雷奕安副教授真心提请大家注意 所报道的 ADS 相关内容实际上 是国内对核能的 一种宣传和 营销手段，提醒大家不要对国内片面的宣传和营销所欺骗，应当保持高度警惕。高度警惕之后下面的动作就是你们的事情了。至于作者写此文的其它目的我就不好妄加评论了。 　 您的理解完全正确。我从不反对核科学和核能方面的任何研究，但是反对核能倡导者的片面甚至不实宣传。以专家身份做出的不实宣传，会造成公众和决策层对相关技术认知失真，从而导致风险巨大的重大决策，最后由国家和人民来承担损失。“太过先进，无法展示”的宣传效果太好，可以用核废料发电的说法也太振奋人心，而据我所知，ADS并没有那么神奇，因此我觉得有必要做出澄清。除此之外我也没有别的目的。 2 对雷奕安副教授的评述文章学术观点的看法 　 雷文在“。。。感觉非常不舒服，不吐不快。”之后的一段是： 先简单介绍一些相关概念： 　　加速器驱动次临界系统（ADS） 　　 目前说到核能一般是裂变核能。只要有中子，就能诱发裂变（自发裂变的可能性很低）。一般反应堆依靠自己裂变产生的中子临界运行，依靠控制裂变燃料的浓度，几何形状等，保证用掉一个中子正好产生出一个可以再次引起裂变的中子。如果不小心多了一点，中子就会越来越多，导致反应失控，这就是超临界。一般还利用温度高低、气泡多少、控制棒等控制链式反应。但一般临界到超临界的余量很小。次临界系统就是不到临界状态运行，一次裂变产生的有效下一代中子数少于1，能够保证反应堆不超临界。但这样，裂变反应无法自持，因此需要一个比较大的中子源提供第一代中子。加速器产生的高能质子打到重的原子核上，能把核内的很多中子打出来。这些中子能量高，诱发裂变能力强。这就是加速器驱动次临界系统的概念。 （1） 这里我也先介绍一下我所知道的裂变核能的相关概念： 正像 雷奕安副教授所述的“ 目前说到核能一般是裂变核能” 。因为核能还应包括聚变核能。聚变核能国际上，包括我国还在投入大量人力、物力研究中，不是十年、八年能够应用的。而裂变能技术比较成熟，裂变能的装置为反应堆，在半个多世纪的发展中，提出、研究并建成了各种类型的反应堆。反应堆分类有很多种，按其功能可分为动力堆、生产堆、研究堆；按反应堆内的中子能量大小分为热中子反应堆、中能中子反应堆和快中子反应堆；按慢化剂分为轻水反应堆、重水反应堆、石墨反应堆等；按冷却剂不同分为水冷却反应堆、金属液体冷却反应堆、高温气体冷却反应堆等等。 反应堆工作靠中子来进行的，反应堆内的中子，一边产生，一边消失。消失的中子是通过跑出反应堆（反应堆称为泄漏中子）和被反应堆内的材料吸收。产生中子是由于当一个中子被反应堆堆内核燃料吸收后会裂变，裂变时除释放出核能量外，还会放出多于一个中子，如铀-235每次裂变可放出2个多中子，裂变中子放出的这些中子，除有一个要维持被核燃料吸收再裂变外，其它的中子就被泄漏和吸收而消失。当产生的中子数与消失的中子数相等时，即它们的比值k等于1（k称为中子有效倍增因子），称反应堆为临界状态即反应堆可以维持自持裂变反应（不需要外中子源），当产生的中子数小于消失的中子数时，它们的比值k小于1，称反应堆为次临界状态，当产生的中子数大于消失的中子数时，它们的比值k大于1，称反应堆为超临界状态。因此反应堆可以运行在次临界、临界和超临界三种状态。 第一种情况反应堆是次临界，反应堆要在次临界（k小于1）状态运行，必须靠外中子源来驱动，即靠外中子源放出的中子数来补偿消失的中子数。如果没有中子源来驱动，则一旦取出中子源或中子源不工作，则经过一定时间后，反应堆内就没有中子，反应堆内核材料就不能裂变，即反应堆停止运行； 第二种情况反应堆是临界，反应堆临界运行状态首先是从次临界状态过渡到临界状态的，在过渡时，是通过措施使产生更多的中子数（增加核燃料量）或减少消失的中子数（减少吸收中子的材料或增加反应堆体积等），这样反应堆内产生的中子数逐渐增加，而消失的中子数逐渐减少，最后使产生的中子数与消失的中子数相等时，达到中子平衡即它们的比值k=1，处于临界状态。但在反应堆从次临界到临界的过渡期间，反应堆次临界状态或次临界度是逐渐变化的，这时也必须靠外中子源以维持某个次临界状态（外中子源又称为点火中子源），否则中子数是不稳定的，会逐渐减少直到为零。其次是反应堆临界后（取出外中子源或外中子源的中子对反应堆内的总中子数的贡献可以忽略），要维持反应堆在临界状态运行，这时必须靠控制手段使中子数维持在一定的数量（中子数与反应堆的功率水平有关，中子数越多，反应堆的功率越高）。在临界状态运行时，如果由于某种原因（如核燃料的燃耗）反应堆内中子数比要求的中子数少了（k小于1，反应堆要过渡到次临界状态），就要采取措施，增加中子数不使反应堆进入到次临界状态；如果反应堆内中子数比要求的多了（k大于1，反应堆要过渡到超临界状态），就要采取措施，减少中子数不使反应堆进入到超临界状态。这就是说临界反应堆是可以控制的，即控制反应堆内中子数的多少并维持所要求的中子数水平（要求反应堆的功率）； 第三种情况反应堆是超临界的。反应堆超临界又分为缓发超临界和瞬发超临界两种。 缓发超临界状态是可以控制的。在某个功率下临界状态运行的反应堆，如果要提高反应堆的功率，就是使临界运行反应堆内的中子数增加，这时就必须采取措施，使反应堆内产生的中子数大于消失的中子数（反应堆处于超临界）。当它们的k值大于1，而小于1+β eff 时，这时反应堆的状态称为缓发超临界状态。β eff 这个量称为缓发中子有效份额，这是由于裂变核在裂变时放出的中子有早放出的中子和晚放出的中子两种情况，早放出的中子（约在10 -17 秒内）称为瞬发中子，它们的能量较高约在MeV量级，它们的数量较大，裂变时约99%以上都是瞬发中子，而晚放出的中子（0.几秒到几百秒）称为缓发中子，它们的能量比瞬发中子能量低（约KeV量级），它们的数量小于1%，晚放出的中子这个数值定义为β，称为缓发中子份额。由于缓发中子与瞬发中子能量不同，所以它们对裂变的贡献不一样，就引入缓发中子有效份额β eff ；对不同的裂变核有不同的β值。如铀-235裂变，瞬发中子有99.35%。而缓发中子即β值为0.65%，而钚-239裂变，瞬发中子有99.79%。而缓发中子即β值为0.21%。由于反应堆内具有瞬发中子和缓发中子，缓发中子出现的时间迟，使得反应堆内总的中子在反应堆内的寿命变长，得以反应堆内产生的中子数和消失的中子数可以控制。 瞬发超临界状态是不可以控制的，当产生的中子数大于消失的中子数即它们的比值k等于1+β eff 时，即为瞬发超临界，因为k=1可以自持裂变链式反应，这时不需要缓发中子就可以k=1而能自持裂变反应，结果是中子的寿命非常短，加上β eff 个中子，使中子数迅速增加，无法控制。核武器就是处于瞬发超临界，核武器就是在外中子源点火下，由于k的数值是大于1+β eff 的，因此点火后其裂变是不可控制的。 从上面的讨论可知雷文中的“ 如果不小心多了一点，中子就会越来越多，导致反应失控，这就是超临界，。。。但一般临界到超临界的余量很小 ” ，这句话是不对的，是似是而非的概念，好像超临界状态是可怕的，实际反应堆经常会处于超临界状态，即在功率由低功率向高功率过渡时，必须是超临界（缓发超临界）。雷文将瞬发超临界与缓发超临界混为一谈，统称为超临界。他的言外之意就是超临界太危险，如核武器那样。这太耸人听闻了。 您的介绍是正确的。我用了很短的一段话介绍ADS概念，虽然没有您说的那么详细，但是也没有概念错误。“临界到超临界的余量很小”说的就是缓发中子份额很少。在正常运行的情况下，即使加上缓发中子才超临界，如果不能迅速修正，同样是极度危险的。 这段我并没有说核武器，所以不存在“耸人听闻”的说法。 （2） 这里再介绍一下ADS的相关概念和背景 A ADS 的相关概念。ADS包括3个主要部件，加速器、次临界反应堆和加速器与次临界反应堆的耦合部件重金属靶。如（1）中所叙述，ADS中的反应堆是处于次临界状态，只有在外中子源驱动下，反应堆才能存在有裂变，才能放出中子和给出核能。这样ADS又与上面谈到的次临界反应堆有什么差别呢？它们的差别在于（1）中的次临界是是反应堆过渡到临界运行的必须经历的过程，另外反应堆不运行时就必须处于次临界状态，当然次临界反应堆在外中子源作用下可以对次临界反应堆的物理特性进行研究，但它是不能给出可利用的核能的，尽管它们也有裂变，释放出能量，但由于外中子源的强度较低（根据不同情况，外中子源强度一般在10 4 -10 9 /秒之间），裂变数少，所释放的能量太低，无法利用。而在ADS中，利用加速器加速高能带电粒子，使其轰击重金属靶核，它们之间发生散裂反应，根据不同的带电粒子的能量和靶核，在散裂反应时可以放出大大多于裂变产生的中子数（上面提出的易裂变核，一个核裂变时可放出小于3个中子）。如加速器加速质子，当加速的质子具有1GeV时，轰击金属铅靶时，一个质子与铅核发生散裂反应可产生30个左右的中子，那么1mA的质子束（等于6.24×10 15 个质子/秒）就可产生1.87×10 17 个中子/秒，用这些中子作为外中子源来驱动次临界反应堆，使次临界反应堆内的裂变中子数大大增加，从而可以利用它们的裂变能。ADS的核能除与外中子源的强度有关外，也与次临界反应堆的次临界度有关。如果次临界度选择合适，如 雷文中的k=0.92~0.98之间 ,就可以将外源中子强度增加12.5-50倍。另外如果次临界反应堆采用快中子反应堆模式，一方面其中子能量较高也可以使可裂变材料铀-238裂变或吸收一个中子经 β衰 变，成为易裂变核材料钚-239，从而有效的利用了核资源，另一方面核电站的核废物MA(MinorActinides少锕核素)与高能中子发生裂变反应使其变成稳定核素或短寿命的核素，这就是ADS的嬗变技术，第三ADS反应堆是次临界运行模式，也从根本上杜绝了缓发超临界和瞬发超临界的可能性，保证了安全。 B ADS 及启明星实验平台的研究背景：上个世纪90年代初，诺贝尔奖获得者，意大利物理学家鲁比亚（C.Rubbia）提出了能量放大器概念，就是目前称之谓的加速器驱动的次临界系统-ADS。因为它可能在裂变核能发展中担当重要角色，如上所述，它可以产生核能、有效利用核资源和作为核电站乏燃料中的次錒系核素MA和长寿命裂变产物LFFP（LongLived Fission Products）的焚烧炉引起国际核能界的极大兴趣， 关于Rubbia教授在ADS研究中的影响，参见本人科学网博客 原文 后面与迟延崑研究员的讨论。 1994 年我国理论物理学家何祚庥院士看到相关报道，找到原子能院中子物理学家丁大钊院士和中科院高能物理研究所加速器科学家方守贤院士讨论，他们认为ADS是一个值得探讨的课题，因为ADS涉及核工业多方面的学科，所以建议由中国原子能科学研究院丁大钊院士牵头成立ADS概念研究组，1995年在中国核工业总公司科技局的支持下，开展以ADS系统物理可行性和次临界堆芯物理特性为重点的研究工作。随后逐渐向强流加速器和靶物理方面扩展。1997年7月2日至5日，国家科委组织召开了香山科学讨论会，中国原子能科学研究院介绍了ADS初步研究情况，科学界40多位院士、专家、学者参加，对ADS进行了3天半的深入讨论。最后，中国工程院副院长师昌绪做了总结，明确了ADS在原理上和工程上没有颠覆性的问题；该课题是重大基础研究项目，应列入国家重点基础研究（973）规划中，放在能源领域考虑；此外，明确这次会议不是项目立项，会后应通过有关规定进行申请。国家科委领导最后强调，ADS是一个重要研究课题；从科学前沿看问题，深度较深；现在还是基础阶段，同意放在总理批准的“973”规划中。 