改進(jìn)型氣冷反應(yīng)堆

（HTGR）高溫氣冷堆是改進(jìn)型氣冷堆的進(jìn)一步發(fā)展，它以低濃鈾或高濃鈾加釷作核燃料，石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑，全陶瓷型包覆顆粒燃料元件，使堆芯出口氦氣溫度可達(dá)到950℃甚至更高。反應(yīng)堆燃料裝量少。轉(zhuǎn)換比高，燃耗深，在利用核燃料上是一種較好的堆型。高溫氣冷堆已完成了試驗(yàn)堆電站和原型堆電站兩個(gè)發(fā)展階段。

英國早在1966年就建成了第一座熱功率為20MW的試驗(yàn)性高溫氣冷堆“龍堆”；美國于1967年建成了電功率為40MW的桃花谷高溫氣冷試驗(yàn)堆，接著在1972年底建成了電功率為330MW圣·符倫堡（FortSt.Vain）高溫核電站，電站熱效率達(dá)39.3%；聯(lián)邦德國也于1967年建成了電功率為15MW的球床高溫氣冷堆試驗(yàn)電站（AVR），并于1976年建成電功率為300MW的THTR-300球床高溫堆。至此高溫氣冷堆在設(shè)計(jì)、燃料元件和高溫材料的發(fā)展、建造與運(yùn)行方面都積累了成功的經(jīng)驗(yàn)，開始進(jìn)入發(fā)電和工業(yè)應(yīng)用的商業(yè)化階段。

（1）氣冷反應(yīng)堆

鎂諾克斯型反應(yīng)堆（Magnox）

改進(jìn)型氣冷反應(yīng)堆（AGR）

（2）高溫氣冷反應(yīng)堆（已竣工）

天龍座反應(yīng)堆（Dragon reactor）

煤球爐式反應(yīng)堆（AVR Reactor）

桃底核電站（Peach Bottom Nuclear Generating Station, Unit 1）

釷高溫反應(yīng)堆-300（THTR-300）

圣符侖堡核電站（Fort St. Vrain Generating Station）

球床反應(yīng)堆（PBMR）

棱鏡燃料反應(yīng)堆（Prismatic fuel reactor）

超高溫實(shí)驗(yàn)堆（UHTREX）

（3）水冷反應(yīng)堆

大功率管式反應(yīng)堆（RBMK）

高溫氣冷堆核動(dòng)力裝置安全性好

高溫氣冷堆是國際核能界公認(rèn)的一種具有良好安全特性的堆型。三里島核事故后世界核反應(yīng)堆安全性改進(jìn)的趨勢(shì)，其堆芯融化概率有了顯著的改進(jìn)。目前世界上的核電廠堆芯融化概率均能達(dá)到 “滿足要求的電廠”的水平，而且一些核電廠達(dá)到了“優(yōu)異安全性電廠”的水平。美國電力研究所(EPRI)制定的《電力公司用戶要求》文件提出的先進(jìn)輕水堆的堆芯融化概率設(shè)計(jì)要求為10/堆.年。模塊式高溫氣冷堆(MHTR)為革新型的堆型，其估計(jì)的堆芯熔化概率低于10/堆.年，遠(yuǎn)小于先進(jìn)輕水堆堆芯熔化概率的要求 。

高溫氣冷堆采用優(yōu)異的包覆顆粒燃料是獲得其良好安全性的基礎(chǔ)。鈾燃料被分成為許多小的燃料顆粒，每個(gè)顆粒外包覆了一層低密度熱介碳，兩層高密度熱介碳和一層碳化硅。包覆顆粒直徑小于1mm，包覆顆粒燃料均勻彌散在石墨慢化材料的基體中，制造成直徑為6cm的球形燃料元件(見圖3)。包覆層將包覆顆粒中產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物充分地阻留在包覆顆粒內(nèi)，實(shí)驗(yàn)表明，在1600℃的高溫下加熱幾百小時(shí)，包覆顆粒燃料仍保持其完整性，裂變氣體的釋放率仍低于10－4。高溫氣冷堆具有如下的基本安全特性：

