加速器驱动次临界系统装置部件用材发展战略研究

王志光 ,  姚存峰 ,  秦芝 ,  孙建荣 ,  庞立龙 ,  申铁龙 ,  朱亚滨 ,  崔明焕 ,  魏孔芳

中国工程科学 ›› 2019, Vol. 21 ›› Issue (1) : 39 -48.

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中国工程科学 ›› 2019, Vol. 21 ›› Issue (1) : 39 -48. DOI: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.006
新一代核能用材发展战略研究

加速器驱动次临界系统装置部件用材发展战略研究

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Materials for Components in Accelerator-driven Subcritical System

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摘要

加速器驱动次临界系统（ADS）由强流高能离子加速器、高功率散裂靶和次临界反应堆三大分系统组成。作为未来先进核裂变能——加速器驱动先进核能系统（ADANES）的重要组成部分，ADS装置的研发对推动我国能源革命、促进能源转型以及刺激核能行业创新发展具有重大作用。本文以ADANES研发为背景，阐述了ADS装置的研发现状、可能的发展趋势以及ADS部件对材料的需求，重点探讨了ADS装置中高功率散裂靶和次临界反应堆部件用关键材料的研发进展与存在问题，面临的发展机遇和挑战，最后提出了几点发展对策，力求助力我国ADS装置的建设与先进核裂变能技术创新，推动未来先进核裂变能的安全高效和可持续发展。

Abstract

Accelerator-driven subcritical system (ADS) mainly composes of a high beam intensity high-energy-ion accelerator, a high-power spallation target, and a subcritical reactor. ADS is a key part of the accelerator-driven advanced nuclear energy system (ADANES), and its research and development (R&D) will play a very important role in promoting China’s energy transformation and stimulating the innovative development of China’s nuclear energy industry. In this paper, the status and potential trends as well as materials requirements for the R&D of ADS facilities are introduced. Then the R&D progress and problems, development opportunities, and challenges of the key materials for the high-power spallation target and the subcritical reactor are intensively discussed. Finally, several countermeasures are proposed, in the hope of pushing forward the ADS facility construction and the technological innovation of advanced nuclear fission energy, and promoting safe, efficient, and sustainable development of advanced nuclear fission energy in the future.

关键词

加速器驱动次临界系统（ADS） / 加速器驱动先进核能系统（ADANES） / 关键材料 / 次临界反应堆 / 高功率散裂靶

Key words

加速器驱动次临界系统（ADS） / 加速器驱动先进核能系统（ADANES） / 关键材料 / 次临界反应堆 / 高功率散裂靶 / accelerator-driven subcritical system (ADS) / accelerator-driven advanced nuclear energy system (ADANES) / key materials / subcritical reactor / high-power spallation target

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王志光,姚存峰,秦芝,孙建荣,庞立龙,申铁龙,朱亚滨,崔明焕,魏孔芳. 加速器驱动次临界系统装置部件用材发展战略研究[J]. 中国工程科学, 2019, 21(1): 39-48 DOI:10.15302/J-SSCAE-2019.01.006

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一、前言

加速器驱动次临界系统（ADS）由加速器、散裂靶、次临界反应堆芯等组成（见图 1）。其工作原理是，利用加速器产生的高能强流质子束轰击重原子核，产生高能高通量散裂中子来驱动和维持次临界反应堆（有效中子增殖因数 k eff  < 1）运行，使堆芯中的可裂变材料发生持续的核裂变反应。ADS 系统具有固有安全性，在嬗变核废料、核燃料增殖、产能等领域具有重大的应用前景，是未来先进核裂变能的重要发展方向。

图 1 ADS 原理示意图

国际上尚未建成 ADS 装置。研发 ADS 装置不仅体现了一个国家的科技水平、经济水平和工业水平等综合实力，而且会促进工业技术、国防技术的发展，带动和提升诸多相关产业的技术进步和产业升级，产生巨大的社会效益和经济效益。因此，美国、日本、俄罗斯等核能科技发达国家非常重视ADS 装置的研发，均结合核能发展实际情况制定了ADS 中长期发展路线图，采取分步实施的战略，提出了一系列 ADS 装置研发计划 [1]，而且都设想在2030 年左右建成原型装置。我国政府也大力支持ADS 装置的研发，中国科学院根据我国先进核能科学技术发展的重大需求和 ADS 研发进展与发展趋势，从技术可行性与未来推广经济性出发，提出了我国 ADS 发展路线图 [1] 和原创的加速器驱动先进核能系统（ADANES）[2] 的概念。ADANES 由加速器驱动的燃烧器（ADB）和加速器驱动乏燃料再生利用（ADRUF）两大系统组成（见图 2），集核废料嬗变、核燃料增殖和核能安全生产为一体，是一种可提供数千年安全、低排放、高性价比的战略能源系统。