香山科学讨论会后不久，7月29日，中国科学院院长路甬祥召集有关专家谈到科学院构想时，在谈到ADS时，认为ADS既能产生核能又可处理核电站的乏燃料，该项目要与核工业公司合作，是否将原理验证装置和原型装置合为一步走，大家考虑。 之后经过近一年的研究、申请、答辩、层层筛选，1999年10月国家科技部批准了ADS列入“973”规划中，编号为TG1999022600，项目名称为《加速器驱动的洁净核能系统的物理及技术基础研究》。以丁大钊院士为首席科学家，赵志祥为首席科学家助理，原子能院组织了办公室，ADS下设6个课题组并发了规划任务书，6个课题组为：（1）ADS系统优化研究；（2）ADS系统的反应堆物理基础研究；（3）ADS核物理基础研究；（4）中能强流加速器及强流束在低能段加速结构中的输运研究；（5）强流离子束的产生及性能研究；（6）器-堆耦合部件的材料性质研究。参加单位有中国原子能科学研究院、中国科学院高能物理所、西南物理研究院、北京大学、清华大学、西安交通大学、南华大学等。 由于丁大钊院士去世，于2004年科技部任命赵志祥为首席科学家，在各课题共同努力下，2005年10月30日以优异成绩通过了“973”专家组的验收。专家组对ADS给予了极大关注，并建议除在国家其它领域对ADS支持外，下一个5年的“973”计划应继续给予支持。 2007 年科技部继续支持ADS研究，设立“嬗变核废物的加速器驱动次临界系统关键技术研究”（项目编号：2007CB200900）项目。项目下设6个课题，包括加速器驱动次临界嬗变系统物理热工技术基础研究、次临界中子学研究、ADS专用数据库完善和检验、束流损失控制的关键技术研究、ADS器-堆耦合部件材料预研、干法后处理预研等。目前中国科学院又启动了“战略先导科技专项”，以中国科学院詹文龙院士为首席科学家的研究团队，已经开始实施工程设计和前期建设阶段，使中国的ADS研究再推向一个新台阶。 在1999年开始的第一期“ADS系统的反应堆物理基础研究”课题中，提出专门建设一个ADS系统的次临界反应堆物理基础研究装置，丁大钊院士与反应堆实验物理学家罗璋琳教授研究认为，根据反应堆物理研究室的惯例，每建成一种类型的反应堆实验平台，就要有一个名称，从1959年开始就有东风(DF)系列，先后有DF-1零功率反应堆，DF-2零功率反应堆，DF-3零功率反应堆，DF-4零功率反应堆等，而DF系列为临界系列，ADS反应堆是次临界，今后还要建设一系列ADS次临界反应堆实验平台，它又是一个新的核能概念，是将几十年核研究领域中的两大创举加速器和反应堆结合起来，是裂变核能的新亮点，所以就起名为 Venus （启明星），后来IAEA将ADS 推荐为第四代核电站的堆型之一 。第一个ADS次临界实验平台就起名为Venus-1#（启明星-1#），启明星-1#次临界反应堆是一个快-热耦合的反应堆堆芯结构，其初衷是在快中子能谱区来进行MA的嬗变研究，在热区进行LLFP的嬗变研究。 启明星-1#次临界反应堆建成后，对外源驱动的次临界反应堆特性进行了系统研究，在国内外的科学杂志上发表多篇论文，接待了不少国内外专家学者，IAEA建议将启明星-1#次临界反应堆作为国际的基准装置供大家研究。我国的清华大学、上海交大、西安交大、南华大学等都进行了相关研究。在研究中，发现理论计算的中子有效倍增因子k数值与实验测量的数值有所差别，这种差别无法用计算偏差来解释，也无法用测量的误差来解释，实验者和理论者各坚持自己的观点，因为没有一个统一标准可参考。这就是为什么在中科院的ADS研究中要建立一个标准，即能够达到临界状态（k=1）的实验装置平台。根据中科院的核能先导项目要求，次临界反应堆是一个铅金属冷却的，反应堆堆芯还沿用启明星1#的思想，是一个快-热耦合的堆芯。由于这个实验平台与启明星-1#一样是在原子能研究院的反应堆物理研究室建设，根据反应堆物理研究室惯例，并都是为研究ADS所用，故取名为启明星-2#（Venus-2#）. 感谢您提供了非常丰富的信息。您这里提供的很多信息是我不掌握的。 （3）雷文在给出ADS概念后，开始评述ADS的优缺点，有： 　 ADS 的优点是第一是次临界，第二是中子能量高，比快堆里的中子还快。快堆能做的事情它都能做，而且做得更好，比如燃烧超铀元素（核废料中最讨厌的那部分），增殖（生产更多核燃料）等。缺点是技术复杂，发电需要的加速器还做不出来，还有一些技术也不知道能不能实现。里面的反应过程远比普通的水堆快堆复杂，基本的理论和实验都还有很多欠缺。 在他的这段评述中，有似是而非的概念，如 “ 燃烧超铀元素（核废料中最讨厌的那部分）” 这个概念就似是而非。超铀元素并不都是讨厌的，超铀元素包括钚、镎、镅和锔等元素。首先钚就是一种很好的核燃料，其它核素还可以用某些核素辐射β电子特性做为核电池，在航空航天事业中大有作为。在ADS中，实际上嬗变的是无应用价值且半衰期极长的某些少锕核素MA（不包括钚）。 雷文在这段还认为ADS技术复杂、 还有一些技术也不知道能不能实现 ，和 基本的理论和实验都还有很多欠缺 。该观点就不是科学工作者进行科学研究的态度。因为复杂就打退堂鼓，就不该投入人力和物力，但正因为复杂才要进行研究，任何一种有前途的技术不能因为技术复杂就放弃研究。我不了解雷教授在北京大学教授的是什么物理，也不知道指导的研究生研究的课题什么内容，但我敢肯定教授的和研究的都包括有不成熟的、复杂的待研究的内容。世界上聚变反应的应用其难度之大不能不说是前所未有的，难道就不建设相应的装置了吗？ 您的说法有个前提，就是必须先经过后处理分离，提取出来这些元素。在不能分离的前提下，我的说法没有问题。这牵涉到另一争议，就是乏燃料究竟应不应该后处理。我写过 一篇文章 专门讨论这个问题。 “有一些技术不知道能不能实现”是一种正面的描述方式。实际情况是，这些问题很困难。比如说，加速器的可靠性必须在目前基础上至少提高1000倍，束流强度也必须在目前能达到的最好水平上再提高10倍以上(做加速器的专家知道这又多么困难)。这些问题不是说拿出精神就能解决的。了解问题，正视问题，尊重事实，才是做科学应该有的态度。如果只要有探索精神就行，我们怎么不直接研究永动机，或者推翻量子力学和相对论呢？ （4） 雷文 在 评述ADS的优缺点后，紧接着就评述 启明星1号、2号的有关问题即 “ 启明星1号是原子能院研制的，在次临界条件下，一个测不同核燃料构形下中子倍增率的一个装置，2005年建成。同类装置国际上是上世纪四五十年代的重要研究内容，是中子学研究的基础实验装置。 　　 启明星2号没有公开技术信息。我推测是像法国/比利时2009年做的那样，实现了高通量聚变中子源与次临界堆芯的耦合，但从报道上看不出来。推测的理由是，该装置是原子能院和近代物理所联合研制的，原子能院会做堆芯，近代物理所会做加速器。” 12 月23号只是一个建成的ADS启明星2号得到临界阶段性的新闻报道，并没有涉及太多的相关内容，按照雷教授的观点是不值得报道的。 按照雷教授的观点，好像2005年建成的启明星1号是国际上四五十年代所建的同类实验装置，落后人家几十年。我在前面的 ADS 及启明星实验平台的研究背景中已有讨论，我们的东风系列中的DF-1实验装置就是 四五十年代建成的反应堆中子学实验装置，不比别人晚，紧接着还陆续为不同目的建成了DF系列装置。启明星1号是专门研究ADS次临界反应堆物理学的装置，它与其它装置不同之处在于堆芯中心加入了较大的靶区，即散裂中子源区。中子源区的大小，中子能量的不同，靶材料的不同等都对反应堆的物理特性有影响，这些情况在反应堆物理研究中是没有碰到过的。再一个特点是快热耦合的堆芯，这也是过去没有碰到必须研究的。 建造启明星2号的目的与启明星1号不同之处也已在前面讨论过，至于聚变中子源与次临界堆芯耦合在启明星1号的研究中已经进行过，不要再推测了。原子能研究院与近代物理所联合研制的启明星2号也不是雷教授推测的分工。联合研制的启明星2号实验平台的功能主要有三个，一是建立一个临界标准（k=1），检验不同数据库和计算方法与实验结果之间的比对，避免启明星1号上理论和实验结果不一样的争论，特别要验证ADS的工程验证装置中实际所用到的金属铅的核数据；其二是验证ADS的工程验证装置中所使用的钨球流动靶特性及其它需要验证的内容，包括开发一些新的检测方法和技术；其三是培养ADS实验人员和运行人员。 感谢您提供以上信息。启明星1号与聚变中子耦合文献中有。但我推测的是与高通量聚变中子耦合。您的信息与我的说法并不矛盾：“这些成果对于我们来说可以算是进展，但对于ADS技术的整体推进来说，还不能算是重大进展”。 （5） 雷文 在 评述 启明星1号、2号后，接着对嬗变进行评述即： “嬗变 　　 嬗变是导致原子核种类发生变化的核反应。 　　 核能应用中，特指将长寿命高放射性核废料（超铀元素）裂变掉，变成短寿命放射性元素的反应。 　　 ADS 中的高能中子能够使超铀元素裂变。因此，嬗变超铀元素是ADS的主要应用领域之一。 但是实际应用起来并没有想象的那么好。一是这种燃烧并不干净，只能减少并不能消灭超铀元素。如果直接在乏燃料中使用的话，甚至不能减少，因为还会同时生成超铀元素。如果将乏燃料中的超铀元素提取出来，那么需要极其昂贵和风险巨大的后处理，还不能完全分离。” 按照 雷教授的观点，ADS实际是不能嬗变 长寿命高放射性核废料 的，即使进行后处理也需要付出极其昂贵和巨大风险的。 这里又必要对核燃料循环做一简单介绍，因为嬗变与分离分不开的。而分离是核燃料循环中的一环。裂变核能的利用是一个很长的各技术环节集成的工业体系，从铀矿勘探、开矿冶炼、天然铀的转化、富集、再转化、燃料元件的制造，核反应堆的设计建造、乏燃料的处理，放射性废物的处理和处置等一系列的环节。一般将核电站反应堆之前的各技术环节称为核燃料循环的前端，之后的各技术环节称为核燃料循环的后端。对于核燃料循环的后端，目前国际上处置放射性废物存在两种路线，一是“一次通过”循环路线（Once-Through Cycle），二是“后处理燃料循环”路线(Reprocessing Fuel Cycle)。所谓一次通过就是将从反应堆卸出的乏燃料经过存放在乏燃料储存池内一段时间后，不进行处理直接送往处置库进行地质处置。后处理燃料循环又分为有限闭式循环和完全闭式循环（完全闭式循环又称为先进闭式燃料循环）。一次通过循环路线简单，但浪费了大量有用的核资源，如乏燃料内的U和Pu等资源，且乏燃料内还含有半衰期长达几万年到几百万年的放射性元素MA和LLFP。从长期地质观点看，其具有对环境影响的风险。而闭式循环各技术环节复杂，不管是有限闭式循环和完全闭式循环都必须对乏燃料进行元素分离（ Partitioning ），分离回收的U和Pu，再制成MOX燃料元件返回到反应堆内利用，在有限闭式循环中，将余下的废料再进行地质处置。而完全闭式循环中，除分离回收的U和Pu外，还将MA和LLFP也进行分离，分离出来的MA和LLFP可以放在专门的装置中进行焚烧即嬗变（ Transmutation ）。 从上面可以看出分离是嬗变的基础，人们提到嬗变必然要提到分离，所以通称为分离-嬗变（P-T）技术。衡量分离-嬗变效果的指标是核能系统中产生的高放废物量及其放射性毒性下降到天然铀当量水平的时间。 P-T 技术不是一个新概念，早在20世纪60年代中期美国的M.Steinberg就提出了，只是美国的A G.Croff等人在70年代末研究表明，认为P-T的费用和短期风险的增加，超过因P-T得到的长期风险降低的效益. 80年代初，IAEA对P-T处置核废物也有类似的结论。