放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性
世界首座模块式球床高温气冷堆
世界首座模块式球床高温气冷堆作者：游战洪来源：《科学》2016年第01期西方国家早在1960年代就提出了高温气冷堆的设计概念，并开展了相关研发。
至1979年，高温气冷堆已经历了试验电站、原型电站阶段，先进的球床式模块堆设计概念也已提出。
虽然1980年代，在接连遭遇美国三英里岛核事故和苏联切尔诺贝利核事故后，国际上核能研发进入低谷，高温气冷堆也陷入停滞状态，但中国加快高温气冷堆技术的研发和创新，于2000年成功建成世界首座10兆瓦模块式球床高温气冷实验堆，其核安全技术处于世界领先水平。
高温气冷堆是一种先进的反应堆，采用耐高温的全陶瓷型燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，以耐高温的石墨材料作为慢化剂和堆芯结构材料。
高温气冷堆是良好的高温热源，堆芯温度限值达1600℃，出口温度达950℃。
压水堆核电站一回路压力壳冷却剂出口温度约为325℃，进口温度约为290℃；二回路蒸汽温度约为275-290℃，发电效率约为33%-34%。
高温气冷堆的发电效率高于压水堆。
当采用蒸汽循环方式时，由氦冷却剂载出的核能经过蒸汽发生器加热二次侧的水，产生的530℃的蒸汽可推动蒸汽轮机发电，发电效率可达到38%-40%。
如果由高温气冷堆输出的氦气直接推动氦气透平发电，其发电效率可达45%-47%。
除高效发电外，高温气冷堆可用来进行煤的气化和液化、稠油热采、炼钢、化工合成等，还可用于制氢。
高温气冷堆的发展1962年，英国与欧洲经济共同体合作，开始建造世界上第一座高温气冷堆——热功率为20兆瓦的龙堆（Dragon），1964年建成并实现首次临界，1966年达到满功率运行。
在1986年以前，高温气冷堆的发展大致可分为三个阶段：高温气冷堆试验电站阶段、高温气冷堆原型电站阶段、模块式高温气冷堆阶段。
第一阶段以美国的桃花谷堆（发电功率40兆瓦）和联邦德国的AVR球床高温堆（发电功率15兆瓦）为代表。
两堆均于1966年建成，1967年开始功率运行。
高温气冷堆——精选推荐
高温气冷堆用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。
高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。
堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。
核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。
根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。
、简介【英文名】：high temperature gas cooled reactor高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。
由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。
实际应用10兆瓦高温气冷实验堆：在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。
这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。
2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006——2020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。
第四代先进核能系统近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。
效果值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4．7米，高12．6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。
蒸汽发生器直径2．9米，高11．7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。
这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。
10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析
10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【摘要】为了分析高温气冷堆氦气透平循环中的气体泄漏对循环特性和循环部件的影响,通过理论推导建立了考虑泄漏情况的闭式布雷登循环的数学模型,并对不同泄漏模型进行了分析比较.分析表明,闭式布雷登循环的泄漏主要发生在高压压气机出口到透平入口处.而且,泄漏的发生改变了循环系统的质量流量和系统压力分布,使循环效率降低.以10MW高温气冷堆闭式氦气透平循环发电系统(HTR_10GT)为例,充装量调节时,实际泄漏模型下的泄漏量高于定泄漏系数模型,因此循环效率稍低于定泄漏系数模型.与不考虑泄漏时相比较,循环效率有2％左右幅度的降低;循环的总压比下降1％左右;而且压气机的压比和透平的膨胀比分别有0.5％和1％幅度的降低.【期刊名称】《高技术通讯》【年(卷),期】2015(025)004【总页数】6页(P411-416)【关键词】高温气冷堆;氦气透平循环;泄漏;循环效率【作者】蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084【正文语种】中文高温气冷堆以氦气为冷却工质，石墨为慢化剂，具有固有安全性的优势，而且耐高温的全陶瓷型堆芯结构使反应堆堆芯出口温度可以高达950℃[1]。
与布雷登循环的联合使得高温氦气得到充分利用。
目前，国内外已对高温气冷堆氦气透平联合循环做了一些理论研究。
清华大学核能与新能源技术研究院(INET)研发的10MW模块式球床高温气冷堆(HTR-10)于2000年12月达到临界[2]，2003年1月满功率运行，验证了模块式球床高温气冷堆的固有安全性。
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
高温气冷堆的发展与前景
I行业观察NDUSTRY INSIGHTS第四代核能系统国际论坛（GIF）成立于2001年7月，现有包括中国在内的13个成员，其宗旨是研究和发展第四代先进核能系统。
根据安全性、经济性、防核扩散和可持续发展等目标，GIF选定了超临界水冷堆（SCWR）、钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）、气冷快堆（GFR）、超高温气冷堆（V/HTR）、熔盐堆（MSR）等六种堆型作为第四代核能系统的重点发展方向。
其中，高温/超高温气冷堆（V/HTR）被认为是有望率先实现商业应用的堆型之一。
在我国几代科研人员的不懈努力下，历经基础研究、实验堆建设运行、示范工程建设，清华大学、中国核建集团公司等国内多家单位组成的合作团队已经全面掌握了高温气冷堆关键技术。
高温气冷堆的发展概况高温气冷堆的发展分为若干阶段。
早期的气冷堆采用石墨为慢化剂，二氧化碳气体为冷却剂，金属天然铀作为燃料，燃料包壳材料为镁合金。
堆芯出口温度约400℃，热效率为30%。
这种气冷堆也称为镁诺克斯堆（Magnox）。
从20世纪50年代到70年代初，英、法等国建造了36座气冷堆核电站。
这种堆型的优点是采用天然铀作为燃料，为早期核电发展和军用钚生产提供了基础。
为解决Magnox堆出口温度受材料限制的问题，改进型气冷堆（AGR）的概念于20世纪60年代被提出来。