图 2 ADANES 原理示意图

作为 ADANES 的重要组成部分，ADS 装置的研发对推动我国能源革命、促进能源转型以及刺激核能行业创新发展具有重大作用。在中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能——ADS 嬗变系统”（简称“ADS 专项”）等国家项目的支持下，我国在超导质子直线加速器、重金属散裂靶、次临界反应堆及新燃料元件、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，并在国际上率先从基础研究阶段进入工程实施（ADS 集成装置建设）阶段。《国家重大科技基础设施建设中长期规划（2012—2030）》项目——加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）的建议书、可行性研究报告分别于 2015 年 12 月、2018 年 1 月获得国家发展和改革委员会批复，近期将开工建设 CiADS。CiADS 建成后，将是国际上第一个兆瓦级 ADS 系统集成研究装置，具有里程碑意义。

目前，研发 ADS 装置面临的主要瓶颈问题之一是材料。由于 ADS 不同于现有的核能系统，未来商用 ADS 装置中材料服役的工况非常苛刻，现有的成熟材料不能满足要求，必须寻找或者研发新材料以适应 ADS 装置研发的需求。本文以ADANES 研发为背景，阐述 ADS 装置部件对材料的需求，关键材料研发进展与存在问题，面临的发展机遇和挑战以及发展对策。

二、ADS 装置部件用材

ADS 装置是一个比目前的反应堆更加复杂的系统，涉及的材料要求也更多。由于加速器用材料相对成熟，本文重点讨论次临界反应堆、高功率散裂靶、ADS 装置用核燃料相关的材料问题。图 3 给出了 ADS 装置部件涉及的主要材料。

图 4 ADRUF 循环的具体实施路线示意图

为了实现先进的闭式核燃料循环，必须发展相应的先进嬗变核燃料，实现将分离中子毒物后的乏燃料制备成再生嬗变核燃料。目前，近代物理研究所与瑞士保罗谢勒研究所（PSI）合作共同研制了一种室温无冷却即时混合与微波辅助加热相结合的快速溶胶凝胶工艺平台，并利用该平台成功制备出碳化铀核燃料小球 [15]。所制备的 UC 陶瓷小球粒径为（675±10）μm，密度可达到理论密度的 92%以上。同时，为了模拟利用乏燃料制备再生核燃料小球，利用该工艺又成功制备了含有 20% 摩尔比Ce 以及同时含有 20% Ce 和 10% Nd 的金属混合碳化物陶瓷小球，陶瓷小球为具有 UC 立方相结构的MC（M = U、Ce 和 Nd）共溶体。该工艺可直接应用于先进闭式燃料循环中再生碳化物核燃料小球的制备。

由于乏燃料具有很强的放射性以及生物毒性，将乏燃料转化为再生核燃料元件需要在密闭的手套箱内通过远程控制完成，这导致再生核燃料制备困难。目前采用的干法首端处理工艺以及再生核燃料制备工艺的技术路线，还需要进行大量的研究。

2. 核燃料包壳材料

目前铅冷快堆运行温度和辐照损伤相对较低，现有奥氏体钢（15-15Ti）和 F/M 钢基本可以满足要求。若进一步提高运行温度和燃耗，反应堆包壳材料将面临更加严重的挑战。

ADS 铅冷快堆燃料包壳将承受辐照超过 200 dpa，现有的奥氏体钢没法满足服役工况。研究表明HT9 在 420℃辐照损伤达到 200 dpa，辐照肿胀为1% [16]，但 F/M 钢中目前缺乏更高辐照损伤数据。燃料包壳温度超过 600℃，F/M 钢（T91、HT9 等）和奥氏体不锈钢（15-15Ti 等）均存在高温机械性能退化问题，新型 F/M 钢、ODS 钢或 SiC 陶瓷材料是今后研究的主要方向。在更高温度和更强辐射工况下，反应堆燃料包壳材料面临的液态金属冷却剂腐蚀问题也更加严峻 [17]。高温会显著促进液态铅 /铅铋对材料的腐蚀，最新的研究显示辐照也存在同样的效应，但目前依然缺乏了解和数据积累，需要进一步进行攻关研究。

对于未来 ATF 包壳用陶瓷材料，制备工艺复杂，各向异性、脆性断裂、热冲击断裂、常规和辐照数据不够充分等问题尚未解决，难以满足需求，材料的热工数据有待完善。另外，陶瓷包壳燃料元件在冷却剂泄漏事故（LOCA）条件下的热物理综合性能的评估还有待系统开展。