1.1　反應(yīng)性瞬變的固有安全特性在整個(gè)溫度范圍內(nèi)，高溫氣冷堆堆芯反應(yīng)性溫度系數(shù)(燃料和慢化劑溫度系數(shù)之和)均為負(fù)，具有瞬發(fā)效應(yīng)的燃料溫度系數(shù)也為負(fù)。因此，在任何正反應(yīng)性引入事故情況下，堆芯均能依靠其固有反應(yīng)性反饋補(bǔ)償能力，實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆。高溫氣冷堆正反應(yīng)性引入事故主要有：

①控制棒誤抽出；

②蒸汽發(fā)生器發(fā)生破管，水進(jìn)入堆芯造成慢化能力增強(qiáng)引入正反應(yīng)性事故；

③一回路風(fēng)機(jī)超速轉(zhuǎn)動(dòng)，冷卻劑熱端平均溫度下降引入的正反應(yīng)事故等。

事故分析的結(jié)果表明，在發(fā)生上述正反應(yīng)性引入事故條件下，堆功率上升導(dǎo)致燃料元件的溫度升高，但負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)能迅速抑制其功率的上升，燃料最高溫度遠(yuǎn)低于燃料元件最高溫度限值。

1.2　余熱載出非能動(dòng)安全特性模塊式高溫氣冷堆堆芯的熱工設(shè)計(jì)時(shí)考慮了在事故工況下堆芯的冷卻不需要專設(shè)的余熱冷卻系統(tǒng)，堆芯的衰變熱可籍助于導(dǎo)熱、對(duì)流和輻射等非能動(dòng)機(jī)制傳到反應(yīng)堆壓力容器外的堆腔表面冷卻器，再通過自然循環(huán)，由空氣冷卻器將堆芯余熱散發(fā)到大氣(最終熱阱)中。

當(dāng)發(fā)生一回路冷卻劑流失的失壓事故時(shí)，堆芯的余熱已不可能由主傳熱系統(tǒng)排出，只能依靠上述的非能動(dòng)余熱載出系統(tǒng)將堆芯衰變熱載出，這樣必然使堆芯中心區(qū)域的燃料元件溫度升高。為了使堆芯燃料元件的最高溫度限制在1600℃的溫度限值內(nèi)，模塊式高溫氣冷堆堆芯功率密度和堆芯的直徑將受到限制。

模塊式高溫氣冷堆余熱非能動(dòng)載出功能的實(shí)現(xiàn)基本上排除了發(fā)生堆芯熔化事故的可能性，具有非能動(dòng)的安全特性。

1.3　阻止放射性釋放的多重屏障縱深防御和多重屏障是所有核電廠的基本安全原則。作為模塊式高溫氣冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有運(yùn)行和事故工況下，堆芯燃料元件的最高溫度限制在1600℃內(nèi)。在此溫度以下，熱解碳層和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使氣態(tài)和金屬裂變產(chǎn)物幾乎完全被阻留在包覆燃料顆粒內(nèi)。而且裂變材料被大量分散到許多小的燃料顆粒內(nèi)，獨(dú)立形成屏障，具有很高的可靠性。

一回路的壓力邊界是防止放射性物質(zhì)釋放的第二道屏障。一回路的壓力邊界由以下幾個(gè)壓力容器所組成：反應(yīng)堆壓力容器，蒸汽發(fā)生器壓力容器，以及連接這兩個(gè)壓力容器的熱氣導(dǎo)管壓力容器。這些壓力容器發(fā)生貫穿破裂的可能性可以排除。

由于在任何工況下不會(huì)發(fā)生燃料元件溫度超過1600℃而使裂變產(chǎn)物大量釋放的事故，而且在正常運(yùn)行工況下一回路冷卻劑的放射性水平很低，故在發(fā)生失壓事故時(shí)，即使一回路冷卻劑全部釋放到周圍環(huán)境中，對(duì)周圍環(huán)境造成的影響也是很小的。因此，在模塊式高溫氣冷堆的設(shè)計(jì)中不設(shè)置安全殼，而采用“包容體”的設(shè)計(jì)概念?！鞍蒹w”不同于安全殼，無氣密性和承全壓的要求，無需噴淋降壓和可燃?xì)怏w控制等功能，系統(tǒng)大為簡(jiǎn)化。