AGR采用低富集度的二氧化铀代替天然铀燃料，用不锈钢代替镁合金包壳材料。
由于二氧化碳冷却剂与不锈钢包壳的化学相容性限制，堆芯出口温度仍不能超过690℃。
英国于1963年建成温茨凯尔（Windscale）原型堆，在此基础上又建造了7座核电站（14个AGR堆）。
AGR堆可产生高参数过热蒸汽，并可以配置标准的汽轮发电机组，从而使热效率提高到近40%。
高温气冷堆是由AGR堆进一步发展而来。
它采用化学惰性和热工性能好的氦气作为冷却剂，全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，耐高温石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，出口温度可达到750℃甚至更高，热效率可达到40%以上。
高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证
第51卷第12期2017年12月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol. 51,N o. 12Dec.2017高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证李健，佘顶％石磊(清华大学核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京100084)摘要：堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。
为进一步提高高 温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力，自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序N U IT，计算了 H T R-10和H TR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性，并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。
计算结果表明，N U IT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算，并具有较好的计算精度和效率。
关键词：高温气冷堆；堆芯放射性总量计算；程序研发中图分类号：TL329 文献标志码：A文章编号：1000-6931(2017)12-2283-05doi：10. 7538/yzk. 2017. 51. 12. 2283Development and Validationof Radioactive Nuclide Inventory Calculation Code for HTGRLI Jian,S H E Ding* ,S H I Lei{Institute o f Nuclear and N ew Energy Technology , Collaborative Innovation Centero f Advanced Nuclear Energy Technology , K ey Laboratory o f Advanced Reactor Engineering and S afety o f Ministry o f Education ?Tsinghua University ?Beijing100084 , China) Abstract：Radioactive nuclide inventory calculation i s the basis of radiation protection, shielding design and environmental impact assessment of the nuclear power plant.In order to improve the capability of H T G R radioactivity analysis,the N U I T nuclide inventory code was developed.Radioactivity calculation was conducted for fuel elements of H T R-10 and H T R-P M in specific burnup,and the results were compared with the reference results given by K O R I G E N.The result demonstrates that the N U I T code can be utilized for H T G R?s nuclide inventory calculation with good precision and efficiency. Key words：H T G R；reactor core radioactive nuclide inventory calculation；code development球床式高温气冷堆（H T G R)采用耐高温的 陶瓷型包覆燃料颗粒组成的球形燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂、石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具有温度高、固有安全性好、系统简化等特点，在高效率发电 和工艺热应用等方面应用前景广阔，具有第四 代先进核能系统的安全特征[1]。
高温气冷堆的特点及发展概况
’,
东方电气评论
第 !) 卷
高温氦气进入气轮机，在气轮机内做功后，经压缩 机形成循环，蒸发器二次侧产生的蒸汽进入蒸汽轮 机发电。 ,/ ,/ , 提供高温工艺热 高温气冷堆能提供 %&& 1 %’&0 的高温工艺热和 ’*&0 以下各种参数的工艺蒸汽，能进入各种热能市 场。如： " ! # 远距离供热； " , # 海水淡化 " 清华大学目前正在做这方面的研 究工作 # ； " + # 有机化学和石油工程，如稠油的开采、制氢 等； " * # 煤的气化和液化，这样可以利用核能生产清 洁的、易于运输的、热值高的气体和液体燃料，是 煤炭资源合理运用的一条重要新途径，这项技术在 未来世界油气资源趋向枯竭时将成为世界能源供应 的重要支柱之一，是能源领域中一项极有发展前途 并且具有长远战略意义的清洁燃料技术。 !" #
的，避免了施工现场的大量焊接和检验工作，建造 周期仅为 , 1 + 年；还可以连续装卸燃料，发电效率 从压水堆的 +’. 左右提高到了 *’. 左右，是普通核 电站的 !/ ’ 倍。大亚湾核电站 ! &&&3 发电能力造价 在 ! -&& 美元左右，而高温气冷堆同样的发电能力 造价只要 ! &&& 1 ! +&& 美元，可以和常规的热电站 相媲美。 这里以南非国家电力公司对计划建造的球床高 温堆—— — 直接循环氦气轮机发电站 " 4567 # 做的经济 分析为例，每 ! &&&3 发电能力的基础价约为 ! &&& 美元，每度电的成本价格为 !/ ’’+ 美分，具体分析 见表 !。
放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性
编订：__________________审核：__________________单位：__________________放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.Word格式 / 完整 / 可编辑文件编号：KG-AO-3187-44 放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方式、方法、进度等进行具体的部署，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。
