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我国高温气冷堆的发展
我国高温气冷堆的发展 我国高温气冷堆的发展 吴宗鑫 1 引言 高温气冷堆新近的发展已引起广泛的关注。除了中国和日本正在建造 高温气冷实验堆之外，南非、美国、俄罗斯、法国等国都在积极开展高温气冷堆 的发展工作，一些发展中国家对高温气冷堆表示了极大的兴趣。高温气冷堆具有安全性好、发电效率高、小容量模块化建造等特点，正 好适应了全球正在兴起的电力系统非管制化发展趋势对发电厂的要求。
高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化材料，采用包覆颗粒燃料和全 陶瓷的堆芯结构材料。图1表示了清华大学核能技术设计研究院正在建造的 10MW高温气冷实验堆的总体结构。
图1 10MW高温气冷实验堆的总体结构 2 高温气冷堆特点 2.1 安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。图2表示 了三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的 改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示“满足要求的 电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平。美国电力研究所 (EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计 要求为10－5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯 熔化概率低于10－7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。
图2 世界核电厂安全性改进的发展趋势 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀 燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高 密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石 墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆 颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。
高温气冷堆具有如下的基本安全特性：
图3 高温气冷堆球形燃料元件 2.1.1 反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反 应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系 数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性 反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
①控制棒误抽出；
②蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力增 强引入正反应性事故；
③一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温度下降引入的 正反应事故等。
事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率上 升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功率的上升，燃 料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。
2.1.2 余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑 了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的衰变热可籍助于 导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通 过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终热阱)中(见图4)。
图4 非能动堆芯余热排出系统 当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传 热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然 使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在 1600℃的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。
模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯 熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。
2.1.3 阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的基 本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有运行和事故 工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃内。在此温度以下，热解碳层和 致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态和金属裂变产物几乎完全被阻留在包 覆燃料颗粒内。而且裂变材料被大量分散到许多小的燃料颗粒内，独立形成屏障， 具有很高的可靠性。
一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压力 边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容器发生贯穿破裂的可能性 可以排除。
由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过1600℃而使裂变产物大 量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很低，故在发 生失压事故时，即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中，对周围环境造成的影 响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设计中不设置安全壳，而采用“包 容体”的设计概念。“包容体”不同于安全壳，无气密性和承全压的要求，无需喷 淋降压和可燃气体控制等功能，系统大为简化。
高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实 现的。在10kPa压差下的泄漏率小于10－2/天。在正常运行工况下，由排风系统 保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向反应堆建筑内扩散，排 风经过滤后由烟囱排出；
当发生一回路冷却剂失压严重事故，一回路舱室中的压 力超过10kPa时，自动打开事故排风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由 烟囱排向大气。由于直接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经 短时间后立即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程 中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的风险性。
图5 氦气透平直接循环流程图 图6 直接联合循环发电流程图 2.2 发电效率可提高 模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强 了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提 供950℃的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经 济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要 发展方向。
南非ESKOM公司设计的高温气冷堆核电厂即采用了氦气透平直接循环 方式[1，2]，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电，反应堆压 力为7MPa，氦气出口温度为900℃，高温氦气首先驱动高压氦气透平，带动同轴 的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同轴的压缩机，最后驱动主氦气透 平，输出电力。经过整个循环，氦气的压力将降到2.9MPa，温度降为571℃。为 了将氦气加压到反应堆一回路的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到27℃ 后，再经两级压缩机后升压到7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到558℃，回 到堆芯的入口，其流程见图5所示。该循环方式发电效率可达到47％。该循环系统的主要优点为：系统简单，全部电力系统都集成在同轴相连 的三个压力容器内，造价低；
避免了堆芯进水事故的可能性；
热力循环效率高。
3 热循环方式 氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的发展方向。但是，目前这 项技术需要研究开发的项目较多，主要有：
①研制高质量、低释放率的燃料元件(以保证进入透平发电系统的放射性 水平很低)；
②研制立式氦气透平技术，包括：磁力悬浮轴承、停机擎动轴承以及在 高温氦气氛下相接触金属表面的处理等相关技术；
③研制高效(98％)的板翅式回热器技术等。
从技术可行性角度，目前考虑的替代氦气热力循环方式还有以下两种方 式：
3.1 直接联合循环方式 循环流程如图6所示，6.9MPa的900℃高温氦气先驱动一个氦气压缩机透 平，带动同轴的压缩机，再驱动主发电氦气透平，向外输出电力。出口的氦气再 通过一直流蒸气发生器，加热另一侧的水，使之产生蒸汽。产生的蒸汽推动蒸汽 透平发电机，向外输出功率。氦气经直流蒸气发生器后由压缩机加压到7.0MPa， 183℃，回到堆芯入口。该系统的氦气透平和蒸汽透平联合循环发电效率可达48％。
这个循环系统的主要优点：不需要采用高效回热器，避开了一个技术难 点。但是，由于采用氦气 蒸汽联合循环，增加了系统的投资成本，故不能排除 堆芯进水事故的可能性。
图7 间接联合循环流程 3.2 间接联合循环 图7给出的间接联合循环流程为：反应堆出口的900℃高温氦气经过中间 热交换器(加热二次侧的氮气)，冷却到300℃，再经过氦风机回送到堆芯的入口。
二次侧的氮气经中间热交换器加热到850℃，实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。
该循环的发电效率为43.7％。
由于采用氮气作工质，可以采用成熟的气体透平技术，在现有技术基础 条件下具有更好的可行性。但是投资成本增加，也不能排除堆芯进水事故的可能 性。
从上述循环流程的比较可以看出，氦气热力循环方式都可以得到很高的 发电效率，根据技术的发展水平，可以选择合适的循环流程。模块式高温气冷堆由于采用非能动余热载出方式，其单堆的输出功率受 到限制，最大热功率只能达到200～260MW。其输出电功率只能达到100MW规模 容量，相比压水堆核电厂，其容量规模较小。但是，南非ESKOM公司设计的 100MW发电容量的高温气冷堆的经济分析结果表明，与大容量的压水堆核电厂相 比较，其发电成本有很好的竞争力，而且可以与当地廉价的煤电成本相比较。主 要的因素有以下几点：
①高的发电效率：其发电效率比压水堆核电厂高出约25％。
②建造周期短：100MW容量高温气冷堆采用模块化建造方式，建造周期 可缩短到两年，与压水堆核电厂5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息， 可使建造比投资减少20％左右；
③系统简单：高温气冷堆具有的非能动安全特性使系统大为简单，不必 设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造 投资。
清华大学核能技术设计研究院长期以来一直从事高温气冷堆技术的研究 和发展工作，基本掌握了高温气冷堆设计和建造的关键技术。目前正在建造一座 10MW的高温气冷实验堆，计划在2000年底前建成。并以此为基础，推进高温气 冷堆在我国的发展。
作者简介：吴宗鑫，男，1937年生。1962年毕业于清华大学工程物理系反应堆 专业，现为清华大学核能技术设计研究院研究员，院长。
