加速器驱动次临界核能系统高功率质子直线加速器概念研究(英文)

加速器驱动次临界核能系统(ADS)是下一代能源的首选方向。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。ADS加速器应能提供几十兆瓦质子束。超导直线加速器(SCL)效率高,束流损失少,是ADS加速器的最佳选择。作者介绍的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。确定了加速结构和主要参数,考虑了研究和发展计划。     

超导质子直线加速器的分段研究

对超导直线加速器的分段进行了详细的研究。包括超导加速器的分段原则的讨论,对称性分段和非对称性分段的讨论。超导加速腔的加速单元数及设计值βo的确定,加速器能量增益的确定。     

洁净核能系统边耦合质子直线加速器的设计

洁净核能系统的强流连续波质子直线加速器常温腔方案中,高能段采用边耦合加速结构（ＯＣＬ）,频率为７００ＭＨｚ,工作模式为π／２模。ＣＣＬ把来自耦合腔漂移管加速器（ＣＣＤＴＬ）的３０ｍＡ、８０ＭｅＶ的质子束加速到１ＧｅＶ。ＣＣＬ段总长１０６４ｍ,采用ＦＯＤＯ的横向聚焦结构,聚集周期长度为８βλ,腔的束孔道半径为２．００、２．２５、２．５０ｃｍ。用ＳＵＰＥＲＦＩＳＨ优化腔,给出了计算结果,同时给出了能量     

北京质子直线加速器的束流测量探头

本文介绍了北京质子直线加速器的束流测量探头如荧光靶探头,束流变压器,发射度测量探头,束流截面测量探头,能散度测量探头,法拉第筒,减能器等的作用,机械结构及加工工艺。     

新型电子直线加速器测试与改进

一种新型的省略电子枪的小型直线加速器被研制成功。高功率速调管的用毕束流被引出作为注入电子,从而取代了传统的电子枪部分。装置在调试完成后开始运行,我们对获得加速后的电子束性能做了初步测量,并与模拟结果进行了对比。结果表明,加速器输出流强远低于设计目标。运用Parmela程序详细分析了电子束流损失的主要因素,针对减少束流损失,提高加速器输出流强,提出了新的改进方案。通过计算分析,得出了该方案良好的可行性。     

直线超导加速器安全联锁系统设计

为避免人员误入辐射区域造成人身伤害事故,建立了一套安全联锁系统.本文阐述了安全联锁系统的设备组成和信号联锁功能,基于西门子故障安全型PLC模块,保证控制系统安全可靠、稳定性好、操作简便,确保加速器运行前后及运行过程中相关人员的辐射安全.安全联锁系统已开发完成,进行了总体联调与测试,达到了设计要求.     

连续波模式下超导加速器束流负载分析研究

本工作推导了超导加速器在连续波模式时,在点电荷近似条件下,相对论束流负载与腔的相互作用过程的解析表达。同时对北京大学超导加速器平台(PKU SCAF)的束流负载设计进行了初步分析。计算结果表明,当主加速器馈入功率为10kW时,最佳束流负载为1 5mA,此时电子增能为6 6MeV,β因子为4 5×103。     

加速器驱动次临界系统（ADS）与核能可持续发展

描述了ADS系统的主要技术特点和在我国核能可持续发展战略中的作用及地位;介绍了国内外ADS研究的状态和发展趋势;提出了ADS研发必须解决的关键技术问题及解决这些问题的时间表;分析了ADS研发与国内核能相关发展计划的关系;并就我国开展ADS的研发提出了一些建议。     

SSRF直线加速器束流发射度测量

发射度是衡量束流品质的重要参数,随着加速器技术的不断发展,人们对束流品质要求越来越高,特别是对小发射度的测量要求更高的分辨率.本文基于"多次改变聚焦强度法"的发射度测量原理,讨论了上海同步辐射光源装置(SSRF)直线加速器部分测量技术和测量装置,包括薄透镜的合理采用、多点最小二乘法拟合、截面测量靶的选择和测量软件设计等,以提高发射度测量的准确性和可靠性.测量结果的高稳定性与重复性对接下来即将进行的自由电子激光发射度测量有重要的参考意义.     

