球床高温气冷堆
张禄庆话说德国球床高温气冷堆的安全教训
张禄庆话说德国球床高温气冷堆的安全教训来源：中国核电信息网发布日期：2009-08-312009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【1】。
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。
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。
球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化
!第!"卷第#期原子能科学技术$%&'!"!(%'# !)*+#年#月,-%./012345670/3203829:30;2%&%56<84')*+#球床式高温气冷堆=S O燃料循环优化位金锋 李!富 孙玉良"清华大学核能与新能源技术研究院!北京!+***=!$摘要 与压水堆相比!球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物"<@H$燃料元件%基于)A*<N球床模块式高温气冷堆堆芯结构!设计了!种球床式高温气冷堆下<@H燃料循环方式!包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式!采用高温气冷堆设计程序$7@b进行分析!比较了初装堆的有效增殖因数+燃料元件在堆芯内滞留时间+卸料燃耗+温度系数等主要物理特性%结果表明(采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案!平均卸料燃耗较高!总体性能较其他循环方式优越%关键词 高温气冷堆#球床#<@H燃料#卸料燃耗中图分类号 :G#=!!!!文献标志码 ,!!!文章编号 +***B C>#+")*+#$*#B*!)"B*A%&' +*'"A#='6E F')*+#'!"'*#'*!)"S E-'C'K)-'&$&.=S OQ,4*(2+*46'$:4??*4U4%M B H RN1?]/2B V325!G?[I!7M(_I B&/825"=)4-,-#-&.0"#$%&'(')*"&S5)&(;1D&$<).%.;1!D4,);<#'E),6&(4,-1!9&,:,);+***=!!2<,)'$>?6-;)+-(!O%.Q8439T/-;&/5;-T8-344380-%4"G N^$!-;3Q3S S&3S39;/5;-3.Q348-I43 58P B0%%&394380-%4"L:D^$/P8S&3-%%Q348-3/28V I&&./U39%U/93"<@H$V I3&&390%43 T/-;%I-P/52/V/082-0;8253-%0%43P-4I0-I4393P/52'c8P39%2843V34320393P/52%V )A*<N Q3S S&3S39L:D^!V%I4<@HV I3&060&3P T34393P/52398293R8&I8-39S6 $7@b Q4%548.Q80F853!/20&I9/25-;3./U39b I B MV I3&Q3S S&3P829./U39&%89/25%V P3Q848-3b I B Q3S S&3P829M B Q3S S&3P'7%.3/.Q%4-82-Q;6P/0P V38-I43PT343/2R3P-/58-39 8290%.Q8439V%4-;3P3V%I4060&3P!P I0;8P-;33V V30-/R3.I&-/Q&/08-/%2V80-%4%V/2/-/8& 0%43!-;3Q3S S&343P/93203-/.3!9/P0;8453S I42I Q!829-3.Q348-I430%3V V/0/32-P' b43&/./284643P I&-PP;%T-;8--;3%R348&&Q34V%4.8203%V%2308P3/PP I Q34/%4-%%-;34 3J I/R8&32-<@HV I3&060&3P%20%29/-/%2-;8-I482/I.V I3&3&3.32-P829Q&I-%2/I.V I3& 3&3.32-P843P3Q848-398P-;39/V V3432-V I3&Q3S S&3P829-;8--;3I482/I.V I3&3&3.32-P 843/4489/8-39&%2534/2-;30%43-;82-;3Q&I-%2/I.V I3&3&3.32-P!829-;38R34853 9/P0;8453S I42I Q%V-;/P08P3/P8&P%;/5;34-;82%-;34P'@420&;%6(;/5;-3.Q348-I4358P B0%%&394380-%4#Q3S S&3S39#<@HV I3	/P0;8453 S I42I Q收稿日期 )*++B*>B+A#修回日期 )*++B++B*A基金项目 国家重大科技专项经费资助项目"K H*C>*+$作者简介 位金锋"+>=#&$!