80年代中期以后，随着金属快堆技术开发的成功和加速器技术的进展，以及后处理与分离工艺的改进，为通过P-T处置长寿命核废物创造了新的条件。另一方面，三里岛和切尔诺贝里事件之后，公众对核安全广泛关注。美国深入研究开发深地层埋藏库之后，也暴露出问题的复杂性和长期风险的不确定性等根本困难。这样通过P-T彻底消除长寿命放射性、降低和消除远期风险的方法重新受到重视。与之同时，根据新的形势，国际放射防护委员会（ICRP）新颁布的数据和规定，美国环保局（EPA）和核管会（NRC）先后也颁布了高放废物和低放废物埋藏及释放处置的新规定,从而使锕系核素嬗变更有吸引力。为P-T技术降低核废物放射性水平的要求，提供了明确的标准。 为此在九十年代初，曾对P-T方法处置核废物作出过否定结论的以A.G.Croff 为首的同一组人对P-T方法处置核废物作了重新评价，得出一些新的结论:乏燃料元件中的锕系核素通过分离回收，只要分离后的α放射性丢失在废液中的量达到EPA规定中C类废物的释放标准，则残留放射性废物再衰变1000年就可以达到EPA 规定的高放废物埋藏和低放废物处置标准。因而有可能解决长寿命核废物的远期风险问题。1992年美国 M.E.Kastenberg等研究了长期风险的 费用/风险分析方法。初步分析比较了乏燃料直接埋藏与通过P-T处置锕系核素的两种方案，也指出P-T方法具有降低处置库的长期风险，并能减小整个燃料循环短期风险的巨大潜在利益。P-T方法对分离回收有要求，如果按法规规定的高放废物在埋藏期间的放射性泄漏值作为最高的要求的分离回收率，则目前工业规模的后处理流程可以达到铀和钚回收率的要求，实验室规模流程可以达到镎、镅和锔的回收率的要求,目前正在实施向工业规模进展 。 前面已经讨论过嬗变就是通过核反应将一种核变为另一种核，由于中子是最容易与核发生核反应的，所以一般都是用中子作炮弹来轰击要嬗变的靶核。不同能量的中子都可进行核反应，但对于不同的靶核与不同能量中子的核反应截面（概率）差别很大，故根据不同的嬗变核可以选择不同能量的中子。 由上面的介绍可知，乏燃料是可以通过分离技术是将要嬗变的核素分离出来的。至于“ 需要极其昂贵和风险巨大的后处理 ”这方面已经进行了 费用/风险分析，如果 雷教授认为他们分析的不对，可以拿出自己的数据进行反驳。 雷文中提到的 “ ADS 中的高能中子能够使超铀元素裂变。因此，嬗变超铀元素是ADS的主要应用领域之一 。” 这句话又是似是而非的，超铀元素中的钚是不需要高能中子的，正像我的第三部分叙述的，只有某些MA核素才需要ADS的高能中子来嬗变。 雷文又提到 “一是这种燃烧并不干净，只能减少并不能消灭超铀元素。如果直接在乏燃料中使用的话，甚至不能减少，因为还会同时生成超铀元素。如果将乏燃料中的超铀元素提取出来，那么需要极其昂贵和风险巨大的后处理，还不能完全分离。” 需要指出的是燃料烧干净或烧不干净是一个相对概念，只要达到要求就认为烧干净了。快中子反应堆的乏燃料中超铀元素较少，需要分离-嬗变的，目前主要指的热中子核电站卸出的乏燃料，因为热中子核电站的核燃料有95%以上都是铀-238，在热中子反应堆内它不仅不能裂变，它吸收中子后还会变成超铀元素。要嬗变的是超铀元素中的某些MA，必须用快中子。快中子反应堆是可以嬗变MA的，但一般快中子反应堆除进行发电外，主要任务是进行核燃料的增殖，可以进行少量的MA嬗变，因为在快中子反应堆内放入过多的MA，则该反应堆就会出现控制问题，因为MA裂变时的缓发中子份额 β值太小，使得反应堆内的平均中子寿命变短，影响反应堆的安全运行，这在前面已讨论过。各种核反应堆都各有其主要用途，鱼和熊掌不能兼得，所以ADS主要用来嬗变MA ，尽管它可以发电，充分利用核资源等用途，可以认为ADS就是专门焚烧MA的装置，如果如启明星2#那样设计，在快中子能谱区来嬗变某些MA，而在热中子能谱区嬗变LLFP（因为嬗变要LLFP是用热中子和超热中子与其进行共振吸收反应）。 在整个核燃料循环中，目前核能届一些学者提出“核公园（Nuclear Park）”构想，即在这个核工业园区内，由各种类型的反应堆扮演着不同角色，热中子反应堆主要用来发电，快中子反应堆主要用来增殖核燃料，充分利用核资源，ADS用来嬗变热中子反应堆卸出的乏废料，再结合乏燃料的分离技术，进到园区的是一般核燃料，出去的是人类生存需要的电力和少量的、达到地质处置要求的核废料。 由上看出，没有雷文提到的烧不干净的问题，由费用/风险分析的结论T-P技术是可行的，不同的反应堆有不同的用途，ADS则是专门焚烧MA的装置。 这里与上面说的乏燃料后处理争议是同一个问题。乏燃料后处理是一个漫长，昂贵，危险，得不偿失的过程。美国自1977年起就禁止了商业堆乏燃料后处理。纯理论分析有很多不确定因素。您说的美国A.G.Croff后来的研究显然没有能够说服美国自己。因为快堆离不开后处理，美国干脆一起将快堆项目也取消了。 （6） 雷文 对嬗变进行评述后 　， 又对 ADS 的前途进行评述，给出了美国对ADS评估报告“ 白皮书 ”，各国的ADS发展情况，重点在批评我国不应有专门的ADS研究项目，并预期我国的ADS项目会失败的，雷的这部分结论是“ 风险最后都是国家承担。对于提倡的专家们，只有好处没有坏处，最多一句 科学允许失败。可是国家经不起太多的投资失败 。” 首先雷文还是承认了 “ 白皮书措辞和结论都偏向于推进ADS的研究 ” 这个结论， ADS 还是靠谱的，而不是雷教授耸人听闻的题目 核能新技术 ADS 真的靠谱 的疑问！以及 对于提倡ADS研究的 专家们，只有好处没有坏处 的指责！也承认各国都还在进行ADS研究。我国的ADS发展路线图与美国白皮书中是相符的，目前正处于前期阶段并逐渐走向示范阶段，至于雷教授评述 “ 作为一个基础中子学研究装置，启明星2涉及的技术没有出现在ADS关键技术就绪程度评估表中。 ” 我在前面谈到为什么要建启明星 2 号及其作用，应该回答了是否在评估表中，这里就不多费笔墨了。 参加评估会的都是跟ADS研究相关的专家，白皮书也是这些人起草的，措辞和结论偏向推进ADS研究是自然的，也是一种正常的正面态度。美国政府后面的决策才更严格，更实际。 我没有“批评我国不应有专门的ADS研究项目”。我批评的是以专家名义做出的不实营销宣传。美国评估过后，没有启动专门ADS项目，这是一个事实。说出这个事实不等于“批评我国不应有专门的ADS研究项目”。 “预期我国的ADS项目会失败的”，您是从哪里看到这句话的？我没有那么说过。我只说过风险很大。并且我还说了，“作为第一目标的ADS示范装置，要实现技术上并没有太多困难，只是多项技术的可靠性需要验证。” （7） 雷文 对 ADS 的前途进行 评述后　，后面又一次对ADS进行责难：即 “ 其实，即使ADS项目能够克服众多的技术障碍，如期建成，方案本身仍有大量问题很难解决，或者不能接受 ” 雷教授认为即使 ADS 建成，又分别提出 9 个问题 很 难解决，或者不能接受 ，即 ADS 的 燃耗问题、一回路放射性问题、更复杂的核反应问题、功率密度问题、衰变余热问题、基础研究缺乏问题、经济性问题、烧不干净问题、靶的问题等进行了评述。下面对雷的问题进行一些讨论，在前面我已经 声明过， 自己 本人才疏学浅，不能对 雷教授的问题一一细说，有些也是一知半解，好在雷教授对原子能研究院有 由于继承了过去的管理体制，原子能院国际交流很不方便，可以理解 这样的话，我也就敢谈一点自己的看法。 关于燃耗问题，燃耗深与浅基本与反应堆的堆型无关，影响燃耗的主要原因是燃料包壳的腐蚀问题，与k无关，也不是雷教授看似很专业的解释，所以关于ADS燃耗很低不容易提高这个概念是错误的。至于雷教授提出的“ ADS k 从0.98降到0.95，反应堆的功率将降低到原来的40%。这时候燃料的燃耗只有约3%， ”这个观点从数字计算没有错，但ADS并不是这样运行的，至于采取什么措施在k降低时怎样保存功率不变，也不是雷教授所想象的非得用离子束流来补偿由于k的降低维持功率不变的技术。 您这里说燃耗决定因素的是传统水堆。影响传统水堆燃耗设计的主要因素也不是腐蚀，而是鼓胀和辐射损伤。传统水堆或者别的临界运行堆型燃耗都与k无关，因为k总是1，燃料k有富余。ADS的工作原理与临界堆不一样，燃耗与k有关。据我所知，在不换料的前提下，除了提高第一代中子数量，即离子束流，在k降低时无法维持功率恒定。您是ADS资深专家，如果存在别的解决办法，您一定可以随口说出，但您没有说。 关于一回路放射性问题。雷教授提出的这个问题也是错误的。请雷教授注意，您的想象很有道理，但您提出的ADS次临界反应堆的一回路是与 能量高达GeV的质子是无关的，质子只与靶作用，靶系统专门有一个回路，靶周围还有一部分缓冲区，缓冲区的作用一是降低来自靶散裂中子的能量以与反应堆耦合，二是解决靶的冷却问题。 ADS 靶的设计有很多方案。您只能说，靶可以设计为质子只与靶相互作用。即使这一前提成立，第一代中子的能谱仍然很宽，中子能量可以达到GeV量级。这些中子是要与一回路冷却剂作用的。即使是第二代，第三代中子，能谱也高于快堆，由它们与冷却剂作用的（n，2n），（n，3n）等反应截面并不低，因此冷却剂被活化要大大高于快堆。 关于 更复杂的核反应问题，雷教授的观点也是杞人忧天， “ 涉及的元素数目巨大。一般核反应堆需要考虑的元素数目大约是百的量级，而ADS中是千的量级。 ” 简直是耸人听闻。这个问题在一回路放射性问题已部分回答了， 质子只与靶作用。复杂的核反应只是与靶材料有关，这方面俄罗斯 在杜布纳联合研究所进行的ADS研究计划中已进行了测量研究，并发展高能质子束轰击散裂靶特性的计算工具。 您这个回答一定没有咨询做模拟的同事，而且您对这个问题不熟悉。我原文中给的 第一篇文献 就是讲钨靶被1GeV质子束照射后的模拟结果。其中表6中第一列数字，列的是CEM03.02程序计算初始反应产物量，包括深度散列原子核561种，裂变产物358种，和其它生成方式若干种，共931种原子核。这里还没有考虑超铀元素呢。质子只与靶相互作用是有条件的。第一代中子平均能量高达二三十MeV，是热堆中子平均能量的1000倍以上。它们当然能跟其它材料发生更多类型的反应，产生更多种类的原子核。 另外，学术讨论您最好不要使用“杞人忧天”，“耸人听闻”这样有强烈褒贬意义的词汇，这样会影响您论据的客观性。您觉得我错了，指出来就可以了。 关于功率密度问题。 快堆的热量快速带走现在已不是一个问题，请雷教授注意，俄罗斯、法国、日本都有快堆核电站，尽管有些快堆在检修、总结。我国的实验快堆也正常运行，不要充耳不闻，ADS的热量同样靠热容大的铅金属来带走热量的（我国的ADS拟用铅冷却）。 快堆的大功率密度是一个挑战，这是大家都认可的一个事实。就算在快堆中已经解决，ADS功率密度还要高几倍。我说的也只是“能不能带走还需要验证”。目前加速器功率达不到，实验装置也没有，高功率热量能不能带走还没法验证，就算我把耳朵洗干净了，又去哪里听呢？ 关于 衰变余热问题。雷教授说 “ 困扰普通反应堆的衰变余热问题在ADS中一样存在，并且更糟。 ” 请雷教授注意， 困扰普通反应堆的衰变余热问题目前的AP-1000和中国的华龙1号已经解决，它们采取的技术是得到IAEA肯定的。所以ADS的余热问题雷教授大可不必担心。 第一，没有人敢保证AP-1000或者华龙一号已经解决了反应堆衰变余热问题。IAEA肯定也没有用。（其实这里就是所谓的“能动”，“非能动”强制冷却问题。福岛第一电站融掉的反应堆就设计了非能动散热,然而并没有什么用）。