高溫氣冷堆的“包容體”功能是由具有一定密封性能的一回路艙室來實(shí)現(xiàn)的。在10kPa壓差下的泄漏率小于10－2/天。在正常運(yùn)行工況下，由排風(fēng)系統(tǒng)保持一回路艙室的負(fù)壓，防止一回路艙室內(nèi)放射性物質(zhì)向反應(yīng)堆建筑內(nèi)擴(kuò)散，排風(fēng)經(jīng)過濾后由煙囪排出；當(dāng)發(fā)生一回路冷卻劑失壓嚴(yán)重事故，一回路艙室中的壓力超過10kPa時(shí)，自動(dòng)打開事故排風(fēng)管道的爆破膜，放射性物質(zhì)不經(jīng)過濾直接由煙囪排向大氣。由于直接釋放放射性的后果并不嚴(yán)重，加之一回路艙室內(nèi)壓力經(jīng)短時(shí)間后立即下降到正常壓力，系統(tǒng)又恢復(fù)經(jīng)過濾排出，這樣可以防止事故過程中大量放射性裂變物質(zhì)直接向環(huán)境的釋放，避免了大量放射性釋放的風(fēng)險(xiǎn)性。

高溫氣冷堆核動(dòng)力裝置發(fā)電效率可提高

模塊式球床型高溫氣冷堆采用了余熱非能動(dòng)載出的特性，雖大大地增強(qiáng)了安全性，但是其單堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高溫氣冷堆可以提供950℃的高溫氦氣，充分利用其高溫氦氣的潛力獲得更高的發(fā)電功率是提高其經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力的主要發(fā)展方向。氦氣透平直接循環(huán)方式是高溫氣冷堆高效發(fā)電的主要發(fā)展方向。

南非ESKOM公司設(shè)計(jì)的高溫氣冷堆核電廠即采用了氦氣透平直接循環(huán)方式[1，2]，由一回路出口的高溫氦氣冷卻劑直接驅(qū)動(dòng)氦氣透平發(fā)電，反應(yīng)堆壓力為7MPa，氦氣出口溫度為900℃，高溫氦氣首先驅(qū)動(dòng)高壓氦氣透平，帶動(dòng)同軸的壓縮機(jī)，再驅(qū)動(dòng)低壓氦氣透平，帶動(dòng)另一臺(tái)同軸的壓縮機(jī)，最后驅(qū)動(dòng)主氦氣透平，輸出電力。經(jīng)過整個(gè)循環(huán)，氦氣的壓力將降到2.9MPa，溫度降為571℃。為了將氦氣加壓到反應(yīng)堆一回路的入口壓力，需先經(jīng)過回?zé)崞骱皖A(yù)熱器冷卻到27℃后，再經(jīng)兩級(jí)壓縮機(jī)后升壓到7MPa，而后回到加熱器的另一側(cè)加熱到558℃，回到堆芯的入口，其流程見圖5所示。該循環(huán)方式發(fā)電效率可達(dá)到47%。

該循環(huán)系統(tǒng)的主要優(yōu)點(diǎn)為：系統(tǒng)簡(jiǎn)單，全部電力系統(tǒng)都集成在同軸相連的三個(gè)壓力容器內(nèi)，造價(jià)低；避免了堆芯進(jìn)水事故的可能性；熱力循環(huán)效率高。

高溫氣冷堆核動(dòng)力裝置熱循環(huán)方式

氦氣透平直接循環(huán)方式是高溫氣冷堆高效發(fā)電的發(fā)展方向。但是，目前這項(xiàng)技術(shù)需要研究開發(fā)的項(xiàng)目較多，主要有：