男!河南周口人!博士研究生!核能科学与工程专业!!目前大多核反应堆采用的燃料是低富集度M @)%为了提高铀资源利用率和消耗核燃料循环过程中产生的钚!一种途径是从堆芯卸出的乏燃料中提取铀和钚制成M @)和b I @)混合氧化物"<@H $燃料!将<@H 燃料装载入堆芯形成<@H 燃料循环%国内外的研究)+*表明!现有压水堆最多装入+'#堆芯的<@H 燃料组件!而堆芯结构不做明显改动!反应堆的运行和控制是安全的%由于M @)燃料与<@H 燃料中子物理特性和安全特性的差异))*!在堆芯不做显著改动的情况下!目前轻水堆还不能采用全堆芯<@H 燃料组件%球床模块式高温气冷堆采用氦气作为冷却剂!不存在空泡效应问题#采用在线换料!燃料元件多次通过堆芯!堆芯初始剩余反应性较小!不需可燃毒物!需控制的反应性较少!大的温升裕度也可提供更多的反应性补偿能力和调节能力!正常运行时热工设计裕度很大!因此球床式高温气冷堆可全堆芯装载<@H 燃料%高温气冷堆采用氦气作为冷却剂+石墨作为慢化剂和结构材料!中子经济性较好!核燃料能达到高燃耗%模块式高温气冷堆的衰变余热能通过热传导+热辐射等非能动方式传到堆芯外!即便最严重事故情况下堆芯燃料温度也不会超过设计限值!具有固有安全性%球床式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件!在线连续换料!具有灵活的燃料管理方案%研究)#*发现!基于)A *<N 球床模块式高温气冷堆"L :^B b <$结构!由包含+5钚和)5铀的<@H 燃料元件堆积形成的全<@H 堆芯!可获得较纯钚堆芯更负的温度系数!且正常运行时热工裕度很大!事故情况下燃料元件的最高温度等参数均满足安全限值的要求!全<@H 燃料堆芯具有可行性%球床式高温气冷堆的燃料管理方案灵活!可将<@H 燃料做成+个燃料球!也可将燃料做成独立的铀球和钚球!混合装载形成等效<@H 燃料元件!铀球和钚球还可采用不同循环策略!以进一步提高燃料利用效率%为此!本文采用高温气冷堆物理设计程序$7@b !研究!种不同<@H 燃料循环!对<@H循环进行进一步优化%!!计算模型和计算方法!P !!计算模型选L :^B b <堆芯作参考堆芯!其简化结构如图+所示%中心是球形燃料堆积的球床活性区!等效直径约#.+高约++.!活性区外围是带有控制棒孔道和冷却剂流道的石墨反射层!反射层外围是碳砖绝缘层%L :^B b <主要设计参数参见文献)!*%图+!参考堆芯布置[/5'+!^3V 3432034380-%4&86%I -本文以铀钚循环的L :^B b <乏燃料中的铀和钚为<@H 元件的燃料来源%在>*D N -9'-L<卸料燃耗下!L :^B b <乏燃料中铀和钚同位素份额列于表+%L :^B b <乏燃料中!钚同位素中的可裂变核素占A "g !其他#种核素占!#g !)#AM 占全部铀同位素的+\!!g %乏燃料中)#=b I +)#!M 和)#C M 含量较少!贡献不大!因此在本研究中将其忽略%以上述核素组分为核燃料!设计新的<@H 燃料元件!单个燃料元件重金属含量为#5!其中包括+5钚和)5铀!同样采用包覆颗粒燃料形式!包覆颗粒弥散在球形燃料石墨表!!M B R 1:=乏燃料中铀和钚的同位素组分B )?*4!!R 46E 4+-'54'6&-&E '++&C E &6'-'&$&.E *,-&$',C)$%,;)$',C'$M B R 1:=6E4$-.,4*S ")#>b I$'g S ")!*b I$'g S ")!+b I$'g S ")!)b I$'g S ")#A M $'gS ")#=M $'g!*\=C )>\)"+C \)"+#\C *+\!!>=\A C=)!原子能科学技术!!第!"