下载后就可自由编辑。
20xx年4月1日，互联网上登出了一篇题为《再探球床式反应堆（PBR）安全性》的文章。
作者摩曼（Rainer Moormann）先生长期在德国于利希研究中心工作，是一位具有丰富球床高温气冷堆研发经验的专家。
该文语出惊人，开篇第一句话就概括说：“PBR的安全性能并不象人们较早时想象的那样美好”。
于利希研究中心20xx年6月发表的一项新的关于20多年前关闭的德国球床堆AVR运行经验的研究指出，未来的PBR要增加安全措施，还需要投入相当大的研发努力。
该文的观点在核电界内不胫而走，引起广泛的重视。
有消息灵通人士透露，摩曼先生是个高温气冷堆的坚决反对派。
笔者不知就里，不予置评，但坚信，赞成或反对的观点都只能建立在科学依据上。
因此，本文想就其中涉及到而又普遍关注的PBR的共性安全问题从技术上进行探讨。
1 高温气冷堆发展概况从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。
1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。
第四代核能系统 高温气冷堆技术(2)
发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气 冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核 能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经 验，通过自主研究与开发，力争2013年前后 建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权 的高温气冷堆核电站示范工程。
24
发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果： (1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站； (2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及 相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台； (7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前 沿技术提供基础。
（1）不失时机在国际上抢占模块式高温气冷堆领域 竞争的制高点，掌握拥有自主知识产权的核心技术， 建立自主品牌，提高我国先进核能技术在国际上的竞 争力 （2）发展先进核能技术，为国家能源的可持续发展 做贡献 （3）以企业为创新主体，产学研结合，探索高科技 成果产业化的新途径和新机制
22
战略意义和必要性
19
重要安全实验：功率和风机转速的变化过程
3500 3000 2500 2000 1500 1000
500 0 15:20
15:50
功率(kw) 风机转速（rpm)
16:20 16:50 17:20
17:50
18:20
20
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0
高温气冷堆球床等效导热系数实验研究进展
中图法分类号
Ｔ Ｌ ３ ７ ５ ． １ ；
文献标志码
Ａ
能源电力是关乎 国计 民生 的支柱产业 ， 也是社
会 经 济发 展 的 动 力 源 泉 。核 能 作 为 目前 最 现 实 的
主要 有 中 国 的 Ｈ Ｔ Ｒ － １ ０和 Ｈ Ｔ Ｒ — Ｐ Ｍ、 日本 的 Ｈ Ｔ Ｉ ＇ Ｒ、 南非 的 Ｐ Ｂ ＷＲ和 俄 罗 斯 与美 国联 合 开 发 Ｇ Ｔ ． ＭＨ Ｒ 等＿ １ 卜 Ｊ 。其 中 ， 中国和南 非 的技术 路线 延续发 展 了 德 国 的球 床式 高温 气 冷 堆 方 案 ， 采 用 的是 球 形 燃 料 元件 。 。而 日本 和 美 俄 的技 术 方 案 采 用 的是 美 国的棱柱 式高 温气 冷 堆 方 案 ， 采 用 的是 棱 柱 状燃 料
的燃耗 。冷 氦 气 自上 而 下 流 过 随机 堆 放 的 球
１ 球床式高温气冷堆
高温气 冷 堆 从 概 念 的 提 出 至 今 已 经 历 了半 个
床堆 芯 ， 带走 堆 芯 发 热 ， 并 通 过 热 气 导 管 进 入 蒸 汽
发生 器 ， 由二 回路循 环 完成发 电 。
多世纪的发展 ， 并形成 了较为成熟 的技术路线。截
⑥
２ ０ １ ３ Ｓ ｃ ｉ ． Ｔ ｅ ｃ ｈ ． Ｅ ｎ ｇ ｒ ｇ ．
原 子 能 技 术
高温气冷堆球床等效导热 系数实验研究进展
任 成 杨星 团 李聪新 孙艳 飞
（ 清华大学 核能与新能源技术研究 院 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ４ ）
摘
要
堆芯球床 等效 导热系数是直接影响高温气冷堆燃 料最 高温度和 堆芯 温度分布 的关键 参数 ； 在余 热导 出过程 中起 主
高温气冷堆(HTR)的发展前景应予以关注
摘要： 自美 国三 哩 岛和前 苏联切 尔诺 贝利核 事 故后 ， 实现 反应 堆 的 固有 安全 成 了核 电站设 计 的 关键 问题 。 高温 气冷堆是 一种 具有 固有安 全性 、 用于 高效发 电和 高温供 热 的先进 反 应堆 ， 当今世 界 第 四代核 能 系统 的 可 是 首 选堆 型之一 。 国在 该领 域 的技 术 开发 已经取 得 了突破 性进展 并 已进入 工 业应 用 实施 阶段 ， 我 其安 全性 和经 济
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（ 建 省核 学会 福
福 建福 州 ３ ０ ０ ） ５ ０ １
型。 现将 高 温气冷 堆 的主要技 术特征 、 国外高温 气 冷
堆技术 开发 的兴衰 史及 国 内该 项 目开 发进 展现 状介
绍如下 。
和金 属 的放射性 裂 变产物 阻 留在燃 料颗 粒 内。在 安全
防 护 上采 取 多屏 障 设 计 ．阻 止 放 射性 物 质 向环 境 释
１ 概 述
高 温气 冷 实 验 堆进 行 的 固有 安 全 性 实 验 中得 到 了验
证
射层 组成 。燃料 直径 约 ６ ｍ 铀 氧化 物颗粒 外涂 敷 ０ ｍ，
高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。
但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。
核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。
其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。
目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。
项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。
传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。
自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。
高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本并且拥有很高的效率。
高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。
高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。
1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。
