作者: 吳宗鑫(清華大學核能技術設計研究院)
【摘要】：模塊化高溫氣冷堆具有的固有安全特性、建造周期短和機組容量小等優勢正好符合電力系統非管制化(Deregulation)發展趨勢對于發電廠的要求，清華大學核能設計研究院正在建造一座10MW高溫氣冷實驗堆。本文著重分析了高溫氣冷堆的安全特性和提高發電效率的氦循環方式
1　引言

　　高溫氣冷堆新近的發展已引起廣泛的關注。除了中國和日本正在建造高溫氣冷實驗堆之外，南非、美國、俄羅斯、法國等國都在積極開展高溫氣冷堆的發展工作，一些發展中國家對高溫氣冷堆表示了極大的興趣。
　　高溫氣冷堆具有安全性好、發電效率高、小容量模塊化建造等特點，正好適應了全球正在興起的電力系統非管制化發展趨勢對發電廠的要求。
　　高溫氣冷堆用氦氣作冷卻劑，石墨作慢化材料，采用包覆顆粒燃料和全陶瓷的堆芯結構材料。圖1表示了清華大學核能技術設計研究院正在建造的10MW高溫氣冷實驗堆的總體結構。

2　高溫氣冷堆特點

2.1　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。圖2表示了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圖2中實線所表示“滿足要求的電廠”的水平，而且一些核電廠達到了“優異安全性電廠”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10－5/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10－7/堆.年，遠小于先進輕水堆堆芯熔化概

　　高溫氣冷堆采用優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：

2.1.1　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(燃料和慢化劑溫度系數之和)均為負，具有瞬發效應的燃料溫度系數也為負。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蒸汽發生器發生破管，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。
2.1.2　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，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，由空氣冷卻器將堆芯余熱散發到大氣(最終熱阱)中(見圖4)。

　　當發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排出，只能依靠上述的非能動余熱載出系統將堆芯衰變熱載出，這樣必然使堆芯中心區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基本上排除了發生堆芯熔化事故的可能性，具有非能動的安全特性。
2.1.3　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。這些壓力容器發生貫穿破裂的可能性可以排除。
　　由于在任何工況下不會發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，故在發生失壓事故時，即使一回路冷卻劑全部釋放到周圍環境中，對周圍環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。“包容體”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境的釋放，避免了大量放射性釋放的風險性。

2.2　發電效率可提高
　　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電功率是提高其經濟競爭力的主要發展方向。氦氣透平直接循環方式是高溫氣冷堆高效發電的主要發展方向。
　　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，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。該循環方式發電效率可達到47％。
　　該循環系統的主要優點為：系統簡單，全部電力系統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；熱力循環效率高。

3　熱循環方式

　　氦氣透平直接循環方式是高溫氣冷堆高效發電的發展方向。但是，目前這項技術需要研究開發的項目較多，主要有：
　　①研制高質量、低釋放率的燃料元件(以保證進入透平發電系統的放射性水平很低)；
　　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方式還有以下兩種方式：
3.1　直接聯合循環方式
　　循環流程如圖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電機，向外輸出功率。氦氣經直流蒸氣發生器后由壓縮機加壓到7.0MPa，183℃，回到堆芯入口。該系統的氦氣透平和蒸汽透平聯合循環發電效率可達48％。
　　這個循環系統的主要優點：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蒸汽聯合循環，增加了系統的投資成本，故不能排除堆芯進水事故的可能性。

3.2　間接聯合循環
　　圖7給出的間接聯合循環流程為：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℃，實現氣體透平和蒸汽透平的聯合循環。該循環的發電效率為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。
　　從上述循環流程的比較可以看出，氦氣熱力循環方式都可以得到很高的發電效率，根據技術的發展水平，可以選擇合適的循環流程。
　　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規模容量，相比壓水堆核電廠，其容量規模較小。但是，南非ESKOM公司設計的100MW發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，其發電成本有很好的競爭力，而且可以與當地廉價的煤電成本相比較。主要的因素有以下幾點：
　　①高的發電效率：其發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系統簡單：高溫氣冷堆具有的非能動安全特性使系統大為簡單，不必設置壓水堆核電廠中的堆芯應急冷卻系統和安全殼等工程安全設施，節省了建造投資。
　　清華大學核能技術設計研究院長期以來一直從事高溫氣冷堆技術的研究和發展工作，基本掌握了高溫氣冷堆設計和建造的關鍵技術。目前正在建造一座10MW的高溫氣冷實驗堆，計劃在2000年底前建成。并以此為基礎，推進高溫氣冷堆在我國的發展。

作者簡介：吳宗鑫，男，1937年生。1962年畢業于清華大學工程物理系反應堆專業，現為清華大學核能技術設計研究院研究員，院長。


參考文獻：

［1］Fox M.Technical Status of the Pebble Bed Modular Reactor (PBMR-SA) Conceptual Design IAEA-TECDOG 988,November 1996.
［2］J J.Liebenberg J J.Power Conversion Unit for the South African Direct Cycle HTGR,IAEA-TECDOG-988,November 1996.

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