卷基体中%与此相对照!L:^B b<燃料元件设计中!每个燃料元件含"5低富集度铀%!P"!F种燃料循环方式标准的<@H燃料是指M@)和b I@)混合氧化物!形成混合氧化物的包覆颗粒!再形成球形燃料元件%本文也研究了单独的铀燃料球和钚燃料球混合装载在堆芯的情形%单独铀球和钚球可采用不同的重金属含量!在堆芯内循环不同的次数!以增加钚的燃耗!提高资源利用率!且方案更加灵活!可针对不同特性进行优化%具体分析了铀钚混合的<@H球+铀球和钚球独立但按比例"比例分别为+y++)y++ +y)$混合装载的!种情况!均保证堆芯平均每个燃料元件含+5钚+)5铀!堆芯装载燃料球总数相同!具体数据列于表)%表"!不同循环方式燃料球重金属含量B)?*4"!(&$-4$-6&.84)52C4-)*6E4;?)**,$%4;%'..4;4$-.,4*+2+*46方案b I球和M球比例b I含量'5M含量'5,+)$+y+)!/+y)##.)y++\A C!P A!计算方法采用由德国于利希研究中心开发的球床高温气冷堆分析程序$7@b">>'*A$)A*进行计算% $7@b程序功能强大!包括中子能谱计算!全堆扩散计算!燃耗计算!球床堆芯燃料倒料+稳态和瞬态情况下的热工水力学等计算模拟能力%程序借助于:L1^<@7和D,<能谱计算!前者截面库能量为*\**+!)3$!分为#*群#后者能量为*\!3$!+*<3$!分为C=群% $7@b程序通过流道+区域和批次模拟燃料循环倒料过程%模型中将堆芯按径向划分为若干流道!每一流道的轴向又划分成若干区域!每一区域再分成不同的批次!每一批次是同一类型+同一燃耗深度+同一温度的燃料球的代表%能谱计算时!$7@b程序将同一区域不同批次的燃料球混合后均匀化处理%倒料过程是将同一流道中第+个区域中批次导入到第)个区域的相应批次!依次类推!将不同流道最后+个区域的相同批次混合平均后导入第+个区域中后+个批次!第+个批次加入新燃料%如此循环!可模拟球床式高温气冷堆的燃料多次通过堆芯的运行模式%两种不同燃料球情况下!将每一区域的批次分为两类!分别装载钚燃料球和铀燃料球%倒料过程中钚球批次和铀球批次独立!互不交混!钚球只导入相应区域中钚球的批次!铀球只导入相应区域中铀球的批次%用此方法模拟混装独立的铀球和钚球的循环!它们的比例不同决定了它们在堆芯内滞留时间的差异%以方案/为例!该方案下每个区域采用+A个批次!其中A批为钚球!+*批为铀球!即铀球在堆芯内通过次数和滞留时间均为钚球的)倍%其实!对于每个燃料球的重金属含量+不同类型燃料球的比例和循环速度!还可设计出更多的方案!比较其性能%限于篇幅!本文仅在同样的堆芯重金属装量的前提下比较这!种方案%"!结果比较与分析"P!!初装堆!4..为了排除燃耗计算的影响!首先分析无燃耗的初装堆的情况%初装堆芯全部由新燃料元件按设定的比例组成!结果列于表#%表A!初装堆有效增殖因数B)?*4A!N..4+-'54C,*-'E*'+)-'&$.)+-&;&.'$'-')*+&;4方案初装堆R3V V,+\+A#*"$+\+>C=!/+\+A)>*.+\))">C由表#可知!即便堆芯含有相同质量的铀和钚燃料!由于燃料元件种类和混合方式不同! R3V V也不相同%方案.中R3V V最大!方案/中R3V V 最小%这种情况主要由钚的共振自屏引起!方案.中钚球重金属含量仅+\A5!)!*b I和)!)b I 共振吸收较小!钚裂变俘获较大!因此具有较大的R3V V#与此相反!方案/中钚燃料球重金属含量#5!共振吸收较大!因此初装堆R3V V较小%此处的初装堆方案仅用于理论分析!不是反应堆>)!第#期!!位金锋等(球床式高温气冷堆<@H燃料循环优化实际运行状态%为了补偿初始剩余反应性!实际运行过程中的初装堆芯是由燃料球和石墨球以一定比例装入或采用不同富集度燃料球% "P"!滞留时间球床式高温气冷堆采用球形燃料元件!能在线连续换料%经过长期的倒料过程!球床堆芯将维持在一稳定的装载方案!即堆芯平衡态%平衡堆芯的R3V V为+%以此为条件!不同方案下的燃料在堆芯滞留时间+燃料装卸速度+卸料燃耗等均不同%燃料球多次通过堆芯后作为乏燃料从堆芯卸载!燃料球在堆芯内平均滞留时间列于表!%表F!燃料球的滞留时间B)?*4F!>54;)34;46'%4$+4-'C4&.%'..4;4$-?)**6方案b I球滞留时间'9M球滞留时间'9燃料球平均滞留时间'9每天卸载的燃料球数每天卸载的乏燃料球数,=)*\)=)*\)=)*\)"C C>\C A++\# $=>)\==>)\==>)\=!C>"\!