通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。
一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。
在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。
高温气冷堆技术概述
哈尔滨工程大学核科学与技术学院实习专题报告摘要近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。
本文就高温气冷堆发展现状，回顾了其发展历程，介绍了高温气冷堆堆体结构和循环方案，阐述了其安全和经济性能，并针对发展过程中存在的主要技术问题进行分析。
最后，介绍了高温堆在核能制氢和海水淡化方面的应用。
本文因篇幅有限，未能对上述问题展开详细分析，且未讲述高温堆的设计方法、燃料系统等，但也是先关人员了解高温堆有用的材料。
关键词：高温气冷堆；HTR-10；结构；性能；技术问题1哈尔滨工程大学核科学与技术学院实习专题报告目录一、高温气冷堆概述 (1)1. 高温气冷堆的概念及类型 (1)2.高温气冷堆的发展历史 (1)3. 我国高温气冷堆的发展 (2)二、HTR-10堆体结构及特点 (3)1. HTR-10的主要参数及其结构 (3)2. HTR-10堆体结构及主要部件 (4)3. HTR-10堆结构设计特点 (8)三、高温气冷堆透平循环技术 (9)1. 直接循环 (9)2.间接循环 (9)3. 热力循环效率简单分析 (10)四、高温气冷堆的性能 (11)1. 安全性 (11)2.经济性 (15)五、高温气冷堆存在的技术问题 (17)1. 石墨粉尘 (17)2. 石墨氧化 (17)3. 氦气轮机 (19)六、高温工艺热的应用 (20)1. 海水淡化 (20)2. 核能制氢 (21)七、结语 (22)参考文献 (23)2哈尔滨工程大学核科学与技术学院实习专题报告一、高温气冷堆概述1、高温气冷堆的概念及类型高温气冷堆（high temperature gas-cooled reactor，HTGR）用化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，石墨作为反射层、慢化剂和堆芯结构材料，采用包覆燃料颗粒弥散在机体中的全陶瓷型燃料元件，使堆芯氦气出口温度850—1000℃，甚至更高。
我国高温气冷堆发展战略研究
一、前言高温气冷堆技术采用氮气冷却剂，石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。
反应堆出口温度可以达到700-1000o Co最新一代的高温气冷堆称为〃模块式高温气冷堆〃，它是1979年三哩岛核事故后世界核能界为革命性地改进核能安全而提出的新概念。
这种反应堆的核心思想是采用热功率200-600MWt之间的比较小的反应堆模块，利用包覆颗粒燃料元件所能达到的优异耐高温性能，在不需要任何应急冷却的情况下，反应堆都能够自然散热，从而消除堆芯熔化的可能性。
安全性是模块式高温气冷堆的重要特点之一。
模块式高温气冷堆的另一重要特点是高温。
它的一个重要用途是高效率发电以及热电联产。
在反应堆出口温度达到700~750°C的条件下，可以结合在反应堆二回路的蒸汽循环，实现亚临界、超临界以及超超临界发电，效率达到40%-48%o可以通过汽轮机抽汽，实现热电联产，用于100~400°C不同参数的工业和民用供热市场。
在反应堆结构和材料基本不变的情况下，进一步提高高温气冷堆的出口温度,使其达到800~1000°C,可以用于更高温度的核能热利用。
其中，具有吸引力的是热分解水制氢，大幅度拓宽核能的应用范围。
氢作为一种重要的工业原料，除了合成氨、合成甲醇、石油精炼等传统用途外，氢气在氢冶金、煤液化以及气化等领域都得到了大规模应用。
氢还是未来理想的二次能源或能源载体，例如，氢可以通过燃料电池技术的使用推动交通能源的升级。
高温气冷堆被认为是最适合用于制氢的核能技术。
二、高温气冷堆技术简述用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。
它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。
模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。
球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。
放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性
放射性石墨粉尘——球床高温气冷堆的固有不安全性2009年4月1日，互联网上登出了一篇题为《再探球床式反应堆（PBR）安全性》的文章。
作者摩曼（Rainer Moormann）先生长期在德国于利希研究中心工作，是一位具有丰富球床高温气冷堆研发经验的专家。
该文语出惊人，开篇第一句话就概括说：“PBR它的安全性能没有人们想象的那么好”。
于利希研究中心2008年6月发表的一项新的关于20多年前关闭的德国球床堆AVR运行经验的研究指出，未来的PBR要增加安全措施，还需要投入相当大的研发努力。
该文的观点在核电界内不胫而走，引起广泛的重视。
有消息灵通人士透露，摩曼先生是个高温气冷堆的坚决反对派。
笔者不知就里，不予置评，但坚信，赞成或反对的观点都只能建立在科学依据上。
因此，本文想就其中涉及到而又普遍关注的PBR的共性安全问题从技术上进行探讨。
1 高温气冷堆的发展从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。
1964年，英国和欧洲共同体建造的世界上第一座高温气体冷却烟囱（Dragon，20MWth）堆建成临界。
其后，德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。
美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort. St. Vrain）核电原型堆。
它们大多采用钍-铀燃料。
日本于1991年开始建造热功率为 30MWth高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。
上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。
介绍了两种具有潜在市场应用前景的模块化高温气冷堆设计：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。
前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。
HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究