（四）ADS 装置用材料的设计制备与快速筛选评价

1. 材料的设计制备

从 ADS 发展战略规划 [1,2] 角度来看，目前对极端事件发生时材料的失效行为、规律及内在机理研究不足。同时，从初始利用计算机模拟材料成分优化设计、结构及部件设计优化，成分设计 – 组织结构 – 工艺 – 性能评价之间的有机联系没有完全建立，缺乏准确的材料性能预测模型。在材料的设计制备评价过程中，目前国内缺少统一的标准和规范的流程，导致不同来源的数据相互无法对比、印证；另外，国内不同单位研发的材料基础参数数据库不能共享，导致材料研发效能低下，严重影响了先进核能新材料的研发工作。

2. 核材料的快速筛选评价

利用反应堆内辐照、加速器离子模拟辐照及散裂靶等新型中子源辐照等可以进行核材料的快速筛选评价工作。但是，对于材料在先进核能装置全生命周期所受中子通量和损伤水平来说，目前的反应堆内材料中子辐照远不能满足日益增长的反应堆核材料辐照评价需求。再者，目前国内外缺乏足够数量的核材料的快速筛选评价平台，如强流中子源辐照装置、放射性材料处理与分析检测平台等，严重制约了新型核材料的研发与候选材料的筛选评价。

五、ADS 用材的发展建议

（一）重点研发的材料

1. 次临界反应堆材料

对于未来 ADS 装置，可能的候选材料是新型F/M 钢、铁素体（ODS）钢、SiC、SiC f /SiC 材料或高温合金。

ODS 钢是一种有望替代传统 F/M 钢作为未来反应堆中服役于高温（>650 ℃）环境中的候选结构材料。 ODS 钢的许用温度可以提高到 800 ℃左右，同时具备优异的抗辐照性能。但目前 ODS 钢的规模化工业制备、加工处理工艺以及综合性能评价等都需要进一步强化攻关研究。

SiC 或 SiC f /SiC 等陶瓷材料具有优秀的高温性能，同时与液态铅金属也有良好的相容性。但缺乏在高温（1000 ℃）和高剂量（>30 dpa）中子辐照条件下材料结构和性能变化数据，还需开展大量的研究工作，主要包括：①高韧性、高热导新型复合陶瓷的研发；②陶瓷精细加工及连接工艺研究；③热力学性能与抗辐照性能评估；④与冷却剂相容性研究；⑤辐照 / 腐蚀协同作用下结构损伤和性能衰退评估等。

2. 高功率散裂靶材料

散裂靶束窗材料应研发高强度、高导热、抗辐照、耐热冲击且易于加工成型（异型件）的材料。靶材料的制备研发已取得阶段性进展，但试验数据不足，性能也有待改进。需要进一步优化成分和结构设计，研发具有高中子产额、抗辐照、结构和性能稳定的新材料，以满足 ADS 工业化的要求。

3. ADS 装置用核燃料材料

进一步优化和完善乏燃料干法处理以及再生核燃料制备的工艺技术路线，在利用室温无冷却即时混合与微波辅助加热相结合的快速溶胶凝胶工艺平台制备模拟核燃料小球的基础上，进一步开展乏燃料再生核燃料小球的制备工艺研究，探索并实现制备 ADS 装置用再生碳化物核燃料小球。

研发 ADS 用事故容错燃料（ATF）元件的燃料包壳材料，特别是重点突破包壳用增韧复合陶瓷材料。

（二）高性能材料研究平台建设

1. 强流中子源辐照平台

中国是世界上核能装置发展最快的国家，随着国内多种先进核装置立项，抗辐照材料研发与新型燃料组件国产化迫切需要强中子辐照测评平台。建议尽快启动并重点建设由强流离子加速器和次临界包层构成的强流中子源装置，用以开展新型核燃料和材料的中子辐照实验研究，满足进行 ADS 用材料研发与评价、新型核燃料的辐照考验、再生燃料元件的初步测试等的需求。

2. 材料设计与离子辐照快速筛选研究平台

建立材料设计研究平台，利用计算机模拟进行材料成分优化设计、结构及部件设计优化，把成分设计 – 组织结构 – 性能评价有机联系在一起，建立准确的材料性能预测模型。

考虑到反应堆中子损伤速率低、周期长、费用高以及热室资源有限等不利因素对材料的辐照性能评价工作的限制，需要改进现有的中子 / 离子辐照大装置及其配套建设的材料辐照与性能测试分析平台，以保障进行大量的评价实验工作的需求。结合材料基础参数数据库的建设，用统一的标准化数据，计算机模拟与实验研究相结合，构建材料成分、组织、工艺和性能之间的内在联系，加速新材料的评价筛选。