#+#\) /=)!\!+C!=\=+)#C\C A*="\*##>\+ .=>!\!!!"\)C"*\=>#=C\#C)A\=!!由表!可知!不同方案中钚球在堆芯滞留时间相差并不大!但铀球在堆芯内滞留时间有较大的变化!方案.中铀球在堆芯停留时间仅为方案/的+'!%燃料球在堆芯内滞留时间决定了每天卸载的燃料球数和乏燃料数!每天有与乏燃料球数相同的新燃料球装入堆芯%方案.中每天卸载的燃料球数为>#=C!其中包括C)A个乏燃料球!然后装入C)A个新鲜燃料元件%过于频繁换料会给燃料装卸系统带来很大压力%"P A!卸料燃耗从堆芯卸载出来的燃料元件经燃耗测量装置!若燃耗低于燃料元件设计燃耗!将返回堆芯继续使用#若高于设计值!则作为乏燃料卸出堆芯%采用燃料球多次通过堆芯的方式!使燃耗分布和堆芯功率分布更为均匀+卸料燃耗更一致!可实现较高的卸料燃耗%燃料球的平均卸料燃耗列于表A%表V!平均卸料燃耗B)?*4V!>54;)34%'6+8);34%?,;$,E方案b I球平均燃耗9b I'"<N-9--Z+$M球平均燃耗9M'"<N-9--Z+$平均燃耗98R5'"<N-9--Z+$,+C)A A>+C)A A>+C)A A=\> $!"">!!\*)C>"A\!+"")>"\# /!#C*>A\C A A+!#\#)!AC+=\* .!=CA*!\=++A"#\=+*CA A>\)!!由表A可知!不同方案中钚球平均卸料燃耗相差不大!铀球平均卸料燃耗相差较大%因此燃料元件的平均燃耗主要取决于铀燃料球的平均燃耗%方案/中铀球平均燃耗较高!其核燃料平均卸料燃耗最高#方案.中钚球平均卸料燃耗最高!但M球平均卸料燃耗最低!其燃料平均卸料燃耗最低%当然在<@H循环中!最关心的是消耗的钚量!即追求较高的钚球卸料燃耗%根据不同的目的可选用不同的燃料循环!需要总燃耗最高可选择方案/!需要钚燃耗最深可选择方案.%"P F!温度系数在反应堆启动+停堆或功率运行过程中!堆内核燃料+慢化剂的温度会发生变化!用反应性温度系数描述由于温度变化引起的反应堆反应性的变化%反应性温度系数对反应堆运行和控制有重要影响!负的反应性温度系数使反应堆具有内在的稳定性%对于高温气冷堆!反应性温度系数包括燃料温度系数+慢化剂温度系数和反射层温度系数%在堆芯平衡态时的反应性温度系数列于表C%燃料温度系数主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应引起的%燃料温度升高!由于多普勒效应!)#=M+)!*b I和)!)b I的共振峰展宽%共振吸收中的能量自屏现象和非均匀效应中的空间自屏效应均将减弱!从而有效共振积分增加%因而!温度升高!多普勒效应的结果使有效共振吸收增加!逃脱共振俘获的概率减小!有效增殖*#!原子能科学技术!!第!"卷因数下降!从而引起反应性减小!燃料温度系数为负值%高温气冷堆的慢化剂是石墨!其膨胀系数很小!可近似认为它的密度不随温度变化!因此慢化剂温度系数只引起中子能谱的改变%慢化剂温度的升高导致麦克斯韦能谱向更高能量移动!中子俘获裂变比增大!从而导致慢化剂温度系数为负值%L:^B b<是瘦长型堆芯!约有+*g的中子从堆芯泄漏进入反射层%反射层温度升高!中子能谱硬化!从而反射层反射进入堆芯的中子数增加!引入了正的反应性!因此反射层温度系数为正值%!种方案下燃料温度系数和慢化剂温度系数均为负值%高温气冷堆的总反应性温度系数为负值!从而保证了堆芯具有内在的稳定性和良好的操作特性%表Y!反应性温度系数B)?*4Y!B4C E4;)-,;4+&4..'+'4$-6&.;4)+-'5'-2方案燃料温度系数!['"-F'F'm$慢化剂温度系数!<'"-F'F'm$反射层温度系数!^'"-F'F'm$,Z!\A+h+*Z A Z+\+*h+*Z A+\)#h+*Z A $Z!\=*h+*Z A Z+\>"h+*Z C+\#*h+*Z A /Z!\C>h+*Z A Z+\#C h+*Z A+\)=h+*Z A .Z!\C C h+*Z A Z+\*)h+*Z A+\)A h+*Z AA!结论基于L:^B b<堆芯结构!从铀钚循环的L:^B b<乏燃料中提取的铀和钚作为核燃料组成<@H燃料!研究了!种不同的<@H燃料循环方式!并以平衡堆芯有效增殖因数等于+为限制条件%结果显示!!