第二，ADS是完全不同的堆型，衰变余热的功率密度也更高，别的堆型解决不等于这一堆型解决。 关于 基础研究缺乏问题。如核数据问题，我猜应该真正是雷教授的本行了。确实有许多核数据评价还不完全或缺少，所以才要进行研究。但请雷教授注意，并没有雷教授所评价的ADS触发核反应堆的中子能量的 核反应道，各种反应截面曲线都画不出来 的问题。来自散裂的部分中子确实能量很高，我在前面已经给出了，散裂中子是要经过靶区的缓冲，使其能量降低以与反应堆耦合，所以不存在雷教授提出的在核反应堆内核反应道问题。需要研究的是缺少有关靶的核数据以及铅的数据，这也是为什么要建一个启明星2号，用铅做冷却剂来宏观检验铅及其它所需要的核数据。 核数据不是我的本行。 靶有很多种设计。高能中子的穿透能力非常强。缓冲区厚了，中子能量不够，薄了，大量高能中子穿出。不薄不厚，仍然会有相当多的高能中子出来。中子的散射或者慢化，纯粹就是一个概率分布，分布必然有一个尾巴，尾巴砍多砍少各有各的问题。 设计缓冲区本身也是非常值得商榷的一种做法。 启明星2号能测的只是一个最后的统计数字。里面究竟发生了什么反应，也就是从什么反应到最后的结果，完全是一个黑盒子，无法测定，也就是我说的“各种反应截面曲线都画不出来”。 关于 经济性问题和烧不干净问题，已在本文的第 （5）部分的费用/风险分析给出，就不再重复。 烧不干净问题，正如我在原文种说的，除非频繁换料和后处理。这是做不到的。考虑到后处理的高昂代价，经济上更是没有希望。 关于 靶的沉积热的带出上面也已给出， 就不再重复。雷教授提出的“ 国内提出来的固体流动靶，只要控制流动的机构出了一点问题，靶或者靶部件将被质子束融化甚至热爆，从而不可收拾 ”，这个问题太有点耸人听闻了，这把ADS控制设计者认为都是草包了， 控制流动的机构出了问题，质子束还要继续出质子吗？ 工业自动控制能保证每一次反馈绝对执行吗？一次误操作，后果太严重。强辐射环境下，传感器，控制器能否正常工作需要打一个很大的问号。 （8） 　 雷教授提出的问题之后，又对 “ 启明星1号”“启明星2号”项目还有一点非常令人费解： 即对于这个名称费解。 我在本文的第 （4）部分已经部分回答了雷教授的费解。另外雷教授还提出 “ 全世界可以说只有另外一个，就是法国的零功率装置VENUS， ” ， 也可能我孤陋寡闻，法国的零功率装置称为MASURCA（CEACadarache）。从1995年开始在其上面进行了ADS研究的MUSE计划。 我们在国际ADS研究交流会或国内外的科学杂志中发表的论文从来没有遇到雷教授所说的什么麻烦与混乱，IAEA还建议我们的启明星1号作为国际的基准，以供国际研究。 这里我要先说明一下，开始我根据记忆，把VENUS说成法国的了，后经毛继军研究员提醒，改正为比利时的装置。最初在《赛先生》发的文章中，因原文无法改，就在留言中说明。各媒体转载的，我就无法说明了。第二天贴在科学网博客上的 文章 中，已经改正并说明。 比利时的ADS计划，是除中国以外唯一在研的专门ADS计划。我原文中有一张图，其零功率装置就叫VENUS，不知道您为什么对比利时和该装置只字不提？ （9） 关于雷教授的 “启明星2号”的报道不能算是一次科学报道。” 我不是记者，不懂什么是科学报道。但报道启明星2号实现了临界不知算不算研究进展，算不算科学报道。其次雷教授认为作为“ 以亚临界为工作目标的项目，实现临界的成就本身也有些令人费解。 ”国际上研究ADS都是在临界反应堆上按照研究目标改造后先进行临界实验再进行次临界物理研究，包括法国的 MUSE 计划，作为我国ADS次临界铅冷却的反应堆，有许多未知知识，也必须先临界，有了基准，才好进一步对次临界特性研究，包括雷教授所关心的 基础研究缺乏 的核数据宏观检验问题，这是研究反应堆物理和宏观检验的基本知识，如果这一点还费解，那就是门外汉了。 这一点我接受您的批评。我开始的确“费解”了一下，但我查到启明星1号以后就知道什么意思了。 （10）关于雷教授提出的 “考虑到核工业长期地、系统地将片面的“科普 ”信息传播 给大众，这一报道尤其不妥，令人不适。” 这句话道是说到点子上了，长期来核工业确实没有进行长期地、系统地全面科普核能知识，因此就给那些诋毁核能的人士有了可乘之机，以似是而非的概念来蛊惑人。痛心呀，痛心。核能科普确实是需要重视的，我在各地讲学时经常举汽车的例子，反应堆在发展的几十年内出现问题死亡人数在两位数字，而全世界每年因车祸死亡人数是4-5位数字，造成多少个家庭不幸，有些一个家庭从而消亡，不但社会没有恐车症，在北京还要限制买车的数量，这是多么奇怪的现象。所以雷教授提出 令人不适的 应该是 核工业 者，你们的科普不是多了而是少了，应该全面的科普。 我同意您“应该全面科普”的说法，虽然我们心里面想的侧重点不一样。另外，世界每年因车祸死亡的人数还要多，不止4-5位数字，而是7位数字，比您说的大两到三个量级。据世界卫生组织统计，2013年全世界公路交通事故死亡人数是125万。 以上第一部分是对雷教授文章的目的看法，第二部分10点就是我对雷教授文章有关科学观点的看法。
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太过先进，无法展示？——核能新技术ADS真的靠谱吗？
热度 9 leiyian 2017-2-8 13:53
前不久，网络和朋友圈上一条消息刷屏，说中国在核能应用技术上取得重大突破，并且“太过先进，无法展示”。这项技术叫做加速器驱动次临界系统（ADS），我以前关注过，利弊略有了解，知道它还很不成熟，离实际应用很远。刚看到这条消息的第一反应是，又有人搞笑了吧？仔细看过这条消息和很多评论之后，感觉非常不舒服。 先简单介绍一些相关概念： 加速器驱动次临界系统（ADS）： 目前说到核能一般是裂变核能。只要有中子，就能诱发裂变（自发裂变的可能性很低）。一般反应堆依靠自己裂变产生的中子临界运行，依靠控制裂变燃料的浓度，几何形状等，保证用掉一个中子正好产生出一个可以再次引起裂变的中子。如果不小心多了一点，中子就会越来越多，导致反应失控，这就是超临界。一般还利用温度高低，气泡多少，控制棒等，控制链式反应。但一般临界到超临界的余量很小。次临界系统就是不到临界状态运行，一次裂变产生的有效下一代中子数少于1，能够保证反应堆不超临界。但这样，裂变反应无法自持，因此需要一个比较大的中子源提供第一代中子。加速器产生的高能质子打到重的原子核上，能把核内的很多中子打出来。这些中子能量高，诱发裂变能力强。这就是加速器驱动次临界系统的概念。 ADS的优点是第一是次临界，第二是中子能量高，比快堆里的中子还快。快堆能做的事情它都能做，而且做得更好，比如燃烧超铀元素（核废料中最讨厌的那部分），增殖（生产更多核燃料）等。缺点是技术复杂，发电需要的加速器还做不出来，还有一些技术也不知道能不能实现。里面的反应过程远比普通的水堆快堆复杂，基本的理论和实验都还有很多欠缺。 启明星1号，2号 启明星1号是原子能院研制的，在次临界条件下，一个测不同核燃料构形下中子倍增率的一个装置，2005年建成。同类装置国际上是上世纪四五十年代的重要研究内容，是中子学研究的基础实验装置。 启明星2号没有公开技术信息。我推测是像比利时2009年做的那样，实现了高通量聚变中子源与次临界堆芯的耦合，但从报道上看不出来。推测的理由是，该装置是原子能院和近代物理所联合研制的，原子能院会做堆芯，近代物理所会做加速器。 嬗变 嬗变是导致原子核种类发生变化的核反应。 核能应用中，特指将长寿命高放射性核废料（超铀元素）裂变掉，变成短寿命放射性元素的反应。 ADS中的高能中子能够使超铀元素裂变。因此，嬗变超铀元素是ADS的主要应用领域之一。 但是实际应用起来并没有想象的那么好。一是这种燃烧并不干净，只能减少，并不能消灭超铀元素。如果直接在乏燃料中使用的话，甚至不能减少，因为还会同时生成超铀元素。如果将乏燃料中的超铀元素提取出来，那么需要极其昂贵和风险巨大的后处理，还不能完全分离。 那么ADS究竟前途如何呢？ 自上世纪90年代以来，美国的科学家就在倡导ADS概念。欧洲，日本，印度，中国都产生了兴趣。2010年，美国能源部邀请当时相关领域的多国专家对该方案进行了评估，评估报告形成了一份 白皮书 。白皮书详细介绍了ADS的概念，相关的技术和前景。主要成果是对不同应用场合下，相关各种技术的成熟度进行了仔细的评估。应用场合包括嬗变示范，工业嬗变，和发电。评估结果如下，其中绿色表示可行，黄色表示“可能可以，但是需要进一步的分析或者示范”，红色表示“需要进一步研究”，也就是现在还不行。 白皮书措辞和结论都偏向于推进ADS的研究。但美国政府评估之后，并没有启动任何专门的ADS计划，只有与ADS概念相关的一些研究，原来就在进行的，并不是专门为ADS启动的，如超导射频加速，散裂中子源，费米实验室的Project-X等，仍然在做。日本与美国类似，感兴趣，有相关研究，但是没有专门的项目。印度的兴趣主要在将ADS应用于他们核能三步走战略中，同样也没有直接的专门计划。俄罗斯比较早就对ADS感兴趣，并做了一些基础研究。 只有欧洲的比利时和中国有专门的ADS项目，比利时的MYRRHA项目计划在2024年建成一个示范的低功率（5到10万千瓦热功率）ADS，主要用于各种研究。工业发电并没有计划支持，但是讨论的时间表是2040-2050年。中国的计划具体而且激进，计划到2022年完成ADS示范，2030年左右实现工业示范。 那么计划按时完成的希望大不大呢？ 比利时的研究开始比我们早，进展比我们快，但安排的完成时间比我们晚。 2010年美国能源部ADS白皮书中的技术就绪程度评估表，现在已经过去6年多，评估表的结论却没有什么变化，没有哪个框的黄变成绿，红变成黄。作为一个基础中子学研究装置，启明星2涉及的技术没有出现在ADS关键技术就绪程度评估表中。同期近代物理所ADS强流质子超导直线加速器样机研制取得的 重大进展 ，也没有改变评估表的状态。作为关键参数的流强仍然显著低于国际上十几年前已经实现的离子源流强（10毫安对超过100毫安），但该装置在不失束和超导加速注入等方面另有优势。所以，这些成果对于我们来说可以算是进展，但对于ADS技术的整体推进来说，还不能算是重大进展。 根据白皮书的技术评估表，作为第一目标的ADS示范装置，要实现技术上并没有太多困难，只是多项技术的可靠性需要验证。主要参数（中子流强，功率）和2006年在美国橡树岭国家实验室建成的散裂中子源没有多大差别，但是需要解决较长时间的持续运行问题。 这一示范工程和工业应用还有很大的距离，技术上有较大的不确定性。由于ADS投资巨大，还是难以操作维护的强放射性装置，技术上还不确定，因此可以理解，为什么多数国家持慎重态度。 美国能源部评估后采取的行动，已经表明了该技术当时还不成熟。美国的这一技术白皮书政策值得我们借鉴。当有很多科学家提倡一项技术的时候，不是匆匆忙忙启动大项目，而是先多花一点力气评估。评估后确定是否启动。我们一般是只要有几个资深专家院士提倡，国家就直接启动。大型科研项目风险也很大。风险最后都是国家承担，对于提倡的专家们，只有好处没有坏处，最多一句科学允许失败。可是国家经不起太多的投资失败。 其实，即使ADS项目能够克服众多的技术障碍，如期建成，方案本身仍有大量问题很难解决，或者不能接受: 燃耗很低，不容易提高： 与传统临界堆不同，ADS的中子倍增系数k严格小于1，一般取0.92~0.98之间。反应堆的功率等于散列中子引起裂变的功率乘以一个倍增系数1/(1-k)。如果k=0.98，功率放大50倍，k=0.95，放大20倍。