第44卷第2期(总第260期)辐射防护通讯2024年4月•研究通报•HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究雷伟俊1,史进1,丁明2,黄淑龙3(1.华能核能技术研究院有限公司,上海200126;2.中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;3.中国辐射防护研究院,太原030006)摘㊀要:针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率㊂结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度㊂关键词:高温气冷堆;乏燃料贮存系统;辐射防护;蒙特卡罗中图分类号:TL75文献标识码:A文章编号:1004-6356(2024)02-0008-07㊀㊀高温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件,以氦气作冷却剂,石墨为慢化剂,具有固有安全性高㊁可提供高品质热源和高参数蒸汽㊁可小型模块化设计和建造㊁发电效率高㊁对环境友好等特性,是国际上公认具有第四代核电特征的先进堆型之一[1]㊂2006年2月,国务院正式发布‘国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006 2020年)“,将 大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程 列为国家重大专项,2021年9月,我国自主建设的球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)实现首次临界,进入带核运行状态; 2023年12月,HTR-PM实现商运投产㊂HTR-PM高温气冷堆核电站示范工程反应堆堆芯由流动的球形燃料元件组成,由于其有利的几何形状,可实现不停堆在线换料㊂乏燃料贮存系统是执行不停堆换料功能的重要设施,通过输球管道和专用设备接收从燃料装卸系统卸出的乏燃料球并将其贮存在乏燃料贮罐㊂乏燃料贮存系统包括乏燃料装料装置㊁地车等专用设备,这些设备在长时间使用下存在功能失效㊁无法正常操作等问题,需要进行检修作业㊂然而,燃料元件表面包覆的石墨层在不停堆换料过程中,由于球与球之间以及球与堆内结构部件㊁管道壁面之间的碰撞和摩擦,不可避免地产生一定量的碎片及石墨粉尘[2-4]㊂这些放射性石墨粉尘在提升气流的夹带下进入乏燃料贮存系统,导致乏燃料贮存系统存在较高的放射性水平;此外,进入乏燃料贮存系统的乏燃料球如果不能及时转移至竖井贮存,也会对检修人员造成极大的辐照风险㊂为保证作业人员安全,需开展极端工况下工作人员检修位置处的剂量率评估,并据此制定辐射防护措施㊂1㊀评估计算模型㊀㊀工作人员检修位置处的剂量率评估计算采用 8㊀基金项目:华能集团总部科技项目 HNKJ22-H01高温气冷堆燃料装卸系统运维技术研究 资助㊂收稿日期:2023-12-20作者简介:雷伟俊(1986 ),男,2011年毕业于西安交通大学核工程与核技术专业,高级工程师㊂E-mail:wj_lei@hntc.MCNP程序,建立了乏燃料贮罐㊁乏燃料操作间㊁乏燃料装料间㊁乏燃料检修设备间及各屏蔽层模型,如图1所示㊂具体结构包括:乏燃料贮罐㊁屏蔽罩㊁含硼聚乙烯板㊁混凝土楼板㊁墙壁等㊂图1㊀评估计算几何模型㊀㊀乏燃料装料间混凝土楼板上开有孔洞以便布置乏燃料装料装置导向管组件,在乏燃料装料装置故障状态下,人员需进入21.4m层平台或28m层平台进行检修作业,必要时还需要对局部热点进行去污操作㊂因此,需要对极端情况下(乏燃料贮罐位于21.4m层平台孔洞正下方且无法移走)人员检修作业位置处的辐射剂量率进行评估计算,计算点位主要布置于21.4m平台孔洞及28m平台检修口附近,10组共计30个计算点位㊂以21.4m混凝土平台开孔上表面中心点处为原点(0,0,0),建立坐标系,各计算点位坐标列于表1㊂2㊀源项及材料设置㊀㊀乏燃料元件从堆芯卸出后,从燃料装卸系统输送到乏燃料厂房内的乏燃料装料间,然后装入乏燃料贮罐,在贮罐装满后,由地车屏蔽罩将贮罐吊装到竖井内贮存㊂乏燃料贮罐㊁装料间及设备间三维模型如图2所示,计算过程中简化了房间内的其余非源项设备㊂乏燃料装料装置处理的是使用后的球状乏燃料,放射性核素主要是铀裂变后形成的裂变产物㊂γ射线注量率与剂量率之间的转换因子取自ANSI/ANS-6.1.1 1977(N666)[5],转换因子列于表2㊂贮罐装满状态下乏燃料球数量为40000个,刚装满的乏燃料球贮罐活度最大,剂量评估依据保守原则计算采用刚装满的乏燃料球贮罐活度,具体列于表3㊂设计中采用碳钢㊁不锈钢㊁混凝土㊁含硼聚乙烯板等作为屏蔽材料,计算中各材料密度列于表4㊂基于上述几何模型及参数设置,使用MCNP程序,计算了乏燃料贮罐满载状态下在出料管正下方时,各剂量点所受的辐照剂量率㊂3㊀结果及分析㊀㊀图3和图4给出了10组点位的γ剂量率的分布情况㊂可以看出,混凝土楼板孔洞正上方的γ剂量率水平较高,在乏燃料装料间平台正上方60cm处剂量率可达到429mSv/h㊂在水平方位上,随着与孔洞距离的增加,γ剂量率迅速降低,距离孔洞中心30cm处的γ剂量率最高(9mSv/h)㊂检修设备间内γ剂量率受高度(z轴)方向的距离影响相对较低,但因检修口正上方无屏蔽,孔洞边缘(距孔洞中心20cm)60cm高度处的剂量率仍可达到接近80mSv/h,而在水平方位上距离孔洞中心30~70cm处因28m层混凝土平台的屏蔽,最高γ剂量率降低至0.82mSv/h㊂9HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表1㊀计算点位坐标装料间第一组第二组第三组第四组第五组序号123坐标(cm)(0,0,60)(0,0,90)(0,0,120)序号123坐标(cm)(-20,0,60)(-20,0,90)(-20,0,120)序号123坐标(cm)(-30,0,60)(-30,0,90)(-30,0,120)序号123坐标(cm)(-50,0,60)(-50,0,90)(-50,0,120)序号123坐标(cm)(-70,0,60)(-70,0,90)(-70,0,120)检修设备间第六组第七组第八组第九组第十组序号123坐标(cm)(0,0,720)(0,0,750)(0,0,780)序号123坐标(cm)(-25,0,720)(-25,0,750)(-25,0,780)序号123坐标(cm)(-30,0,720)(-30,0,750)(-30,0,780)序号123坐标(cm)(-50,0,720)(-50,0,750)(-50,0,780)序号123坐标(cm)(-70,0,720)(-70,0,750)(-70,0,780)图2㊀评估计算三维模型㊀㊀根据‘高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则“[6],HTR-PM辐射分区的剂量率限制要求列于表5㊂考虑2倍安全系数,经计算,乏燃料装料间平台混凝土楼板水平方向距孔洞50cm内,处于特许工作区(红区)范围内,剂量率水平较高,人员应尽量避免在该区域内工作㊂检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm外(距离孔洞中心30cm)的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂在乏燃料装料间内设备出现故障,人员进入房间检修的情况下,为保障检修人员的安全㊁降低受照剂量,需要针对混凝土平台孔洞设置临时屏蔽体,将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂屏蔽材料采用袋装铅砂,直接覆盖在孔洞上方,评估计算屏蔽厚度对周围剂量率的影响情况㊂依据剂量率评估计算结果,孔洞正上方的剂量率水平较高,计算点位从屏蔽体上表面开始,向上间隔10cm,取1组共10个点位,如图5所示㊂假设铅砂颗粒等径,等径颗粒群随机填充的平均孔隙率为0.359~0.44,计算取0.4,即袋装铅沙密度为实体铅砖密度的0.6倍㊂模拟计算时将袋装铅砂简化为立方体,计算了屏蔽层厚度分别为14cm㊁16cm㊁18cm时各点位的剂量率,计算结果如图6所示㊂01辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表2㊀剂量率转换因子[5]表3㊀装满状态下的乏燃料贮罐活度续表3表4㊀各材料密度管道屏蔽屏蔽罐楼板㊁墙壁中子屏蔽源项空气材料Q235B 304L混凝土含硼聚乙烯板石墨空气密度(g /cm 3)7.87.922.31.021.750.001205图3㊀21.4m 平台各点位的γ剂量率的分布图4㊀28m 平台各点位的γ剂量率的分布表5㊀辐射分区的剂量限制要求序号分区场所剂量率(mSv /h)说明Ⅰ监督区(白区)D ㊃ɤ0.0025每周工作40小时Ⅱ常规工作区(绿区)0.0025<D ㊃ɤ0.0075每周工作不超过40小时Ⅲ间断工作区(黄区)0.0075<D ㊃ɤ0.03通常工作时间不超过每周10小时,并依此确定剂量率上限Ⅳ限定工作区(橙区)0.03<D ㊃ɤ3工作时间由负责辐射防护的工作人员决定Ⅴ特许工作区(红区)D ㊃>3临时特准21 辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期图5㊀临时屏蔽体评估计算点位图6㊀剂量率随屏蔽层厚度变化模拟计算结果㊀㊀可以看出,随着屏蔽厚度的增加各点位的剂量率迅速降低㊂考虑2倍安全系数,在屏蔽厚度为16cm 时,屏蔽体表面及孔洞正上方所有点位的γ剂量率都降低至3mSv /h 以下,从特许工作区(红区)转为限定工作区(橙区),人员可在充分防护的状态下进入该区域进行短时间作业㊂4㊀结论及辐射防护建议㊀㊀针对高温气冷堆乏燃料贮存系统检修过程中需要人工操作的位置,采用蒙特卡罗方法,利用MCNP 程序,评估计算了位于乏燃料装料间21.4m 层平台和检修设备间28m 层平台上的10组共30个点位的γ辐照剂量率㊂研究结论如下:(1)由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间和检修设备间内混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,应严格禁止人员进入此区域㊂各点位处,辐照剂量率随着与孔洞距离的增加而降低㊂(2)乏燃料贮罐在出料管正下方状态下,考虑2倍安全系数,乏燃料装料间内水平方位距孔洞中心50cm 内点位剂量率几乎都大于3mSv /h,处于特许工作区(红区)范围内,人员应尽量避免在该区域内工作;检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm 外的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂(3)在临时屏蔽体厚度不小于16cm 时,可将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂针对维修过程中的辐射防护措施,建议如下:(1)开展实体模拟培训,缩短作业时间㊂通过培训,提高工作人员对于操作步骤和工器具的熟悉程度,缩短维修作业所需时间㊂(2)建议人员操作时,在剂量率较高的混凝土平台孔洞周围设置临时屏蔽体,以降低作业区域剂量㊂(3)对待检修设备进行测量,确定设备本身污染水平,对设备表面局部热点进行去污,以降低作业人员受照强度㊂(4)维修过程中,乏燃料贮罐为开口状态,混凝土平台与平台内的屏蔽体以及屏蔽体与输球管道之间存在缝隙,放射性粉尘及气溶胶存在外溢的可能性,操作人员按照控制标准穿戴相应的空气污染附加防护用品作业㊂参考文献:[1]周红波,齐炜炜,陈景.模块式高温气冷堆的特点与发展[J].中外能源,2015,20(9):35-40.[2]周湘文,卢振明,张杰,等.球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制[J].原子能科学技术,2014,48(7):1228-1233.[3]梁宇,郭丽潇,邓少刚,等.HTR-PM 高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算[J].辐射防护,2018,38(5):409-414.[4]杨林,刘兵,邵友林,等.高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型[J].核科学与工程,2010(3):210-215+222.31 HTR-PM 高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊[5]NS-6.1.1Working Group.American national standard neutron and gamma-ray flux-to-dose rate factors:ANSI/ ANS-6.1.1 1997(N666)[S].American Nuclear Society,LaGrange Park,IL,1977.[6]清华大学核能与新能源技术研究院.高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则:T/CNS22 2020[S].北京:中国核学会,2020.Study on radiation protection during the overhaul of HTR-PMspent fuel storage systemLEI Weijun1,SHI Jin1,DING Ming2,HUANG Shulong3(1.Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co.Ltd.,Shanghai200126;2.China Nuclear Power Operation Technology Co.Ltd.,Wuhan430223;3.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006) Abstract:In order to address the radiation protection during equipment maintenance and overhaul of HTR-PM high-temperature gas-cooled reactor(HTGR)spent fuel storage system,a three-dimensional model of the spent fuel storage tank and its related compartments was established.The gamma dose rate at staff maintenance location was calculated using the Monte Carlo method.The results show that:the dose rate decreases rapidly with the increase of the distance between the assessed point position and the opening of the concrete platform; due to the existence of holes on the shielding cover and the concrete floor slab,a high dose rate directly above the holes on the concrete platform of the spent fuel loading room was found.Considering the2-fold safety coef-ficient,the dose rate is in the range of the red zone around50cm from the center of the holes,and the entry of personnel into the area should be strictly limited;the point of radiation protection in the service equipment room is in the range of30-70cm from the center of the holes.The dose rate within30-70cm from the center of the maintenance equipment room is in the restricted working area(orange zone),and the working time of the personnel in this area should be as short as possible.In order to ensure safety,it is recommended to carry out physical simulation training and shorten the working time,to set up a temporary shield of lead sand not less than16cm and protective equipment,and to decontaminate the local hot spots to reduce the intensity of the source term.Key words:HTGR;spent fuel storage system;radiation protection;Monte Carlo methosd(责任编辑:任颖芳)41辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期。
高温气冷堆不确定性分析的新进展
高温气冷堆不确定性分析的新进展GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【摘要】球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的\"系统分解,逐级传递\"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性.清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展.目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架.在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析.然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响.此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数kef和功率分布的影响.从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)007【总页数】9页(P1221-1229)【关键词】高温气冷堆;不确定性分析;球床结构;核数据【作者】GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TL32随着核能技术的发展，对于反应堆系统的某些重要安全参数，提供“最佳估计值+不确定性范围”的需求日益增长[1]。
目前关于轻水堆(LWR)计算不确定性的国际性合作研究项目已经实施，如OECD/NEA LWR UAM项目[2-3]，并取得了一定进展。
高温气冷堆堆芯约束结构评述及概念设计
高温气冷堆堆芯约束结构评述及概念设计
王晓和;李修园
【期刊名称】《价值工程》
【年(卷),期】2024(43)18
【摘要】由于核能的特殊性,核安全一直是所有人最为关心的问题。
高温气冷堆作为四代堆的一种,以其固有安全性而备受青睐。
2023年12月6日我国具有完全自主知识产权的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程顺利完成168小时持续运行考核,开始商业运行,意味着以固有安全为主要特征的先进核能技术实现了质的飞跃。
本文回顾了各类高温气冷堆结构设计中典型的堆芯约束结构设计方案,评述了各类堆芯约束结构的特点。
在此基础上,提出了一种基于陶瓷纤维材料的堆芯约束结构设计方案。
【总页数】3页(P163-165)
【作者】王晓和;李修园
【作者单位】中国核电工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL4
【相关文献】
1.高温气冷堆堆芯主动冷却过程动态分析
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堆堆芯三维建模及稳态热工水力分析5.HTR-PM高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算
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编号：AQ-JS-00167( 安全技术)单位：_____________________审批：_____________________日期：_____________________WORD文档/ A4打印/ 可编辑放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性Radioactive graphite dust inherent insecurity of pebble bed high temperature gas cooledreactor放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性使用备注：技术安全主要是通过对技术和安全本质性的再认识以提高对技术和安全的理解，进而形成更加科学的技术安全观，并在新技术安全观指引下改进安全技术和安全措施，最终达到提高安全性的目的。
2009年4月1日，互联网上登出了一篇题为《再探球床式反应堆（PBR）安全性》的文章。
作者摩曼（RainerMoormann）先生长期在德国于利希研究中心工作，是一位具有丰富球床高温气冷堆研发经验的专家。
该文语出惊人，开篇第一句话就概括说：“PBR 的安全性能并不象人们较早时想象的那样美好”。
于利希研究中心2008年6月发表的一项新的关于20多年前关闭的德国球床堆AVR 运行经验的研究指出，未来的PBR要增加安全措施，还需要投入相当大的研发努力。
该文的观点在核电界内不胫而走，引起广泛的重视。
有消息灵通人士透露，摩曼先生是个高温气冷堆的坚决反对派。
笔者不知就里，不予置评，但坚信，赞成或反对的观点都只能建立在科学依据上。
因此，本文想就其中涉及到而又普遍关注的PBR的共性安全问题从技术上进行探讨。
1高温气冷堆发展概况从20世纪60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。
1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。
其后，德国建成了15MWe 的高温气冷试验堆AVR和300MWe的核电原型堆THTR-300。
美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort.St.Vrain）核电原型堆。
它们大多采用钍-铀燃料。
日本于1991年开始建造热功率为30MWth的高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。
上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。
有潜在市场应用前景的两种模块式高温气冷堆设计是：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module 和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。
前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。