①研制高質(zhì)量、低釋放率的燃料元件(以保證進(jìn)入透平發(fā)電系統(tǒng)的放射性水平很低)；

②研制立式氦氣透平技術(shù)，包括：磁力懸浮軸承、停機(jī)擎動(dòng)軸承以及在高溫氦氣氛下相接觸金屬表面的處理等相關(guān)技術(shù)；

③研制高效(98%)的板翅式回?zé)崞骷夹g(shù)等。

從技術(shù)可行性角度，目前考慮的替代氦氣熱力循環(huán)方式還有以下兩種方式：

3.1　直接聯(lián)合循環(huán)方式

循環(huán)流程如圖6所示，6.9MPa的900℃高溫氦氣先驅(qū)動(dòng)一個(gè)氦氣壓縮機(jī)透平，帶動(dòng)同軸的壓縮機(jī)，再驅(qū)動(dòng)主發(fā)電氦氣透平，向外輸出電力。出口的氦氣再通過一直流蒸氣發(fā)生器，加熱另一側(cè)的水，使之產(chǎn)生蒸汽。產(chǎn)生的蒸汽推動(dòng)蒸汽透平發(fā)電機(jī)，向外輸出功率。氦氣經(jīng)直流蒸氣發(fā)生器后由壓縮機(jī)加壓到7.0MPa，183℃，回到堆芯入口。該系統(tǒng)的氦氣透平和蒸汽透平聯(lián)合循環(huán)發(fā)電效率可達(dá)48%。

這個(gè)循環(huán)系統(tǒng)的主要優(yōu)點(diǎn)：不需要采用高效回?zé)崞?，避開了一個(gè)技術(shù)難點(diǎn)。但是，由于采用氦氣"para" label-module="para">

3.2　間接聯(lián)合循環(huán)

圖7給出的間接聯(lián)合循環(huán)流程為：反應(yīng)堆出口的900℃高溫氦氣經(jīng)過中間熱交換器(加熱二次側(cè)的氮?dú)?，冷卻到300℃，再經(jīng)過氦風(fēng)機(jī)回送到堆芯的入口。二次側(cè)的氮?dú)饨?jīng)中間熱交換器加熱到850℃，實(shí)現(xiàn)氣體透平和蒸汽透平的聯(lián)合循環(huán)。該循環(huán)的發(fā)電效率為43.7%。

由于采用氮?dú)庾鞴べ|(zhì)，可以采用成熟的氣體透平技術(shù)，在現(xiàn)有技術(shù)基礎(chǔ)條件下具有更好的可行性。但是投資成本增加，也不能排除堆芯進(jìn)水事故的可能性。

從上述循環(huán)流程的比較可以看出，氦氣熱力循環(huán)方式都可以得到很高的發(fā)電效率，根據(jù)技術(shù)的發(fā)展水平，可以選擇合適的循環(huán)流程。

高溫氣冷堆核動(dòng)力裝置優(yōu)點(diǎn)及主要因素

模塊式高溫氣冷堆由于采用非能動(dòng)余熱載出方式，其單堆的輸出功率受到限制，最大熱功率只能達(dá)到200～260MW。其輸出電功率只能達(dá)到100MW規(guī)模容量，相比壓水堆核電廠，其容量規(guī)模較小。但是，南非ESKOM公司設(shè)計(jì)的100MW發(fā)電容量的高溫氣冷堆的經(jīng)濟(jì)分析結(jié)果表明，與大容量的壓水堆核電廠相比較，其發(fā)電成本有很好的競(jìng)爭(zhēng)力，而且可以與當(dāng)?shù)亓畠r(jià)的煤電成本相比較。主要的因素有以下幾點(diǎn)：

①高的發(fā)電效率：其發(fā)電效率比壓水堆核電廠高出約25%。

②建造周期短：100MW容量高溫氣冷堆采用模塊化建造方式，建造周期可縮短到兩年，與壓水堆核電廠5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比投資減少20%左右；

③系統(tǒng)簡(jiǎn)單：高溫氣冷堆具有的非能動(dòng)安全特性使系統(tǒng)大為簡(jiǎn)單，不必設(shè)置壓水堆核電廠中的堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)和安全殼等工程安全設(shè)施，節(jié)省了建造投資。

④安全性高：具有固有安全特性，在最嚴(yán)重事故情況下不會(huì)發(fā)生堆芯融化等傳統(tǒng)風(fēng)險(xiǎn) 。