也就是如果k从0.98降到0.95，反应堆的功率将降低到原来的40%。这时候燃料的燃耗只有约3%，还不到一般二代堆的燃耗。要维持反应堆功率，只能提高第一代裂变功率，也就是散裂中子功率，即加速器功率。问题是加速器功率本来就是瓶颈，要实现一定燃耗下的功率稳定，没有那么大的加速器功率余量可用。即使有了上面例子中需要的2.5倍功率余量，燃耗还不到区区3%（27百万千瓦天每吨重金属，GWD/tHM，低于二代堆33-40GWD/tHM）。 随燃耗上升，裂变产物增加，不裂变的元素浓度增加，中子吸收增加，能谱软化，反应性降低。保持反应性需要就只能降低燃耗，频繁换料，并后处理。频繁后处理是做不到的，因为燃料下线后必须有很长的冷却时间，否则放射性太强。 注：传统临界堆中，燃料开始的反应性有剩余（也就是超临界的，这也是被质疑的一个原因），需要用控制棒降低反应性。随着燃耗的增加，控制棒逐渐退出，再加上一些别的调节措施，一直维持中子倍增系数为精确的1。 ADS由于中子谱非常硬，控制棒效果有限，一般不设计控制棒。如果加上控制棒，会带来很多别的问题，如堆芯控制更复杂，高能中子对控制机构的损伤和活化等。 一回路放射性超高： 一般的热堆或快堆中，一回路冷却剂虽然也有较大的放射性，但是仍然远远不能和乏燃料相比。ADS中的一回路冷却剂直接受到能量高达GeV的质子和中子的轰击，本来不容易活化的元素也会活化，因此一回路冷却剂的放射性将与乏燃料可以比拟，远远大于普通热堆或者快堆。一回路难以设计，防护，和维护，二回路也容易活化，或受到放射性污染，因而整个系统极难维护。 更复杂的核反应： 因为极高能质子和中子的存在，ADS第一级及次级核反应种类繁多，生成物复杂，涉及的元素数目巨大。一般核反应堆需要考虑的元素数目大约是百的量级，而ADS中是千的量级。这给理论分析、模拟计算、实验测量都带来了极大的挑战。 功率密度问题： 普通热堆热功率大约是每立方米10万千瓦，快堆是每立方米40万千瓦，热量如何快速带走已经是一个问题，而ADS每立方米超过100万千瓦，能否稳定带走如此巨量且空间分布很不均匀的热量还需要验证。 衰变余热问题： 跟所有核反应堆一样，当系统故障，外接或备份电源失效，ADS也需要维持长时间的强制冷却，以带走反应堆不断产生的衰变余热。否则会产生融堆这样的极恶劣后果。由于ADS功率密度高，核反应复杂，涉及的元素种类繁多，余热问题至少不比普通热堆简单。困扰普通反应堆的衰变余热问题在ADS中一样存在，并且更糟。 基础研究缺乏问题： 维持普通反应堆运转的中子来源与中子触发的裂变，能量低。中子能量最高不超过10兆电子伏。各种反应截面在实验上就可以测得很清楚。 ADS中，涉及的入射粒子（质子，中子）能量高达10亿电子伏，是裂变中子最高能量的100倍，能激发的核反应自由度比低能中子高许多数量级，理论上写出所有的核反应几乎不可能。实验上，由于生成物复杂，同样难以确定发生了哪些核反应。实验室里，单一能量中子源的最高能量只有14兆电子伏特，更高能量中子的产生只有靠散裂反应。散裂反应产生的中子能谱很宽（从0到10亿电子伏），中子数不定，不知道发生了那些反应。 因此，核反应道，随中子能量变化的各种反应截面曲线都画不出来，或者说，基础研究缺乏，并且困难。没有这些基础数据，反应堆的设计和计算都缺乏依据。 经济性问题： 快堆已经很复杂了，经济性是一个大问题。ADS比快堆还复杂，有一套复杂的性能和可靠性都需要验证的加速器系统，有强大的一回路放射性，有超高的功率密度。加速器效率和散裂中子效率都不高，除了通常的反应堆低发电效率外，还要支出额外的电力维持一个更复杂的系统运行，燃料需要频繁更换，如果要做后处理则成本更高……从发电来说，看不出来这样一套系统经济上是可行的。如果只是为了燃烧超铀元素，成本依然非常高，且仍然需要后处理，过程中还会产生新的超铀元素。 烧不干净问题： 如果不能发电，ADS的最重要用途就是嬗变核废料。从我们上面关于燃耗和功率的讨论来看，核废料很难烧干净。因为烧的同时，还在产生新的超铀核废料。再加上高能质子中子引发的核反应，燃烧后的乏燃料成分也更复杂，难以后处理。最后的结果是，冒巨大风险，花巨额资金后处理得到的ADS嬗变燃料，烧了一点点，就没有办法了。还要地质处置，还要上百万年。 靶的问题： ADS中的靶是指直接受到加速器高能质子束轰击，产生大量高能散裂中子的材料/部件。如果要达到发电的要求，质子束的功率必须达到数十万千瓦，约90%的能量直接以热的形式沉积在靶上，最大能量沉积区体积很小。除了超高的热能沉积，还有直接的多种模式活化。靶的放射性与乏燃料相差不远。国内提出来的例如颗粒固体流动靶，只要控制流动的机构出了一点问题，靶或者靶部件将被质子束融化甚至热爆，从而不可收拾。 除了上面说到的问题，“启明星1号“，”启明星2号”项目还有一点非常令人费解： 启明星1号是一个基础研究装置，晚于世界同类研究装置40年以上建成。这类装置全世界没有几个，而再与ADS相关的，全世界可以说只有另外一个，就是比利时的零功率装置VENUS，翻译过来也是启明星（或金星，维纳斯）。人家上世纪60年代就建好了，我们2005年才建好，为什么要取一个跟人家一样的名字呢？我们自己的文献中，启明星的翻译是venus。一个装置代号一般全大写，我们全小写是为了和别人区别吗？还是自降身份？问题是全小写就不能叫启明星了。作为行星，第一个字母必须大写。全小写的单词venus跟金星没有关系，不能叫启明星，而只能是自创的一个新词。难道我们一直不知道存在这么一个装置？还是就是要让人家没有名字可叫？问题是人家早了我们那么多年建好，文献中到处都有该装置代号，我们没有读过那些文献吗？我们不参加国际会议吗？报告的时候怎么解释这一名称？别人会怎么想？为什么要无端给自己找麻烦？ 科学计划，或者装置名称应当避免与同类计划/装置重名，否则会带来不必要的混乱。如果是缩写或简称，同名尚情有可原，可是“启明星”根本不是一个简称或者缩写，自由度很大，为什么偏偏要跟一台比你资格老的、该领域中唯一的另外一台同样功能的装置同名？ 我个人的猜测是，我们取名的时候不知道比利时的装置，虽然这也非常不应该，但是公道地说，由于继承了过去的管理体制，原子能院国际交流很不方便，可以理解。但中科院近代物理所出国交流长期没有障碍，在进行该方向研究的前提下，不知道该装置说不过去。如果对别人的研究和进展一点不了解，怎么知道我们说的重大成就，不是闭塞视听、闭门造车，不是自我感觉良好的评价？ 比利时2009年完成的同类装置，其中的堆名Venus就是金星(启明星) 跟大多数人一样，我本人认为国内的ADS计划应该是一个科学计划。既然是科学计划，就应该按照科学的方法和态度来进行，遵守大家都认可的科学规范，包括惯例。科学的评估应当尽量全面、中立。科学的报道应该尊重事实。 可是这次关于“启明星2号”的报道实在不能算是一次科学报道。第一没有任何技术细节，取得什么进展，实现哪些参数一个字没有，只是笼统的一个“实现临界”。作为以亚临界为工作目标的项目，实现临界的成就本身也有些令人费解。“过于先进，无法展示”，实在不是一种科学的描述方式。科学不是不可知论。 考虑到核工业长期地、系统地将片面的“科普”信息传播给大众，这一报道尤其不妥，令人不适。 在我看来，这次报道不是一次科学报道，而是一次营销宣传，一次非常成功的营销。因为：第一，没有任何信息表明这一成就是一次重大的技术突破，前面已有说明；第二，看看各大网站的转载评论，一篇没有实质内容的报导居然能引起一片赞叹膜拜，“男默女泪”，比如天涯这个帖子后面的回帖： http://bbs.tianya.cn/post-worldlook-1759498-1.shtml 做科学的应该实事求是，不要随意夸大自己研究的重要性，应该主动避免使用“先进”之类的主观描述语言。做了什么就说做了什么，不要用营销方式，那么难吗？对我来说，就像看到一张过渡修饰的美女照片，然后见了真人后的感觉。科学不要过度修饰，否则会失去人民的信任。 作为一个技术行业，核能是唯一设有公共关系研究方向的工业行业，专门研究怎样“让公众接受核能”，其宣传能力和心理战能力不逊于专门的公关、大众传媒机构。由于中国宣传途径的特殊性，中国的核能宣传尤其有效。大多数中国人看见的，了解的核能，跟世界上大多数其它国家，主要是工业化国家的人们眼中的核能，是不一样的。 这次关于ADS的报道，或者说是宣传，充分利用心理暗示，利用人们对不了解的事物、对神秘事物的好奇，对科学的敬仰和爱国的情怀，达到了极具影响力的营销宣传效果。 核能在安全性，经济性等方面都存在巨大风险。这些风险大多已经被世界各国的研究和商业经历证明。国内片面的宣传和营销并不会降低这些风险。面对强大的公关与宣传，公众应当保持高度警惕。 参考链接： Analysis of theParameters of the Target Unit of a Molten-Salt Subcritical ElectronuclearFacility http://link.springer.com/article/10.1007%2Fs10512-014-9882-4 “太过先进，无法展示”的技术是什么？ http://www.nuclear.net.cn/portal.php?mod=viewaid=11676 加速器驱动次临界系统—先进核燃料循环的选择 http://www.wuli.ac.cn/fileup/PDF/2016-45-9-003.pdf 美国能源部2010年ADS白皮书 https://science.energy.gov/~/media/hep/pdf/files/pdfs/ADS_White_Paper_final.pdf 启明星2#反应堆临界运行方式的堆芯物理方案初步研究 http://wenku.baidu.com/link?url=56IHGoUcyz70F3uiIu-Q4KZUAOB1vNwhnfE7PeWP0tlbRQYli4VedcnVmGN9ScmA2y6fwFddlWgkc8Z4DvOHQnUaiCbGBjFUmqD6Cxdc0OW 近代物理所ADS强流质子超导直线加速器样机研制取得重大进展 http://www.impcas.ac.cn/xwzx/kyjz/201611/t20161129_4711434.html 如何评价中国核工业集团公司微博启明星2号首次临界，「太过先进无法展示」？ https://www.zhihu.com/question/54013882/answer/137667248 关于国内ADS项目，这个介绍比较全： http://www.nstdata.com/pages/News_details.aspx?id=8257492b-8311-4107-9d2a-8cc12e93a300 注： 1、本文首发于《赛先生》，这里略有修改。主要是经毛继军研究员提醒，将原误为法国的VENUS装置改成比利时的。 2、欢迎批评。不过希望最好批评者能看懂了本文。对于没有看懂本文的批评者，提醒一下：袁督师的肉就是被“爱国大爷大奶奶”们吃掉的。 3、ADS研究资深专家史永谦教授对此文提出批评，全文及我的回复如下： http://blog.sciencenet.cn/blog-268546-1038955.html
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从ADS导出参考文献的BibTex
dabing 2015-3-25 11:04