固体径迹探测器在加速器驱动洁净核能系统中的应用

介绍了加速器驱动核能系统(ADS)中次临界反应堆物理实验研究的内容和固体径迹探测器(白云母,CR-39)测量ADS堆芯中子通量和中子能量的原理。     

使用MCNP程序验证ADS的设计

利用MCNP程序对加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯设计进行验证。在确定堆芯尺寸的情况下,当ADS的靶源和冷却剂是铅、铅-铋合金、铋和汞时,通过MCNP程序进行模拟计算得到相应的keff值、中子能谱和中子通量密度;并对铅、铅-铋合金、铋和汞的数据进行对比分析。结果表明,铅-铋合金是ADS系统的最佳材料,根据相应数据,提出堆芯设计的优化方案。     

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

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。     

钍基ADS快热耦合次临界核系统初步研究

为补偿由于次临界反应堆的燃耗所损失的反应性,降低次临界反应堆功率对加速器束流的依赖,考虑钍的转换,给出了采用钍基燃料,液态铅-铋合金单一回路冷却、石墨慢化的ADS快热单向耦合次临界堆芯设计方案。结果表明:本设计方案实现了堆芯功率展平、中子单向耦合,延长了换料周期,并消除了空腔的不利影响;堆芯寿期内的温度反应性反馈为负效应,安全性高;堆芯具有较高的能量放大能力;堆芯寿期内k_(eff)变化不超过1.05%;所需加速器最大束流强度为4.21mA;堆芯的MA嬗变支持比可达15个百万kW级的PWR,嬗变能力强。     

强流质子直线加速器横向屏蔽的估算

叙述了估算强流质子直线加速器横向屏蔽的方法。束流能量处在GeV能区时，使用Moyer模型进行计算；在1GeV以下，使用基于点源视线法的Tesch公式。在1W/m的束流损失情况下，对50～3000MeV束流能量范围内的横向屏蔽厚度进行了计算，并给出推荐值。     

X波段2MeV行波电子直线加速管的物理设计

在模拟计算程序LINE-ACC/PC基础上，结合单一搜索方法和非线性最小二乘算法编程，实现一个X波段2MeV行波加速管的物理设计。应用此方法可以有效缩短加速管的优化设计时间。文章给出的优化计算可应用于一类常相速周期结构的加速管设计。文章同时给出了纵向粒子动力学、盘荷波导的几何尺寸及加速管的工作特性等方面的计算结果。     

Effects of Spatial Harmonics on Power Distribution in Accelerator Driven Subcritical Cores

A method for solving the time-energy-dependent diffusion equation was devised to appreciate the effect of spatial harmonics on the power distribution in a subcritical graphite-moderated core with a pulsed fast neutron source. An instantaneous power peaking factor (IPF) was calculated using the thermal neutron flux thus obtained, to characterize the power distribution in the core. In case of a 50-cycles-per-second injections of fast neutron pulses of 3 ms pulse width, it was indicated that the value of IPF increased by 4.1 times with the decrease in the multiplication factor from 0.9951 to 0.9762, accompanying fuel burnup. To appreciate the dependence of the core power distribution on the spectrum hardening of the thermal neutron flux caused by injections of pulsed fast neutrons, comparison was made between the value of IPF and that derived from the time-dependent-one-group diffusion theory where the spectrum hardening of the thermal neutron flux was ignored. It was indicated that the disregard of the spectrum hardening of the thermal neutron flux resulted in the low estimate of IPF that changed from ?1% to ?14% with the decrease in the pulse width of pulsed fast neutrons from 3 ms to 0.15 ms.     

Research and Development Program on Accelerator Driven Subcritical System in JAEA

For a dedicated transmutation system, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been proceeding with the research and development on an accelerator-driven subcritical system (ADS). The ADS proposed by JAEA is a lead-bismuth eutectic (LBE) cooled fast subcritical core with 800 MWth. JAEA has started a comprehensive research and development (R&D) program since the fiscal year of 2002 to acquire knowledge and elemental technology that are necessary for the validation of engineering feasibility of the ADS. In this paper, the outline and the results in the first three-year stage of the program are reported. Items of R&D were concentrated on three technical areas peculiar to the ADS: (1) a superconducting linear accelerator (SC-LINAC), (2) the LBE as spallation target and core coolant, and (3) a subcritical core design and reactor physics of the ADS. For R&D on the accelerator, a prototype cryomodule was built and its good performance in electric field was examined. For R&D on the LBE, various technical data for material corrosion, thermal-hydraulics and radioactive impurity were obtained by loop tests and reactor irradiation. For R&D on the subcritical core, engineering feasibility for the LBE cooled tank-type ADS was discussed using thermal-hydraulic and structural analysis not only in normal operation but also in transient situations. Reactor physics experiments for subcritical monitoring and physics parameters of the ADS were also performed at critical assemblies.