高温气冷堆固有安全特性

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行业观察
NDUSTRY INSIGHTS
自然安全性、非能动
后备安全性等。

自然安全性是指化学及核特性实现安全功能，不固有安全性特指自然燃耗效应、高性能的较大的堆芯热容量、较慢化剂的核特性，压水堆等其他类型反应堆（燃料、慢）温度升高，核反应的速率降低
高温气冷堆的温度效应主要是慢化剂
燃料的负反应性温度效应共同作用比较有代表性的产物是氙积累和消耗会带来反应性补偿但是在一定程度上引入负的
以满足需求。

由于具有固有安全性，不需要辅助安全系统，高温气冷堆的系统大为简化，
投资可大幅降低。

高温气冷堆产业化推广情况
随着
20万千瓦高温气冷堆示范工程顺利进行和60万千瓦高温气冷堆项目稳步推进，高温气冷堆产业化推广取得了显著进展。

在国内，中国核建已在福建、广东、江西、浙江等省份开展了前期工作。

2015年4月，中国核建江西瑞金高温气冷堆项目初步可行性研究报告通过电力规划设计总院组织的评审。

此后，中国核建高温堆控股公司与瑞金市政府签订了厂址保护协议。

2016年4月，中国核建福建万安高温堆电站初步可行性研究报告通过电力规划设计总院组织的评审。

在海外，作为高温气冷堆技术产业化推广和高温气冷堆核电“走出去”的责任主体，中国核建在多个国家和地区积极推广高温气冷堆技术。

继与阿联酋迪拜、南非等国家和地区签署了项目合作协议（MOU ）后，2016年1月，中国核建、沙特核能与可再生能源城签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》。

2016年8月，中国核建与印尼原子能机构签署了《中国核建集团与印尼原子能机构关于印尼高温气冷堆发展计划的联合项目协议》，为高温气冷堆“走出去”再添浓重一笔。

（作者单位：中国核建高温堆控股公司、清华大学）
第一座球床模块式高温气冷实验堆
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反应性，使反应堆趋于安全。

（三）燃耗效应
随着裂变反应的进行，核燃料中的铀-235会逐渐减少，从而使核反应的速率下降。

这种现象也具有负的反应性效应。

燃料裂变越完全、越彻底，燃耗深度就越大。

高温气冷堆采用不停堆连续换料的燃料循环方式，燃耗深度高于其他反应堆，燃耗效应显著。

（四）高性能的燃料元件
高温气冷堆的燃料是一种被称为全陶瓷包覆颗粒的球型燃料元件。

直径约0.5mm 的二氧化铀颗粒被疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层、外致密热解炭层由内到外包裹成直径0.92mm 的包覆颗粒，12000个包覆颗粒又被均匀弥散压制在直径60mm 的球形石墨中。

在对燃料元件进行的辐照实验结果证明：在不超过1620℃的所有情况下，包覆燃料颗粒不会发生破损，包覆层几乎能阻挡所有放射性裂变产物的释放。

因为高温气冷堆在物理热工设计时已经考虑了在任何情况下燃料的温度都不会超过1620℃，从而保证了不会发生堆芯熔化和放射性大量释放的严重后果。

（五）较低的堆功率密度
高温气冷堆的单堆功率参数（功率密度、堆功率）不是由用户提出来的，也不是根据发电机组功率确定的，而是根据“反应堆物理和热工设计必须满足任何情况下燃料温度都不超过其温度限值”这一原则来确定的。

首先，设计者根据高温气冷堆的堆芯结构特点和中子慢化机理，将堆芯最小直径确定为3m 。

然后，按照“高温气冷堆停堆后，剩余发热全部通过自然传热的方式导出堆芯”这一严苛的限定条件计算出，对于堆芯直径3m 的高温气冷堆，能够自然导出的最大热功率约为35kW/m 3。

最后，根据高温气冷堆的余热约占满功率的1%，将高温气冷堆的功率密度确定为3.5MW/m 3。

这种设计保证了高温气冷堆在任何情况下都不会发生堆芯熔化。

（六）较大的堆芯热容量
高温气冷堆燃料的基体材料、堆内构件材料均为石墨，石墨具有较大的比热容。

单个高温气冷堆内石墨的总
重量可达500多吨，所以高温气冷堆有较大的堆芯热容量。

即使燃料产生大量的热，良好的热力学特性可以保证堆芯的温度不会剧烈变化。

（七）较小的单堆功率
设计者在确定了堆芯的直径和功率密度之后，再根据高温气冷堆的物理和热工特性设计堆芯的高度。

堆芯高度需要考虑反应性的控制和主氦风机的功率因素。

经过计算，将高温气冷堆的堆芯高度确定为11m 。

最后，根据堆功率密度和堆芯体积计算出高温气冷堆的设计热功率为250兆瓦，这一功率限值也保证了任何情况下堆芯温度不会超过燃料温度限值。

（八）独特的堆芯尺寸
常见的反应堆的堆芯高度与堆芯直径的比值一般为1∶1，或略大于1∶1。

从高温气冷堆的堆芯尺寸可以看出其高径比达到了11∶3，这说明高温气冷堆的堆芯外形上类似于细高的棒状结构，这使得在堆芯的径向上有较大的温度梯度（温度变化与距离的比值），对堆内热量向堆外导出是非常有利的。

高温气冷堆的其他安全设计
高温气冷堆在利用自然安全特性的基础上，又设计了两套停堆系统和非能动余热排出系统，进一步增加了安全性。

主要体现为：
（1）两套独立的、不同运行原理的停堆系统，任何一套系统都能保证安全停堆。

（2）事故紧急停堆工况下，剩余发热仅依靠热传导和热辐射就能导出到反应堆压力容器表面，最后通过热辐射、对流传给余热排出系统，通过自然对流把余热排至外界环境。

此外，为了预防二回路的水通过蒸汽发生器换热管进入堆芯这一小概率事件，高温气冷堆的反应堆压力容器与蒸汽发生器采用了“肩并肩”布置，并使堆芯的位置高于蒸汽发生器换热管，并且还设置了一回路水含量监测和蒸汽发生器事故排放系统，可以保证在发生事故时将蒸汽发生器内全部的水排入专门的贮罐，而不会进入堆芯。

（作者单位：中国核建高温堆控股公司、清华大学
）。