Retrun选择: BibTeX reference list 点击: Retrieve selected records 将结果复制到你的 bibtex.bib 2015-03-25于BNU
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探索可持续核能
热度 2 Jacking 2014-4-7 03:56
探索可持续核能 ——解读中科院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能” 文 / 陈钊 对于能源领域的科研人员来说，最大的梦想莫过于为人类找到一种可持续发展的能源。所谓可持续能源，是指即能满足当代人需求，又不损害后代，并且能够实现可持续供应的能源。针对这个目标，科研人员从多个领域进行了探索，如太阳能、风能、氢能等。在这些领域里，也包括了对可持续核能的探索。 核能要想成为一种可持续发展的能源，必须解决两大问题，分别是核燃料供应和核废料处理。核燃料供应属于前端问题，只有核燃料供应得到了保障，才有所谓的可持续发展。核废料处理属于后端问题，只有将核废料进行妥善处理，才能满足不损害后代的基本要求。针对这两个问题，核能领域的科研人员开展了大量的研究工作，如美国能源部发起的第四代反应堆研究计划、比尔 · 盖茨投资开发的行波堆等。作为目前世界上核能发展规模最大的国家，中国同样也在积极探索可持续核能。 2011 年 1 月，中国科学院在 “ 创新 2020” 新闻发布会上，正式宣布启动战略性先导科技专项 “ 未来先进核裂变能 ” 。该专项针对核燃料供应和核废料处理这两大问题，分别设立了 “ 钍基熔盐堆核能系统 (TMSR)” 和 “ADS 嬗变系统 ” 两大研究项目。现在，让我们一起来了解一下中科院的这两个研究项目是如何实现核能的可持续发展的。 裂变反应的基本原理 我们知道，原子核是由中子和质子组成的，其中质子带正电荷，中子不带电。一个处于稳定状态的原子核，里面有两种力在起作用，分别是库伦力和核力。库伦力是指带正电荷的质子之间相互排斥的力（同性相斥）；而核力是一种只有在原子核尺度内才有的力，这种力把原子核内部的质子和中子聚集起来，形成一个近似球形的稳定原子核。 图 1 原子核受力示意图 当有外来的力打破原子核内部力的平衡时，原子核便可能分裂开来，这便是所谓的裂变反应。不同原子核发生裂变反应的容易程度是不一样的。大概可以这么认为，原子核内质子数目越多，库仑力越大，越容易发生裂变反应（专业表述为：裂变势垒越大，越容易裂变）。于是，人们就很自然地把目光落在自然界中质子数最大的元素 —— 铀（质子数 92 ）。同一种元素，由于原子核内部的中子数不一样，形成了不同的同位素，如 92 个质子加 143 个中子形成铀 -235 ， 92 个质子加 146 个中子形成铀 -238 。 同一种元素的不同同位素，发生裂变反应的容易程度也有所区别。人们通过实验发现，在同一种元素的不同同位素里，原子质量为偶数的原子核比原子质量为奇数的原子核更容易发生裂变反应（专业表述为：偶数 A 的原子核的与外来中子的结合能比奇数 A 的原子核的结合能大，能够提供更多的激发能）。所以，铀 -235 吸收一个中子后变为铀 -236 ，原子数目变为偶数，容易发生裂变；而铀 -238 吸收一个中子后变为铀 -239 ，原子数目变为奇数，不容易发生裂变。 图 2 裂变反应示意图 一个原子核能否发生裂变，除了与本身的特性有关，还与轰击它的外来中子的能量有关。中子的能量，能量大的中子称为快中子，能量小的中子称为热中子。越难发生裂变反应的原子核，就需要能量的越高的中子来轰击它，才有可能发生裂变反应。所以，同样是铀的同位素，铀 -235 属于比较容易发生裂变的核素，用热中子来轰击它就可以，而铀 -238 属于比较难发生裂变的核素，需要用快中子才有可能让它发生裂变。 当一个原子核发生了裂变反应，它可以释放巨大的能量。这种能量的来源，是裂变反应前后的质量亏损。根据爱因斯坦质能方程（ E=mC 2 ），物体的质量和能量之间的关系是产生的能量等于消失的质量剩于光速的平方。我们知道光速是一个非常大的数值，而光速的平方更是一个天文数字。所以，只要有一点点质量的消失，就可以产生巨大的能量。一千克铀 -235 发生裂变反应所产生的能量相当于 270 万千克标准煤产生的能量，两者相差 270 万倍。 图 3 一千克铀 -235 发生裂变所具有的能量 如何让钍成为核燃料 理论上，只要能发生裂变反应的物质，都可以用作核燃料。但实际上，只有三种元素是比较容易发生裂变反应的，它们是铀 -233 ，铀 -235 和钚 -239 ，称为易裂变核素。在这三种易裂变核素里，只有铀 -235 是自然界中天然存在，所以我们现在的核电站才使用铀 -235 作为核燃料。铀 -235 在天然铀矿里的含量不到 1% ，其储量非常有限。按照国际原子能机构 (IAEA) 的估算，目前探明的铀 -235 资源只能供应人类使用 80 年左右。 由于铀 -235 的储量有限，研究人员把目光投向了另外两种易裂变核素，铀 -233 和钚 -239 。虽然这两种元素在自然界中不存在，但我们可以进行人工生产。 钍是自然界中和铀相似的另一种重核元素，它的原子核里含有 90 个质子和 142 个中子，质量数为 232 ，称为钍 -232 。当我们用中子轰击钍 -232 时，它不会发生裂变，而是把这个中子“吃”进去，形成钍 -233 。钍 -233 不是稳定物质，它会逐渐衰变，最终成为铀 -233 （见钍 - 铀转换反应式）。根据这个原理，我们就可以通过钍 -232 来生产铀 -233 ，而铀 -233 跟铀 -235 一样可以直接作为核电站的燃料使用。 钍 - 铀转换反应式 自然界中钍资源非常丰富，其储量大约是铀资源的 3-4 倍。这里的铀资源不仅指铀 -235 ，还包含了目前还没能利用的占天然铀 99% 以上的铀 -238 。所以，如果能够按照上述方法，将钍 -232 转换成铀 -233 ，那么核燃料的供应便不再是个问题了。 当然，这种核燃料的生产技术并不像我们写核反应式一样简单，而是需要解决大量的科学问题和工程技术问题。这些问题可以说每一项都是一个世界性难题。中科院设立的 “ 钍基熔盐堆核能系统 (TMSR)” 项目，目的就在于集合一批科研力量来解决这一系列的世界性难题，从而为实现可持续核能扫除前端障碍。 核废料的嬗变处理 解决了前端问题，我们还需要妥善处理后端问题，才能实现核能的可持续发展。那么，核电站卸出来的核废料该如何处理呢？ 所谓的核废料，指在核电站中燃烧过后卸出来的核燃料，一般称为乏燃料。在乏燃料中，含有多种物质，如表一所示。其中，铀是还没有燃烧完的核燃料，钚和次 锕系元素（简称 MA ） 是由于铀原子吸收中子但没有发生裂变反应而产生的新的物质，而裂变产物则是铀原子发生裂变反应后产生的物质，其中半衰期较长的称为长寿命裂变产物（ 简称 LLFP ）。乏燃料的潜在危害主要来自 MA 和 LLFP ，它们具有非常强的放射性，而且需要存放几万甚至 几十万年，才能让其 放射性水平降到天然铀矿的水平。 表一 乏燃料成分 对于乏燃料的处理，目前有两种不同的思路。一种方法是直接将乏燃料进行封装固化，然后深地填埋，称为“直接处置（ Direct disposal ）”。这种方法操作简单，便于防止核扩散，但由于需要在地质层中长期存放，其环境风险无法预期，同时还浪费了很多可利用的资源。另一种方法是将其中可以回收利用的元素如铀、钚等提取出来，进行再利用，剩下的 MA 和 LLFP 再固化封装，进行最终处理，称为“再处理（ Reprocessing ）”或 “ 闭式循环 ” 。这种方法可以回收可利用资源，提高资料利用率，还可以大幅减少需要最终处理的核废料的量。 无论是“直接处置”还是“再处理”，都需要一个妥善处理高放核废料（包括 MA 和 LLFP ）的最终方案。针对这个问题，人们从上个世纪 50 年代起就开始了相关研究。有人曾提出用火箭把高放废料送到太空中，或者把 高放废物 放置在南极或 北极 的冰盖上等，但这些方法技术可行性都不高，且无法确保绝对安全。 根据裂变反应的原理，人们提出了一种先进的核废料处理方法，称为嬗变处理。所谓嬗变处理，是指用中子轰击这些高放核废料，让它们发生裂变反应，变成寿命短、危害小的其他元素。但是，要想让这些高放核废料发生裂变反应并不是一件容易的事情，它们需要用能量极高的中子轰击，才有可能发生裂变反应。现有核电站（热中子反应堆）的中子能量约为 0.025eV ，而嬗变核废料的中子能量需要达到 1MeV 左右。现在，摆在我们面前的问题便是如何获得这些高能量的中子。 ( 注： eV 称为电子伏，是中子能量的单位， 1MeV=10 6 eV) 在核领域里，有一种装置叫质子加速器，顾名思义，它是用来加速质子速度的。通过这种装置，我们可以获得能量极高的质子。用这些质子轰击靶材料（一般选择铅或铅铋合金），即用质子将重金属的原子核打散，就可以获得能量很高的中子，这种反应成为散裂反应。通过实验得知，一个高能质子轰击靶材料，可以产生大约 30 个高能中子。用这些高能中子作为中子源，维持反应堆内的核燃料发生裂变反应，就可以持续不断地获得高能中子了。将高放核废料放入这些反应堆内，接受高能中子的轰击，就可以进行核废料的嬗变处理。 Carlo Rubbia CarloRubbia 等人提出的 ADS 嬗变系统示意图 上述描述的核废料嬗变处理装置称为加速器驱动次临界嬗变系统（ ADS 嬗变系统）。它是在上世纪 90 年代，由诺贝尔物理学奖得主 Carlo Rubbia 为首的欧洲核物理学家提出的。这种方法并不能将核废料完全消除，但可以将核废料的寿命从几万年降低到几百年，并且可以显著降低核废料的放射性毒性和减少需要最终存储的量，这就可以极大地降低核废料对环境的危害程度。目前， ADS 嬗变被认为是最为理想的核废料处理方案。 要实现核废料的 ADS 嬗变处理，需要建造一台能量和稳定性都很高的质子加速器，还要掌握可靠的散裂靶技术和先进反应堆技术（如铅铋反应堆），其技术难度可想而知。目前，世界上还没有成功建造 ADS 的经验。中科院设立的 “ADS 嬗变系统 ” ，目标就是要攻克这一系列的难题，建成一座 ADS 嬗变系统。如果中科院的计划能够顺利推进，我国将极有可能成为世界上第一个建成 ADS 嬗变系统的国家。 发展先进核能，造福人类社会，是一代又一代核能科技工作者共同的心愿。路漫漫其修远兮，吾将上下而求索。相信在未来可持续核能的探索道路上，会有越来越多中国科技人员重要的身影。 2014 年 4 月 06 日 星期天 于德国，卡尔斯鲁厄， KIT 作者简介： 陈钊（ 1987- ），男，广东潮州人，中国科学技术大学核科学技术学院博士生，德国卡尔斯鲁厄理工学院（ KIT ）核能技术研究所国家公派联合培养博士生，从事先进核能系统的设计与安全分析研究。 科学网博客： http://blog.sciencenet.cn/u/Jacking E-MAIL: zchen214@mail.ustc.edu.cn
个人分类: 核能科普|5781 次阅读|2 个评论
ADS library 中直接将文献转成reference 格式的方法
热度 2 fangxia 2012-11-5 16:25