种情况下平衡态反应性温度系数均为负值!保证堆芯有内在的稳定性#通过制造单独的钚球和铀球!混合装载于堆芯!可实现更大的灵活性!并在不同的特性方面进行优化#钚球在堆芯内滞留时间变化不大!燃料球在堆芯内平均滞留时间由铀球在堆芯内平均滞留时间决定!燃料球的滞留时间直接决定了装卸料系统的换料量#燃料球的燃耗与燃料球在堆芯的滞留时间密切相关!铀球燃耗对燃料球平均燃耗影响较大%分析可知!方案/将铀钚燃料分开成为两种不同燃料球且让铀球循环更长的时间!平均卸料燃耗最高至)!A\CD N-9'-L<!且每天卸载的乏燃料不足!**个%综合考虑!方案/是较为合适的方案%参考文献)+*![1::1^<,(^]',b+***0%4393P/52T/-;A*g<@H&%89/25)]*',228&P%V(I0&3841234B56!)**>!#C"#$(#)!B##*'))*!:^1G G M1L^'78V3-682923I-4%2/0P(,0%.B Q84/P%2%V<@HR PM@)V I3&)]*'b4%543P P/2(I B0&384123456!)**C!!=")$(+#A B+!A')#*!N1?]/2V325!7M(_I&/825!G?[I'<@HV I3& 060&3P/2-;3L:D^4380-%4)O*/b4%0339/25P%V#49?2-3428-/%28&76.Q%P/I.%276.S/%-/0(I0&3B84b%T3476P-3.V%4)+P-O32-I46"?77(b)*+*$'L84S/2!O;/28(L84S/2125/2334/25M2/R34P/-6!)*+*')!*!李富!魏春琳!周旭华!等'模块式高温气冷堆的物理特性)O*/第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨)**=年反应堆物理会议文集'合肥(中国科学院等离子体研究所!)**=')A*!^s::1(L]!L,,7a,!c^@O a<,(( L!3-8&'$'7'@'b'">>'*A$0%.Q I-340%93P6P-3.V%44380-%4Q;6P/0P829V I3&060&3P/.I&8B-/%2)<*']I3&/0;!D34.82(]I3&/0;^3P3840;O32-34!)**A'+#!第#期!!位金锋等(球床式高温气冷堆<@H燃料循环优化。
球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制
球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制周湘文;卢振明;张杰;邹彦文;刘兵;唐亚平;唐春和【摘要】In order to satisfy the requirements of mass production ,high uranium loading and low free uranium contents of spherical fuel element (SFE) for high temperature gas-cooled reactor pebble-bed module (HTR-PM ) demonstration project ,the manufacture process of SFE for 10 MW HTR should be modified and optimized .The new optimized SFE manufacture process was established through the modification and optimization of key equipment and relative processes such as matrix graphite powder , overcoating , moulding , lathing and heat treatment . T he un-irradiated properties such as crush strength ,thermalconductivity ,abrasive wear and oxidation corrosion of SFE manufac-tured by the new process meet all the