高溫氣冷堆核動力裝置實際應用

10兆瓦高溫氣冷實驗堆：

在國家“863”計劃的支持下，自上世紀八十年代中期，中國開展了10MW高溫氣冷實驗堆的研究、開發(fā)，于2000年12月建成臨界，2003年1月實現(xiàn)滿功率并網發(fā)電， 中國對高溫氣冷堆技術的研發(fā)取得了突破性成果，基本掌握了核心技術和系統(tǒng)設計集成技術。這一科技成果在國內外引起廣泛的影響，使我國在高溫氣冷堆技術上處于國際先進行列。2006年1月，國務院正式發(fā)布的“國家中長期科學和技術發(fā)展規(guī)劃綱要（2006——2020年）”中，將“大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站示范工程”列為國家重大專項。

第四代先進核能系統(tǒng)：

第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)于近日正式發(fā)布2013年度報告。年報涵蓋了GIF成員國所取得的研發(fā)進展、超高溫氣冷堆、鈉冷快堆、超臨界水冷堆、氣冷快堆、鉛冷快堆、熔鹽堆等6個系統(tǒng)的進展報告。[1] 國際上提出了“第四代先進核能系統(tǒng)”的概念，這種核能系統(tǒng)具有良好的固有安全性，在事故下不會對公眾造成損害，在經濟上能夠和其它發(fā)電方式競爭，并具有建設期短等優(yōu)點，高溫氣冷堆是有希望成為第四代先進核能系統(tǒng)的技術之一。

我國高溫氣冷堆的研究發(fā)展工作始于70年代中期，主要研究單位是清華大學核研院。值得一提的是，建成的首座高溫氣冷堆的壓力殼直徑4．7米，高12．6米，重150噸，是中國自己設計和制造的迄今體積最大的核安全級壓力容器。蒸汽發(fā)生器直徑2．9米，高11．7米，重30噸，堆內有約13000個零部件，總重量近200噸。這些設備的制造成功，使中國成為少數(shù)幾個能夠加工制造高溫氣冷堆關鍵設備的國家之一，為高溫氣冷堆的國產化做出了重要貢獻。

高溫氣冷堆核動力裝置安全性好

高溫氣冷堆是國際核能界公認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堆安全性改進的趨勢，其堆芯融化概率有了顯著的改進。目前世界上的核電廠堆芯融化概率均能達到 “滿足要求的電廠”的水平，而且一些核電廠達到了“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》文件提出的先進輕水堆的堆芯融化概率設計要求為10/堆.年。模塊式高溫氣冷堆(MHTR)為革新型的堆型，其估計的堆芯熔化概率低于10/堆.年，遠小于先進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。鈾燃料被分成為許多小的燃料顆粒，每個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生的裂變產物充分地阻留在包覆顆粒內，實驗表明，在1600℃的高溫下加熱幾百小時，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　反應性瞬變的固有安全特性在整個溫度范圍內，高溫氣冷堆堆芯反應性溫度系數(shù)(燃料和慢化劑溫度系數(shù)之和)均為負，具有瞬發(fā)效應的燃料溫度系數(shù)也為負。因此，在任何正反應性引入事故情況下，堆芯均能依靠其固有反應性反饋補償能力，實現(xiàn)自動停堆。高溫氣冷堆正反應性引入事故主要有：

①控制棒誤抽出；

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

③一回路風機超速轉動，冷卻劑熱端平均溫度下降引入的正反應事故等。

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

1.2　余熱載出非能動安全特性模塊式高溫氣冷堆堆芯的熱工設計時考慮了在事故工況下堆芯的冷卻不需要專設的余熱冷卻系統(tǒng)，堆芯的衰變熱可籍助于導熱、對流和輻射等非能動機制傳到反應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。

當發(fā)生一回路冷卻劑流失的失壓事故時，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，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載出功能的實現(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，在所有運行和事故工況下，堆芯燃料元件的最高溫度限制在1600℃內。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)和金屬裂變產物幾乎完全被阻留在包覆燃料顆粒內。而且裂變材料被大量分散到許多小的燃料顆粒內，獨立形成屏障，具有很高的可靠性。

一回路的壓力邊界是防止放射性物質釋放的第二道屏障。一回路的壓力邊界由以下幾個壓力容器所組成：反應堆壓力容器，蒸汽發(fā)生器壓力容器，以及連接這兩個壓力容器的熱氣導管壓力容器。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發(fā)生燃料元件溫度超過1600℃而使裂變產物大量釋放的事故，而且在正常運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，即使一回路冷卻劑全部釋放到周圍環(huán)境中，對周圍環(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計中不設置安全殼，而采用“包容體”的設計概念?！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氣體控制等功能，系統(tǒng)大為簡化。