ADS library 中直接将文献转成reference 格式的方法 很简单， 选中你要加的参考文献，最好将reference 存成一个单独的library， 这样就可以用全选了， ， 博主是懒人， 超懒人一个。。。。 然后在Return下拉菜单中选择你要的格式， 如果投AA或APJ， 选AASTeX format， 就OK，据老板讲此格式满足很多美国和欧洲杂志的要求。投MN的话就直接选MNRAS format， 然后 Retrieve selected records 就可以得到直接可以copy至Latex .tex 文本文件中的Reference 格式了 ， 偶是刚知道的， 兴奋之余写篇小记。。。
个人分类: linux|6299 次阅读|5 个评论
【科普】漫谈绿色核能发展之路（2）：ADS原理、优势和进展
热度 3 Fangjinqin 2012-3-21 08:06
【科普】漫谈绿色核能发展之路（2）：ADS原理、优势和进展
漫谈绿色核能发展之路（ 2 ） ADS 原理、优势和进展 方锦清 按语：最近我应 “ 百科知识 ” 编辑部之约，他们来函说：“ 几起大的核泄漏事故发生后，许多人对核电站的安全性非常担忧，可是面临能源短缺的问题又不得不发展核电，那么，未来有没有洁净而安全的核裂变能可供选择呢？中科院提出 4 个 A 类战略性先导科技专项，其中之一就是“未来先进核裂变能”，具体包括两个系统：一是钍基熔盐（ TMSR ）核能系统，另一是加速器驱动的次临界堆（ ADS ）嬗变系统。您能否介绍一下这两类核能，它们是怎样产生核能的，先进之处在哪里，安全性有何提高，还需多久才能投入实际应用以及在这一过程中所需解决的难题等。”我答应来学习和回答提出的问题。我编写了一个稿给了编辑部，但是他们认为，写得太长了，有的地方太深了，读者恐难以理解。所以，最后稿大大压缩了。现在我把详稿发在博客上，提供参考。请提出宝贵意见，也是我再学习的好机会。· 目前常规核电的存在的弊端主要有两点，一是反应堆中的铀资源利用率低 ( 小于 1%) 、二是可能导致超临界事故造成放射性泄漏和 核废料后处理困难等问题，如 2011 年日本福岛那样的核泄露事故。针对裂变核能的上述两大弊端和出现个严重核事故的历史与现状， 1993 年西欧核子中心（ CERN ）诺贝尔奖获得者 C.Rubbia 领导的一个小组，提出了关于能量放大器获得干净核能的新原理，即强流加速器驱动的放射性洁净核能系统 (ADS) 。 图 1 为 ADS 的工作原理方块图。 请见上面 图 1 加速器驱动的洁净核能系统（ ADS ）示意图。 ADS 系统的最大特色是将 20 世纪最重要的两大核科学装置：即把 粒子加速器和核反应堆两者巧妙而紧密地结合起来， 国内外学者并不满足于常规核电现状 , 一些国家已经和正在 设计新一代更安全 、更干净 的核能系统 — 强流加速器驱动的次临界堆 , 即放射性洁净核能系统 , 它 是下一代核能源的首选方向之一 , 因为它能有效地利用铀和钍资源 , 嬗变长寿命高放射性废物和提高核安全水平。 它可以克服常规 核电产生武器级的核燃料、铀资源利用率低（ 1% ）及可能导致超临界事故所产生的放射性泄漏等严重的缺点。 ADS 可以克服常规核电的这些弊端 , 构成了新的更安全 、更干净 、更便宜的核能系统。但是 , 它 对于加速器的要求比现有的加速器超过数十至上百倍。例如 , 它要求采用强流中能质子加速器 , 质子流高达 10~250mA ，能量在 0.8 一 1.6GeV, 束损率必须小于 10 -5 ~10 -8 /m. ADS 的基本工作原理如图 1 所示 , 利用核反应嬗变废物中的高放射性核素 , 以达到低放射性与洁净核能输出利用加速器驱动的嬗变是主要原理与关键技术 . 如果加速器的流强为 20mA , 每个质子可产生 30 个中子 , 则外源中子由加速器产生的中能质子轰击靶得到 3.6x10 18 中子 /s , 假设次临界装置的效率 K eff =0.98( 该堆特点是 K eff 1) , 这部分外中子将被放大 1/(1-K eff ) 倍 , 即放大 30 倍 , 在次临界装置内形成约 10 15 中子 /cm · s 的稳定中子通量。若以铀 -238 或钍 -232 作为燃料 , 在次临界装置中会发生下列过程： 铀 -238+ 中子→镎 -239 （ β -1 衰变）→钚 239 钍 -232+ 中子→钍 -233 （ β -1 衰变）→镤 -233 （ β -1 衰变）→铀 233 这样 , 即将热中子几乎不能引起裂变的铀 -238 或钍 -233 分别转变为裂变截面较大的钚 -239 或铀 -233, 然后通过钚 -239 或铀 -233 的不断再生裂变 , 源源不断地输出附加的能量。与常规核电站不同的是 , 次临界装置不必满足 K eff =1 的苛刻条件 , 对堆芯参数变化不敏感 , 因而可以在堆芯装添长寿命放射性废物 , 利用装置内强中子场将其嬗变 , 即将长寿命放射性废物转变为短寿命的。由上可见： ADS 具有能量放大的功能 , 对于以钍为燃料的块中子堆 , 能量放大倍数可达 150, 这意味着：一个功率 10MW 的加速器可以驱动功率为 1.500MW 的驱动堆式核电站 , 因此驱动堆式核电站比常规核电站有明显的优点 , 已成为国际上核能的研究重要方向和热点。从 ADS 的原理方块图可见， ADS 系统的最大特色是将 20 世纪最重要的两大核科学装置：即粒子加速器和核反应堆两者巧妙而紧密地结合起来，其基本思想是：利用强流质子加速器产生的质子束与靶相互作用，产生大量快中子以驱动次临界反应堆来获得能量增益。它可以克服常规核电的弊端，构成了新的更安全、更干净、更便宜的洁净核能系统。 ADS 具有能量放大的功能，对于以钍为燃料的快中子堆，能量放大倍数可达 150 。这意味着一个功率 10MW 的加速器可以驱动功率为 1500MW 的驱动堆式核电站。因此，驱动堆式核电站比常规核电站有明显的优点，已成为国际上 21 世纪的核能发展的一个最诱人技术的选择和的核能创新发展的一个方向。但是， ADS 对加速器的要求比现有的加速器超过数十至上百倍。例如它对强流中能质子加速器的要求是，质子流高达 10~250mA ，能量在 0.8 ~ 2.0GeV ，束损率必须小于１０ - ５ ~ １０ - ８ / 米。因此，实现洁净核能系统面对科学、材料和工程技术等一系列极具挑战性的重大问题。 由于 国际上迄今还没有实现 ADS 的国际先例 , 可见其难度非常之大。 21 世纪初，在中国核工业总公司组织下，中国原子能科学院与中国科学院高能物理研究所在97 3 项目的资助下开展了 ADS 合作研究，已经取得了阶段性的可喜进展。在 2011 年 10 月中国原子能科学研究院“嬗变核废料的加速器驱动次临界（ ADS ）系统关键技术研究”项目通过了中国核集团公司组织的 13 人专家组的验收。专家组经认真讨论认为，各个课题按照项目的总体安排开展了相应工作，实现了课题的研究目标，取得的重要成果主要表现在：掌握了 ADS 系统的原理验证装置设计的关键物理热工技术基础，具备了开展初步设计的能力和水平；建成了 ADS 研究的次临界实验系统，并使“启明星 1 号”实验装置成为了国际原子能机构 ADS 研究基准实验装置；改进完善了现有的中高能核数据库，补充了若干国际上没有的核数据，研制了裂变核中能核反应理论模型程序；采用独特的离子源结构，使离子源束流参数达到了国际上同类源的先进水平， RFQ 的输出束流主要性能继续处于国际先进水平；首次获得了国产材料在高能质子和中子混合场条件下的辐照性能数据，利用建立的国内首台三束（重离子、氢、氦）同时辐照实验装置首次获得了国产 ADS 材料的辐照性能数据；建立了自主知识产权的干法后处理熔盐体系，为推进我国干法后处理技术研究奠定了基础。 ADS 的国内外学术交流活动也比较活跃 , 例如， 2010 年 7 月 7 日 至 8 日，加速器驱动次临界系统（ ADS ）国际研讨会在高能所举行。诺贝尔物理学奖得主、欧洲核子中心（ CERN ）前任所长、 ADS 的提出者 Carlo Rubbia 首先作了有关次临界钍反应堆的报告，报告中对核能的利用、钍资源情况、钍反应堆技术等作了阐述。之后，比利时核子研究中心（ SCK•CEN ）副所长 Hamid At Abderrahim 和跨国公司 Aker Solutions 的三名专家分别介绍了 MYRRHA 项目以及加速器驱动钍反应堆（ ADTR ）。来自国内外 60 多名专家参加了本次会议。中国科学院副院长詹文龙在会上作了 “ 中国 ADS 发展路线图 ” 的报告，报告中介绍了国内与加速器相关的大科学装置以及与核能研究发展相关的 ADS 项目的启动、实施以及下一步发展做了细致详尽地讲解。专家们分别就国内高能质子加速器、钍资源及其提纯技术、基于钍熔盐反应堆的先进核能源开发、 ADS 基础研究和 ADS 相关研究等内容进行了报告。另外，亚洲 ADS 与核嬗变技术国际学术研讨会已经开了九届 . 第九届于 2011 年 12 月 5 日 至 7 日在南华大学召开，来自俄罗斯、日本、韩国和中国的 40 余名专 家学者共同就洁净核能事业发展进行研讨交流。核废物的妥善处置、裂变资源的可持续发展和杜绝临界安全是裂变核能发展至关重要的因素， ADS 与核嬗变技术正是处理以上问题的强有力工具。与会的国内外专家学者围绕 ADS 及核嬗变技术的国际研究进展和现状、核数据与加速器技术、铅铋冷却与核燃料循环技术、实验核反应堆物理技术、反应堆物理数值计算等专题作了广泛的交流讨论。专家们认为，尽管历史上发生的三里岛事故、切尔诺贝利事故、福岛事故对裂变核能的发展提出了严峻的挑战，但致力于安全、洁净核能系统的开发，必将继续在历史舞台扮演不可替代的角色，特别是，发展绿色的和平的裂变核能时代即将到来。 ADS 次临界堆实验平台： “启明星 -1 号” 研究进展 在中国原子能科学研究院 (CIAE) 建成了我国 ADS 次临界堆实验平台 , 称为“启明星 -1 号”（ V enu s 1 # ） 。它 是为了验证我国加速 3 3 3 器驱动洁净核能系统 (ADS) 而设计的次临界实验装置 , 该装置是我国研究 ADS 次临界中子学的一个快热耦合系统。 2005 年 7 月 18 日 “ 启明星 1 号 ” 实现首次装料后，当年 12 月与加速器实现成功对接，由已有氘氚反应产生的中子来驱动启明星 1 号。系统依靠外源中子维持运行 , 在该装置上已经完成了外推实验，并进行脉冲动态实验，该项工作已取得阶段性成果。 在 “ 启明星 1 号 ” 上已开展了一些反应堆物理的实验工作，其核心问题之一是确定反应堆内中子通量按空间和能量的分布 . 已经利用这个平台进行了 ADS 的原理性实验验证工作，开展的 ADS 次临界反应堆物理工作，取得了一些基础性研究成果，验证了次临界反应堆的基本原理是正确的，例如： 研究次临界堆芯的动力学行为和次临界 k eff 的实时测量和监督方法；用于宏观检验相关核数据和校对中子学计算程序； 测量了中子通量密度时空特性 , 利用建立的数据采集分析系统初步开展了堆芯不同位置瞬发中子通量密度随时间的衰减特性实验研究 , 论证了“启明星— 1 号” 中子通量密度时空特性；提出了工程性 ADS 系统将可能带来的安全问题 . 提出了测量瞬发中子衰减常数最直接的方法——脉冲中子源法；对数据采集分析系统进行了相关分析； 运用 MCNP 程序计算得到 “启明星— 1 号” 的 k eff 为 0. 962 46 , 而 “启明星— 1 号”的 设 计 要 求 为 k eff 在 0. 95 ～ 0. 98 间可调 , 计算值满足 ADS 要求。 