design specifications of SFE for HTR-PM .In particular ,the mean free uranium contents of SFEs are nearly one order lower than the design specification (6.0 × 10 -5 ) of SFE for HTR-PM . The qualified SFEs forHTR-PM were successfully prepared with the optimized large-scale manufacture process of SFE .%为满足球床式高温气冷堆（HTR-PM）示范工程对球形燃料元件大批量生产、单球高铀含量和低破损率的要求，必须对10MW高温气冷堆时期的球形燃料元件生产工艺进行改进和优化。
球床模块式高温气冷堆的研究及发展现状
球床模块式高温气冷堆的研究及发展现状引言高温气冷堆是应用于核能领域的一种新型堆型。
相较于传统的水冷堆，高温气冷堆具备安全性高、环保、高效率、高寿命等优势。
其中，球床模块式高温气冷堆是其中一种更加先进的高温气冷堆的类型，也是未来核能发展方向之一。
本文将主要讲解这一高温堆的原理、特点、现有的研究成果和发展现状。
高温气冷堆概述高温气冷堆是一种无需水冷却，而是通过气体作为冷却剂的堆型。
其中常用的冷却剂是氦气。
高温气冷堆通常加热至1000℃以上，因而被称为高温堆。
相比起水冷型堆的300℃以下，高温气冷堆具备更高的热效率和更低的辐射能量释放水平。
与此同时，高温气冷堆还比传统堆型更加稳定，原因是氦气可以有效地防止放射性物质向堆壳和环境发散。
球床模块式高温气冷堆球床模块式高温气冷堆是高温气冷堆的一种新型类型，采用了近年来最新的堆型设计。
以氦气为冷却剂，它使用铀氧化物作为燃料，通过控制反应物供应的速率，将燃烧过程控制在核裂变的范围内。
球床模块式高温气冷堆的本质在于将堆芯设计成几百万由燃料颗粒组成的小球，在一个密闭的容器中均匀分布排列。
这些球颗粒的直径通常小于1mm。
燃料颗粒替代了传统堆型堆芯中大型金属管或压制成块状的燃料，其稳定性好，能够防止数据的放射性材料泄漏。
球床模块式高温气冷堆的特点•安全性强：球床模块式高温气冷堆的核燃料是由小颗粒状的燃料球组成，能够有效控制裂变反应的过程，同时堆芯的高压密度也减少了堆芯的核反应输出。
•环保：相比于传统堆型，高温气冷堆的主要冷却剂氦气不易污染环境，作为一种清洁的能源形式，将可以广泛应用于多个领域。
•高效率：球床模块式高温气冷堆的高温状态带来了相对更高的热效能，这将进一步提高核电的效率，从而可以更好地满足人类需求。
•高寿命：由于球床模块式高温气冷堆的设计可以降低机组运转时的辐射水平，从而使其具有更长的寿命，有助于减少运行成本的同时也提供了对生态环境的更好保护。
球床模块式高温气冷堆的研究成果球床模块式高温气冷堆的研究始于2000年代，目前已经有了不少的成果。
球床高温气冷堆初装堆芯建立过程模拟
球床高温气冷堆初装堆芯建立过程模拟张竞宇;李富;孙玉良【摘要】针对球床高温气冷堆HTR-PM的初始临界和启动运行问题,提出了一个初装堆芯建立过程的完整方案,并采用VSOP和蒙卡程序进行了模拟,计算了初装堆建立过程关键时刻的Kef、堆芯临界高度和最大单球功率等物理参数.计算结果表明:在冷态、空气气氛下堆芯达到首次临界时,混合区高度为2.8193 m;依靠吸收球分组下落,可以将混合区装载到设定值7.7 m;在进行气氛切换的过程中,堆芯始终处于次临界状态;在功率提升阶段,单球功率的峰值为2.42 kW/FS,燃料温度的峰值为1035℃,依靠22组吸收球可以实现冷停堆.计算结果均满足设计要求,证明了所设计的初装堆建立过程方案的安全可行性,可以为HTR-PM初始临界和启动运行提供参考.【期刊名称】《哈尔滨工程大学学报》【年(卷),期】2018(039)010【总页数】5页(P1722-1726)【关键词】球床高温气冷堆;初装堆芯;建立过程;VSOP程序;蒙卡程序;临界【作者】张竞宇;李富;孙玉良【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL3292008年2月15日，我国国务院批准了高温气冷堆核电站示范工程重大专项总体实施方案，目标是建设世界上第一座具有第四代核能系统安全特性的20万千瓦级模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)[1]示范工程。