1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、采用氦气直接循环发电的GT-MHR设计。
2关于球床高温气冷堆安全性的再认识2.1流行的球床高温气冷堆安全设计已经发表了大量的文章介绍球床高温气冷堆的安全特性。
在球床高温气冷堆的各个发展阶段，燃料元件均采用包覆颗粒燃料球。
典型的元件球直径为60mm。
其中直径为50mm的中心石墨基体内均匀地弥散包覆燃料颗粒，元件外区为5mm厚的不含燃料的石墨球壳。
目前最新的包覆颗粒技术是全陶瓷型三重各向同性包覆（TRISO）。
TRISO包覆颗粒的燃料芯核直径为0.5mm，其外首先包覆一层疏松的多孔低密度热解碳，用来贮存裂变气体、缓冲温度应力、吸收芯粒的辐照肿胀，及防止裂变反冲核对外层造成损伤；第2层为高密度热解碳层，用来防止金属裂变产物对SiC层的腐蚀，及承受部分内压；第3层SiC层是承受内压及阻挡裂变产物外逸的关键层；第4层高密度热解碳层，主要用来保护SiC层免受外来机械损伤。
包覆后的颗粒直径约为1.0mm。
每个球形燃料元件中包含有约12,000个包覆燃料颗粒。
包覆燃料颗粒的包覆层形成了阻止裂变产物释放的第一道屏障，其良好性能是球床式高温气冷堆设计成功的基本保障。
试验结果表明，辐照后包覆燃料颗粒在1600℃以下的温度范围内，即使经过长时间加热，裂变产物的释放率仍非常低。
在1700-2000℃时释放率才有明显增加，而碳化硅层的老化现象要到2100℃时才会发生。
因此，通常将1600℃选为燃料球最高温度限值。
设计计算得出的正常运行燃料球最高温度通常不超过1000℃，故认为有相当大的设计安全裕量。
高温气冷堆普遍采用加压氦气做冷却剂。
氦气是单相惰性气体，不存在与相变有关的传热极限。
反应堆堆芯具有很大的热惯性，预计瞬态过程中不会出现局部温度大幅上升的情况。
由于球床高温气冷堆具有低的功率密度、高的燃料和慢化剂负温度系数、大的热容量等特性，使得有可能设计出一种具有大的高径比的堆芯、功率适中、具有固有安全性的反应堆。
它在任何瞬态和事故情况下，不需借助能动安全系统，就可保证燃料最高温度不会超过1600℃的限值，不会出现堆芯熔化、放射性大量释放的严重后果。
与偌大的堆芯相比，单个燃料球的确是太小了，正常运行时堆芯要装入几十万个燃料球。
上述所有的计算结果都是宏观地针对堆芯整体而言，无法考虑燃料球本身。
前文已讲到，决定裂变产物释放与否，是单个球体的温度而不是它者。
显然，整个安全性问题的焦点就在于：在整体正常的运行工况下，单个燃料球的最高温度究竟可能会有多高？它可不可能超过设计限值？2.2德国球床高温气冷堆的安全实践如前文所述，德国在1967年建成其第一座高温气冷试验堆AVR(45MWth、15MWe)。
该堆的氦气（He）冷却剂出口温度高达990℃，原则上适用于高温裂解水的工艺热之需。
1985年，利用钍作燃料的高温气冷堆THTR300（750MWth、300MWe，出口氦气温度750℃）投入运行。
但是1988－1989年间这两座反应堆相继被关闭至今。
特别是THTR300机组1989年关闭时，仅折合运行了1.2个满功率年。
后来听说，正是安全方面的考虑促使永久关闭了AVR。
该堆缺乏足够的保护措施来对付那些伴有空气进入从而引发堆芯起火的外部影响；此外当有水进入堆芯后，可能产生正的空泡反应性系数。
因此两者均作为设计基准事故在现在的球床高温气冷堆设计中予以考虑。
THTR300永久关闭也已成定局，现在一直在就经济补偿问题扯皮。
德国人停建PBR的决心很大，连制造燃料球的家什都送人了。
笔者是这次从摩曼先生的文章中才第一次听说，AVR的一回路被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物（主要是锶－90和铯－137）严重污染，成为反应堆拆除的主要难题。
虽然AVR只在大于或等于900℃的工况下运行了4年左右，最终的沾污量达到单个堆芯裂变产物总量的百分之几。
功率运行时的污染要比现在德国压水堆核电厂高5个量级。
尽管AVR的尺寸小，但其主要由锶－90引起的β沾污却可列为世界之最（两起严重事故除外）。
而β石墨粉尘的这种可移动特性成了反应堆拆除时最头痛的事。
考虑到AVR的压力容器包含了整个一回路，最后只得用轻混凝土灌满整个压力容器，以固定住粉尘。
这样就成了200吨重的压力容器将于2012年运至中间储存地址，在那儿搁置30－60年，以等待政府的最后决定。
在THTR300上也观察到了类似现象，只是由于其出口温度比AVR的要低200K，运行时间不太长，问题没有AVR 那么严重罢了。
在THTR300上仍然测出了放射性释放。
铯137仍会沾污一回路，其程度要比同功率水平的压水堆高3个量级。
人们还发现THTR300内燃料球的流动仅限于堆芯中轴附近，堆芯外围区完全难以流动起来，导致过高的燃耗。
堆芯出口附近的热气导管出口温度大大高于预期值，这可能就是该堆运行1个满功率年后发生热气导管的金属部件受损的原因。
此外，在该堆上还发现了未预料到的燃料球密实化问题。
关于THTR300运行经验的评价至今尚未结束，还在加紧进行之中。
人们很自然地要问：难道反应堆被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物严重污染是与球床堆相伴而生的运行现象吗？这些现象是否暗示球床高温气冷堆存在固有的安全问题呢？2.3球床堆发生放射性严重沾污的原因分析AVR一回路出现放射性沾污，只可能有两种原因：一是堆芯燃料球温度过高，放射性裂变产物扩散出来了；二是燃料球制造质量问题，燃料球破损使得放射性裂变产物逸出。
于利希研究中心的研究报告给出了明确的结论：金属裂变产物严重污染一回路主要是由堆芯温度高到了不可接受的程度所致，并不是象过去推测的那样只是由于燃料球制造质量不佳造成的。
其依据是：（1）完全相同结构的燃料球在美国桃花谷柱状高温气冷堆2#堆芯上使用，但没有发现任何明显的锶－90逸出；（2）在金属裂变产物释放与显示燃料球破损的裂变惰性气体逸出之间几乎没有什么联系；（3）当AVR出口温度提高到950℃后不久，即可观测到其污染显著提高几个量级。
实验显示，如果对于某种核素的温度限制被超过，则该种核素就会穿过芯核、包覆层和石墨球壳扩散出来。
这个弱点至今尚未解决。
研究指出，从完整无缺的THTR300燃料球中扩散出来的裂变产物远比从破损球中释放出来的多。
现在让我们来分析一下决定燃料球温度的因素。
首先，燃料球的发热取决于燃料球所在位置处的热中子注量率以及燃料球的燃耗。
燃耗愈浅，中子注量率愈高，燃料球发热愈多。
再来看氦气导热，氦气流量愈大，带走的热量愈多，燃料球温度愈低。
而氦气的流量取决于流道的阻力，相邻球体的空隙率愈小，氦气流动愈不通畅，带走的热量愈少，燃料球温度就会升高。
球床堆要求整个寿期内高、低燃耗的燃料球足够均匀地混合。
在球床堆中，未达到最终燃耗值的燃料球要重新放入堆内使用，所以堆内燃料球的燃耗是不一样的。
如果燃耗浅的燃料球局部累积，就可能使局部功率、温度显著高于其它区域。
燃料球一旦投入堆芯，其在堆内的逗留时间和移动路线完全不在人们的掌控之中，相邻球间的空隙率也完全是随机不可控的。
因此，球床堆堆芯的黑匣子特性使得对于堆芯内某点附近区域而言，其燃料球发热量与氦气导出热量两者不但是不可预计的，而且是随时间改变的。
研究指出，球床的随机空隙率为0.4，而最低的空隙率则可达0.26。
球床的流动会导致球床的密实化。
这样不仅使得局部功率密度增加，而且使得局部的冷却剂流阻增加，这两者均会使该局部的温度显著高于其它区域。
这就不难想象，在球床堆内可能出现一些球温非常高的局部区域，即所谓热点。
球床高温气冷堆苦于难以在堆芯内设置堆内测量装置，无法精确测量出堆内的温度和中子注量率。
AVR直到被完全关闭前1年的1987年都还没有解决这个测量难题。
1986年，于利希研究中心向AVR投放了190粒内装一组熔丝的温度监测球，当然这些监测球只能记录下它们所经历过的最高温度，并不能给出堆芯内燃料球温度的空间与时间分布。
监测球投放后15个月才得到第一批报警结果。