在这个平台上 研究还表明：提高外中子源能量可以提高 ADS 系统功率。原则上 , 当加速器停止运行时 , “启明星— 1 号” 立即 “ 熄火 ”, 不存在临界事故问题。 国际上对我国在 ADS 的次临界反应堆物理和强流加速器的研究成果和重要进展，尤其是 “启明星 1 号”实验装置成为了国际原子能机构 ADS 研究基准实验装置；可见研究成果得到了 肯定 和赞赏。 强流质子直线加速器 ADS 驱动堆的另一个关键部分是强流质子中能加速器 , 要求强流加速器必须能够提供几十兆瓦质子束，用来驱动次临界核反应堆。 ADS 加速器的最佳选择是 采用 超导直线加速器 (SCL) ，效率高 , 束流损失少。 ADD 加速器由 5 MV 射频四极加速器 ,100 MV 独立调相超导腔加速器和 1 GV 椭圆超导腔加速器组成。这 是 ADS 系统的一大关键核设备，并且 ADS 对于强流加速器的要求非常高， 比现有的加速器超过数十至上百倍，实验已经发现在强流质子流下产生了束晕（ Halo ） - 混沌现象，即在在高密度束核的外围弥漫着许多粒子，伴随一种复杂的时空混沌运动，粒子因此最容易打到加速器器壁和其他部件上，足以产生超标的放射性剂量和损坏加速器的结构元件等， 将会导致严重的危害性 . 例如 , 在加速器中具有 1Gev 的 1nA/m 质子束打到器壁上 , 在加速器关闭一小时之后 , 就可产生超标的放射性剂量， 使距离加速器 30Cm 处地方 , 出现高达 0.20mSv/h 放射性剂量 , 这给环境和人身的安全造成危害 , 如果出现这种放射性剂量超标现象 , 何谈核能安全干净？因此，实现 ADS 洁净核能系统的关键问题之一就是： 必须提出一套有效设计新型强流加速器的方法，不仅必须深入研究这类 束 - 混沌的特性及其 产生的物理机制， 而且需要研究如何实现对 束晕 - 混沌的有效控制等 策略方法。这样，才能确保加速器周围环境与人身的安全，真正达到安全高效地利用洁净核能。 上述要求向加速器物理提出了一系列极富挑战性的新课题。我国不仅在强流中能加速器装置的研制方面取得了成果 ； 而且在理论上揭示和发现了束晕 - 混沌产生的若干物理机制方面，在国际上首先提出了束晕 - 混沌的一些有效控制方法。 此外，由于中能质子强流加速器具有束流强度高、粒子注入和引出容易以及能量可调等突出优点 , 在科学研究、国防领域和国民经济领域有着广泛而重要的应用和发展前景。这类加速器中传统的束流传输网络有两种最基本的形式：圆环形和直线形，并可由两者组合成多种多样的网络结构。加速器中最重要设备之一是强流离子源，我国已经研制 的强流离子源的束流参数达到了国际上同类源的先进水平，并使具有 射频四极 RFQ 的加速器的输出束流主要性能一直处于国际先进水平。 国际上已经研制了许多强流质子加速器，它们有不同的重要用途，包括：作为散裂中子源，用来驱动次临界反应堆（洁净核能系统），用于生产军用核材料，钚和氘、放射性洁净核能的生产、嬗变核废物等；作为中微子工厂、 m 子对撞机等应用于高能物理、工业和医疗等领域。 由于 国际上迄今还没有实现 ADS 的国际先例 , 可见其难度之大。我国正在继续推进 该项先进核能的工作进一步深入研究，向着既定目标前进 。
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【科普】漫谈绿色核能发展之路（1）:总论
热度 1 Fangjinqin 2012-3-20 19:50
【科普】漫谈绿色核能发展之路（1）:总论
漫 谈绿色核能发展之路（ 1 ）： 总论 方锦清 按语：最近我应 “ 百科知识 ” 编辑部之约，他们来函说：“ 几起大的核泄漏事故发生后，许多人对核电站的安全性非常担忧，可是面临能源短缺的问题又不得不发展核电，那么，未来有没有洁净而安全的核裂变能可供选择呢？中科院提出 4 个 A 类战略性先导科技专项，其中之一就是“未来先进核裂变能”，具体包括两个系统：一是钍基熔盐（ TMSR ）核能系统，另一是加速器驱动的次临界堆（ ADS ）嬗变系统。您能否介绍一下这两类核能，它们是怎样产生核能的，先进之处在哪里，安全性有何提高，还需多久才能投入实际应用以及在这一过程中所需解决的难题等。”我答应来学习和回答提出的问题。于是,我编写了一个稿子给了编辑部，但是他们认为，我的稿子太长了,有的地方太深了，读者恐难以理解。所以，最后稿大大压缩了。现在,我把详稿发在博客上，仅仅提供网友们参考。如果有 不当之处，希望大家提出宝贵意见,这是我一个不断再学习的好机会。 ×××××××××××××××××××××××××××××××× 当今能源是世界范围内令人关注的最重大的极富挑战性的课题之一，它对全人类、所有国家和社会的经济持续发展影响具有深远意义。因此，解决未来 能源问题是任何一个国家国民经济的持续发展的首要问题。由于全世界的煤和石油的储量有限， 世界上正在发生激烈竞争的石油时间不会维持多久了，化石能源即将枯竭， 而且 大量使用化石能源已经引起了严重的环境污染和导致全球气温上升，各国都非常忧虑能源的未来出路在何方？世界上称得上可利用的清洁无污染的能源有：太阳能、风能、潮汐能、水力发电和核能等，但是 太阳能和风能与气候有关，运行不够稳定；水能开发也已过极限了。 清洁、有效、取之不尽又能随时随地满足人类社会生产和生活需要的未来能源，还是首推核能，包括核裂变能和核聚变能，后者所谓“小太阳能”，也就是按照太阳上产生能量的原理在地球上来实现核聚变能。根据能源专家分析预测：因为核聚变能到 21 世纪后半叶才可能具有商业应用的价值，到目前为止 核能由于能量密度高、低碳排放、潜在的可持续发展，迄今还只有核裂变能是唯一能大规模代替化石燃料等常规能源而成为世界主要能源，是一个比较靠谱的未来绿色能源的选择。 核能具有绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，目前，核能正在世界范围内全面复兴 ―― 在国际上被称为 “ 核文艺复兴 ” 。据统计，截止到 2010 年 10 月，全世界共有 441 座反应堆在运行，总装机容量达到 376.3GW ，为全球提供大约 16% 的电力；法国、瑞士等 18 个发达国家的核电超过本国供电的 20% 。 因此， 人类解决未来能源的一条根本途径是探索绿色的和平的核能，如何发展更有效地发展 洁净裂变核能是新世纪面临的不可回避的一个十分重大难题。目前，使用的核裂变能仍然是新世纪的主要世界能源之一，国际上发展核电和核供热已经成为许多国家的重要国策。例如，美国原子能委员会主席西博格指出：“毫无疑问，没有核能，人类文明的发展将趋于停滞。有了核电，不仅可以使人们的生活得到改善，而且将使人类进入一个协调的不断进步的新时代。”据曾经估计：第三次世界能源革命的总趋势是，到 2050 年时核裂变能的发电量将约占世界总发电量的 50% 。欧美日发达国家核能已经占据了国家能源结构中的很大比重． 核电是一种安全、可靠和有竞争力的新能源，在我国当前除了水电之外，是唯一现实的可大规模取代化石能源的、不排放温室气体的洁净能源。发展核电是实施可持续发展的必然要求。随着核能技术的发展，先进的压水堆在近些年内将趋于成熟，得到发展；快中子堆可望在中期商业应用；可控核聚变技术可望在若干年后取得突破，半个世纪后可能建成原型示范堆。核能作为一种洁净、安全、可永续利用的能源，它在电力发展中的历史地位是无可替代的。当前，在大力发展水电的同时，应该积极发展核电。预计 2020 年以后核电必将会有更大规模的发展。 大力发展核能已成为我国能源中长期发展规划的重点。目前，我国在役 13 个核电机组 ，装机容量为 10.234GW ，约占全国发电总量的 1.5% 。按照国家发展改革委的核电发展规划 ， 2020 年，我国在役核电机组将达到 70 座以上，占总装机容量的 4%~6% 以上。据估计， 2030 年，我国核电比例将达到约 10% ； 2050 年将可能超过 400GW ，超过目前全世界核电装机容量的总和。 　　 目前全世界运行的反应堆绝大多数是热堆，即由热中子引发裂变反应。因为热堆消 耗的主要核燃料是铀 235 。自然界中铀 235 的蕴藏量仅占 0.71% ，其余绝大部分是铀 238 ，占 99.2% 。因此，我国乃至世界核能的快速发展均面临核燃料未来能否稳定供应的严峻挑战。 国际上值得注意的动向是， 从美国三里岛到前苏联切尔诺贝利，再到“ 311 ”日本福岛 电站等发生事故发生一年来，核恐怖阴影一直笼罩在日本国度里，福岛“ 311 ”和随后多次出现的“爆炸链”声音仍然回响在人们的耳边，许多国家也神经紧张，持续引起了全世界最广泛的和最空前的关注，它的核事故等级达到了七级，与俄罗斯切尔利诺贝尔等级相同，影响很广泛，一段时期人们简直是谈核色变，一些国家对发展核电产生了动摇，有的国家打退堂鼓了。 那么，世界 未来的洁净能源的出路究竟在哪里？这样的严肃问题不得不值得我们考虑和探讨。权威人士认为： 有一条是肯定的，世界上每一次核事故，都能使整个核安全管理上一个更高的台阶， 也是和平利用绿色的核能的一种更好的时机。尽管福岛出了事故，但是应该说核能作为一种清洁能源，它的长期发展的前景和它的战略地位是不可替代的，还是会保持继续发展势头的。例如，德国 由于今年年初遭到罕见寒流袭击，该国被迫重启部分已经关闭的核反应堆，这令其 2022 年前逐步废除核能发电的计划面临考验。那么，未来有没有洁净而安全的核能可供选择呢？回答是肯定的! 目前全世界运行的反应堆绝大多数是热堆，即由热中子引发裂变反应。热堆消耗的主要核燃料是铀 235 。自然界中铀 235 的蕴藏量仅占 0.71% ，其余绝大部分是铀 238 ，占 99.2% 。因此，我国乃至世界核能的快速发展均面临核燃料未来能否稳定供应的严峻挑战。 从中国媒体报道中获悉， 中科院已经提出 4 个 A 类战略性先导科技专项，其中之一就是“未来先进核裂变能”，具体包括两个系统：一是钍基熔盐（ TMSR ）核能系统，另一是加速器驱动的次临界堆（ ADS ）嬗变系统。 英国《每日电讯报》发现了中国正在发展安全性能远超传统核电的“钍基熔盐反应堆系统”。熔盐堆，鲜为人知，是国际第四代反应堆核能系统研究的六种候选堆型中“唯一”的液态燃料堆，它目前让人寄托厚望：绿色的安全的核能并非不存在 !而是确实存在! 英国等国际媒体想为“核恐慌”注入一针强心剂，并希望“钍”堆将能够极大地改变全世界的能源版图，标志着“世界能源战略领导地位正从墨守陈规的西方转向正在崛起的技术创新大国。” 大力发展核能已成为我国能源中长期发展规划的战略重点， “ 未来先进核裂变能 ” 专项即是致力解决我国乃至世界核能快速发展均面临的 “ 核燃料的稳定供给 ” 和 “ 核废料的安全处置 ” 等严峻挑战。 “ 未来先进核裂变能 ” 科技专项中的钍基熔盐（ TMSR ）核能系统将依靠其特征优势探索应对方案。同时，20世纪90年代 以来，我国已经并还在继续深入开展的加速器驱动的次临界堆（ ADS ）嬗变系统，或“强流加速器驱动的放射性洁净核能系统 (ADS) ”，在国际上也是仍处在关键技术研究阶段,一直是核能的一个前沿热点，因此仍然是未来洁净核发展的一个重要方向。这样，我国同时抓紧未来洁净核能的两项重大课题，齐头并进，对于解决未来绿色的和平的核能带来了新的希望和发展前景。 下面将分别介绍我国今后探索先进核能的两大支柱、工作原理、特点、概况和发展途径。
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