HTR-PM即将建造完工，后续将开展一系列的调试运行过程[2]，其中一个很重要的环节就是初装堆芯的建立过程。
球床堆的初始装料过程必然是从冷态、空气气氛开始，通过逐步装入燃料实现首次物理临界，然后继续装入燃料来补偿堆芯温度升高、燃耗增加、裂变产物积累所带来的反应性变化，最终达到堆芯装满、热态满功率运行的状态，即所谓的初装堆芯状态。
球床式高温气冷堆的余热不确定性分析
Ａｂｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈｅ ｌ ａ ｒ ｇｅ ａ ｍｏｕ ｎｔ ｏｆ ｄｅ ｃ ａ ｙ ｈｅ ａ ｔ ｉ ｎ ａ ｑ ｕｉ ｔ ｅ ｌ ｏ ｎｇ ｔ ｉ ｍｅ ａ ｆ ｔ ｅ ｒ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏｒ ｓ ｈｕｔ ｄｏ ｗｎ，
ｗｈ ｉ ｃ ｈ ｉ Ｓ ａ ｎ ｉ ｍｐ ｏ ｒ ｔ ａ ｎ ｔ ｃ ｈ ａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ｉ ｓ ｔ ｉ ｃ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｓ ，ｓ ｈ ｏ ｕ ｌ ｄ ｂ ｅ ｃ ｏ ｎ ｓ ｉ ｄ ｅ ｒ ｅ ｄ
ｓ ｅ ｒ ｉ ｏｕ ｓ ｌ ｙ ｄｕ ｒ ｉ ｎｇ ｔ ｈｅ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ａ ｎａ ｌ ｙ ｓ ｉ ｓ ． Ｔｈｅ ｒ ｅ ｆ ｏ ｒ ｅ， ｔ ｈｅ ｓ ｔ ｕ ｄｙ ｏ ｎ ｔ ｈ ｅ ｄｅ ｃ ａ ｙ ｈｅ ａ ｔ ａ ｎ ｄ ｉ ｔ ｓ ｕｎｃ ｅ ｒ ｔ ａ ｉ ｎｔ ｙ ａ ｎ ａ ｌ ｙｓ ｉ ｓ ｐ ｌ ａ ｙ ａ ｎ ｉ ｍｐ ｏｒ ｔ ａ ｎｔ ｒ ｏ ｌ ｅ ｉ ｎ ｔ ｈｅ ｄｅ ｓ ｉ ｇｎ ｏ ｆ ｄｅ ｃ ａ ｙ ｈｅ ａ ｔ ｒ ｅ ｍｏｖ ａ ｌ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ， ａ ｓ ｗｅ ｌ ｌ ａ ｓ ｉ ｎ ｔ ｈｅ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｖ ｅ ｒ ｉ ｆ ｉ ｃ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏｆ ｔ ｈ ｅ ｆ ｕ ｅ ｌ ｅ ｌ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｄｕ ｒ ｉ ｎｇ ｔ ｈｅ ａ ｃ ｃ ｉ ｄｅ ｎｔ ．Ｉ ｎ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎ ｃ ｅ ｄ ｔ ｏ ｔ ｈ ｅ ｓ ｔ ａ ｎｄ ａ ｒ ｄ ｏ ｆ Ｇｅ ｒ ｍａ ｎｙ ｅ ｎｔ ｉ ｔ ｌ ｅ ｄ “Ｄｅ ｃ ａ ｙ Ｈ ｅ ａ ｔ Ｐｏ ｗｅ ｒ ｉ ｎ Ｎｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｆｕ ｅ ｌ ｓ ｏ ｆ Ｈｉ ｇｈ — ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｓ ｗｉ ｔ ｈ Ｓｐ ｈｅ ｒ ｉ ｃ ａ ｌ Ｆｕ ｅ ｌ Ｅｌ ｅ ｍｅ ｎｔ ｓ” ｅ ｓ ｐｅ ｃ ｉ ａ ｌ ｌ ｙ ｆ ｏ ｒ ｐ ｅ ｂ ｂｌ ｅ — ｂｅ ｄ ｈｉ ｇｈ ｔ ｅ ｍｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｇ ａ ｓ — ｃ ｏ ｏ ｌ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏｒ （ Ｈ ＴＧＲ），ｔ ｈｅ ｃ ａ ｌ ｃ ｕｌ ａ ｔ ｉ ｏｎ ｍｅ ｔ ｈｏ ｄ ｏｆ ｄ ｅ ｃ ａ ｙ ｈｅ ａ ｔ ａ ｎｄ ｉ ｔ ｓ ｕｎ ｃ ｅ ｒ ｔ ａ ｉ ｎｔ ｙ ｏｆ ｐ ｅ ｂｂｌ ｅ — ｂ ｅ ｄ Ｈ ＴＧＲ ