高温气冷堆实习报告[1]

高温堆相关技术及安全性

摘要：以清华大学核研院10MW高温气冷堆为基础，简要地介绍高温堆的应用及其安全性，高温堆的使用现状及其应用前景等。经过科学的分析和大量的实验经验验证了：高温气冷堆较其他堆型是具有较强竞争力的。

关键词：高温堆安全性

一、高温堆的的简介

高温气冷堆是采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料、用化学惰性和热工性能良好的氦作冷却剂、用耐高温的石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达750~950 ℃的核反应堆，甚至更高。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。其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。

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，这是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究

院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。

二、HTR-10结构及主要部件

我们知道，所有的核电站都由几个部分组成：1：堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量。2：冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使得堆芯保持一个稳定的反应温度，持续工作。3：发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。

先说说燃料组件，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓤，在西瓜瓤里均匀分布着一些以UO2为主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而UO2则相当于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米——无论颜色还是尺寸都很像我国北方常见的煤球。我们就暂时把它称作“煤球”好了。

在反应堆的堆芯里面（多是一个环形的圆柱体），这些煤球就真的和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的温度下，瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢化作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的温度是900摄氏度左右。

几何知识告诉我们，一堆球球堆在一起，他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙，这些空隙就是堆芯内部的冷却空间，我们在堆芯的一端注入高压氦气，另一端让高压氦气流出，快速流过煤球空隙的氦气带走了多余的热量，就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氦气从反应堆中出来之后，有两个途径，一是继续经过一个水冷回路，把水加热成蒸汽，推动汽轮机带动发电机发电，更先进一些的就是直接用氦气透平机组把热能转换成机械能，带动发电机。冷却后的氦气继续打回堆芯，就构成了完整的换能循环过程。

HTR-10全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件示意图

反应堆堆芯区是一个由石墨反射层围成, 直径为180cm、高度约为240cm的具有锥形底部的圆柱形腔室, 内装燃料元件约27000个, 其活性区体积约5m³，活性区等效高度为197cm，上部约有40cm高的空腔，形成活性区上表面燃料元件

的自由堆积面。堆芯上部设有燃料元件装入管, 在堆芯底部有一个直径为500mm 的燃料元件卸料管, 用于连接装入和卸出燃料元件。

并且堆内具有石墨块和碳砖结构，石墨反射层结构分为顶部反射层、侧反

射层和底部反射层3部分；由内向外又分为内层石墨反射层和外层含硼碳砖结构, 内层石墨结构主要作为活性区的中子反射层, 外层碳砖因其导热系数小, 且含

有热中子吸收材料硼, 因此碳砖层具有隔热和吸收热中子的作用。整个反射层

结构在高度方向由15层石墨块与碳砖组成, 每层石墨块和碳砖在圆周方向又分

成20块, 各石墨块之间由石墨键销联接, 起到定位和减少氦气漏流的作用, 并

使石墨砌体形成一个整体结构。侧反射层内侧靠近活性区的位置开有20个孔槽, 其中10个为直径130mm的控制棒导向孔,7个为长圆形孔槽, 用于吸收球停堆系统, 另外3个为直径130mm的材料辐照孔道侧反射层外侧开有20个冷氦气流动孔道。底部反射层石墨形成倾斜角为30°的活性区锥形底部, 中央是直径为500mm 的卸料管, 这样使燃料元件容易从堆芯流出且不形成“死区”。底部反射层

含有热氦气出口联箱, 温度不均匀的热氦气在联箱中充分混合后经热气导管进

入蒸汽发生器。

另外，HTR-10设置两套独立的停堆系统, 即控制棒系统和吸收球停堆系统。控制棒系统由设置在侧反射层孔道内的10根吸收棒组成, 其吸收体是长度为

2200mm、直径为100mm的烧结B、C环形块, 棒外径为110mm, 包壳材料采用不锈钢控制棒的驱动机构装设在压力壳顶盖上面, 它采用电机驱动和减速装置相连接的链条机构, 控制提升或下降在失去电源时控制棒可以在重力作用下落到其最低位置, 使反应堆停堆。控制棒系统的反应性当量能满足功率调节、热停堆和长期冷停堆的要求。

吸收球装置是第二停堆系统, 在控制棒系统发生全部失效事故时, 依靠吸收球系统可以使反应堆由热态最终达到冷态次临界状态, 确保反应堆的安全性。吸收球装置设在反应堆压力壳内, 直径为5mm的含硼吸收球放置在堆芯上部的贮存罐中, 当需要投入此系统时, 吸收球可依靠重力落入侧反射层槽内, 使反应堆停堆。当第一停堆系统恢复正常功能, 堆要重新启动时, 吸收球可以通过气体输送系统回送至堆顶贮存罐内, 使之处于备用状态。

同时，HTR-10采用球形燃料元件连续装卸料运行方式, 燃料装料管通过压力壳从堆芯上部将燃料元件装入堆芯, 燃料元件在堆芯球床中按不同流线和速度由上向下流动, 由堆芯的锥形底部通过直径为500mm的卸料管排到堆外, 燃料元件通过设置在压力壳外的碎球分离器将形状或尺寸不符合要求的元件和碎片分选出来, 送至碎球罐贮存, 其他元件通过燃耗测量装置进行燃耗测量, 将未达到设计嫩耗值的元件重新装入堆芯作再循环, 将另一部分已达到设计燃耗的元件输送到乏燃料贮存库储存在反应堆额定功率运行期间, 每天循环的燃料元件总数为125个, 其中需加入堆芯的新燃料元件和相应的需卸出的乏燃料元件各为25个。在整个燃料循环中, 除了将元件通过输送管道送至堆芯上部是要靠气动输送外, 其余部分均借助重力作用通过竖直或倾斜的管道自由滚动到系统的各个部位。

反应堆压力壳为立式圆柱形壳体, 内径4100mm, 总高度约10250mm。, 筒体部分壁厚为70mm。压力壳顶盖与下部筒体用法兰联接, 并采用Ω环焊接密封结构。压力壳顶盖上设有控制棒驱动机构的接管和材料辐照孔道的接管结构, 压力壳上还设里有燃料卸料管、吸收球系统输气管和测量仪表管的接头或贯穿件其侧面在热气环道高度上设有直径为900mm的大孔, 用法兰与热气导管压力壳相接压力壳的4个支撑架均匀地装在热气导管接口中心线的位置上, 支撑架被固定在一回路混凝土舱室壁上。