3. 放射性材料处理与分析检测平台

利用各类中子源开展核能材料辐照损伤机理研究与抗辐照材料研发与评价工作，因材料具有较高的放射活性，需要各中子辐照研究平台配备可用于对高放射性材料的存放、冷却、分析、检测进行遥操的标准化大 / 小型热室。主要建设由全热室和半热室组成的放射性材料处理与分析检测平台。同时，建立统一规范的自主化核材料标准试验体系，用以不同辐照平台材料性能评价及对比。利用该平台能够开展压水堆乏燃料干法后处理以及相关的工艺操作、嬗变元件制造以及相关的工艺操作、乏燃料检测等，满足新型燃料研发、核燃料循环后处理、核材料研究等方面的需求。

4. 材料评价数据库平台

材料评价数据库是开展 ADS 装置设计的基础。核材料研发需要较长的时间周期，为了确保材料数据的可靠性和有效性，必须要构建不同材料的基础数据和辐照评价数据库平台，体现传达材料数据的质量与成熟度。在建立自主化核材料标准试验体系的基础上，强化行业、学科之间的密切合作，通过标准化数据及共享系统的建设，最终形成的材料共享数据库，将对未来我国的新型核能材料以及先进核能系统的研发产生深远的影响。

参考文献

原文顺序 | 出版日期 | 本文引用
[1]

詹文龙，徐瑚珊. 未来先进核裂变能——ADS 嬗变系统 [J]. 中 国科学院院刊, 2012, 27(3): 375–381. Zhan W L, Xu H S. Advanced fission energy program — ADS transmutation system [J]. Journal of the Chinese Academy of Sciences, 2012, 27(3): 375–381.
[2]

Xu H S, He Y, Luo P, et al. China’s accelerator driven sub-critical system (ADS) program [J]. Activities and Research News, 2015, 25(3): 30–35.
[3]

Murty K L, Charit I. Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities [J]. Journal of Nuclear Materials, 2008, 383(1–2): 189–195.
[4]

Yang L, Zhan W L. New concept for ADS spallation target: Gravity-driven dense granular flow target [J]. Science China, Technological Sciences, 2015, 58(10): 1705–1711.
[5]

Organisation for Economic Co-operation and Development. Status report on structural materials for advanced nuclear systems [R]. Paris: Organisation for Economic Co-operation and Development, 2013.
[6]

Bach H T, Anderoglu O, Saleh T A, et al. Proton irradiation damage of an annealed Alloy 718 beam window [J]. Journal of Nuclear Materials, 2015, 459: 103–113.
[7]

李冠兴, 武胜. 核燃料 [M]. 北京: 化学工业出版社, 2007. Li G X, Wu S. Nuclear fuel [M]. Beijing: Chemical Industry Press, 2007.
[8]

Davis T P. Review of the iron-based materials applicable for the fuel and core of future Sodium Fast Reactors (SFR) [R]. Research Project ONR-RRR-088, 2018.
[9]

Boutard J L, Alamo A, Lindau R, et al. Fissile core and tritiumbreeding blanket: Structural materials and their requirements [J]. Comptes Rendus Physique, 2008, 9: 287–302.
[10]

Zinkle S J, Ghoniem N M. Prospects for accelerated development of high performance structural materials [J]. Journal of Nuclear Materials, 2011, 417(1–2): 2–8.
[11]

Zinkle S J, Busby J T. Structural materials for fission & fusion energy [J]. Materials Today, 2009, 12(11): 12–19.
[12]

Garner F A. Void swelling and irradiation creep in light water reactor enviroments, radiation effects consulting [R]. USA: Woodhead Publishing Limited, 2010.
[13]

Dai Y, Jia X, Thermer R, et al. The second SINQ target irradiation program, STIP-II [J]. Journal of Nuclear Materials, 2005, 343: 33–44.
[14]

Zhang J, Li N. Review of studies on fundamental issues in LBE corrosion [R]. LANL/LA-UR-04-0869, 2004.
[15]

Tian W, Guo H, Chen D, et al. Preparation of UC ceramic nuclear fuel microspheres by combination of an improved microwaveassisted rapid internal gelation with carbothermic reduction process [J]. Ceramics International, 2018, 44: 17945–17952.
[16]

Klueh R L, Kai J J, Alexander D J. Microstructure- mechanical properties correlation of irradiated, conventional and reducedactivation martensitic steels [J]. Journal of Nuclear Materials, 1995, 225: 175–186.
[17]

Stergar E, Eremin S G, Gavrilov S, et al. Influence of LBE long term exposure and simultaneous fast neutron irradiation on the mechanical properties of T91 and 316L [J]. Journal of Nuclear Materials, 2016, 473: 28–34.

基金资助

中国工程院咨询项目“新一代核能用材发展战略研究”(2016-ZD-06)()

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