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現(xiàn)的。在10kPa壓差下的泄漏率小于10－2/天。在正常運行工況下，由排風系統(tǒng)保持一回路艙室的負壓，防止一回路艙室內放射性物質向反應堆建筑內擴散，排風經過濾后由煙囪排出；當發(fā)生一回路冷卻劑失壓嚴重事故，一回路艙室中的壓力超過10kPa時，自動打開事故排風管道的爆破膜，放射性物質不經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重，加之一回路艙室內壓力經短時間后立即下降到正常壓力，系統(tǒng)又恢復經過濾排出，這樣可以防止事故過程中大量放射性裂變物質直接向環(huán)境的釋放，避免了大量放射性釋放的風險性。

高溫氣冷堆核動力裝置發(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載出的特性，雖大大地增強了安全性，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)電功率是提高其經濟競爭力的主要發(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公司設計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動氦氣透平發(fā)電，反應堆壓力為7MPa，氦氣出口溫度為900℃，高溫氦氣首先驅動高壓氦氣透平，帶動同軸的壓縮機，再驅動低壓氦氣透平，帶動另一臺同軸的壓縮機，最后驅動主氦氣透平，輸出電力。經過整個循環(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堆一回路的入口壓力，需先經過回熱器和預熱器冷卻到27℃后，再經兩級壓縮機后升壓到7MPa，而后回到加熱器的另一側加熱到558℃，回到堆芯的入口，其流程見圖5所示。該循環(huán)方式發(fā)電效率可達到47%。

該循環(huán)系統(tǒng)的主要優(yōu)點為：系統(tǒng)簡單，全部電力系統(tǒng)都集成在同軸相連的三個壓力容器內，造價低；避免了堆芯進水事故的可能性；熱力循環(huán)效率高。

高溫氣冷堆核動力裝置熱循環(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，目前這項技術需要研究開發(fā)的項目較多，主要有：

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

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

③研制高效(98%)的板翅式回熱器技術等。

從技術可行性角度，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℃高溫氦氣先驅動一個氦氣壓縮機透平，帶動同軸的壓縮機，再驅動主發(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，加熱另一側的水，使之產生蒸汽。產生的蒸汽推動蒸汽透平發(fā)電機，向外輸出功率。氦氣經直流蒸氣發(fā)生器后由壓縮機加壓到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48%。

這個循環(huán)系統(tǒng)的主要優(yōu)點：不需要采用高效回熱器，避開了一個技術難點。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：反應堆出口的900℃高溫氦氣經過中間熱交換器(加熱二次側的氮氣)，冷卻到300℃，再經過氦風機回送到堆芯的入口。二次側的氮氣經中間熱交換器加熱到850℃，實現(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%。

由于采用氮氣作工質，可以采用成熟的氣體透平技術，在現(xiàn)有技術基礎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。

高溫氣冷堆核動力裝置優(yōu)點及主要因素

模塊式高溫氣冷堆由于采用非能動余熱載出方式，其單堆的輸出功率受到限制，最大熱功率只能達到200～260MW。其輸出電功率只能達到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公司設計的100MW發(fā)電容量的高溫氣冷堆的經濟分析結果表明，與大容量的壓水堆核電廠相比較，其發(fā)電成本有很好的競爭力，而且可以與當?shù)亓畠r的煤電成本相比較。主要的因素有以下幾點：

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

④安全性高：具有固有安全特性，在最嚴重事故情況下不會發(fā)生堆芯融化等傳統(tǒng)風險 。

《核動力裝置用泵》根據(jù)核動力裝置用泵的特點和種類，有選擇、有側重地編著了本書。在詳細介紹離心泵基本理論的基礎上，介紹了核動力裝置用的一回路主冷卻劑泵、二回路給水泵、凝結水泵和循環(huán)水泵，并簡要介紹了離心泵之外的其他類型泵的結構和工作原理。

《核動力裝置用泵》可作為高等院校核工程專業(yè)本科生的教材，也可供從事核動力工作的人員使用和參考。

高璞珍，自1992年起在哈爾濱工程大學工作，從事核動力裝置方面的教學和科研。1992年畢業(yè)于哈爾濱船舶工程學院工程熱物理專業(yè)，獲碩士學位。2000年獲輪機工程專業(yè)工學博士學位。2000年—2001年去法國Grenoble的INPG大學LEGI實驗室，進行微通道內流動與傳熱特性研究。2002年—2003年去香港理工大學進行火災安全工程合作研究。多年來主要參加核動力裝置熱工水力特性方面的理論研究和實驗研究。獲省部級科技進步三等獎4項，發(fā)表了50余篇論文，SCI索引6篇、EI索引19篇。取得專利1項。目前負責國防預研項目1項，973項目1項，作為技術負責人承擔國家自然科學基金項目2項，負責省級教改項目1項。"十五"期間負責完成了省和國家部委的多項研究項目。主持省級精品課程1門，指導碩士生25人（其中畢業(yè)14人），博士生5人，外國碩士留學生2人（其中畢業(yè)1人）。全省教育系統(tǒng)師德建設先進個人。負責國際原子能機構合作項目1項。主編教材《核動力裝置用泵》。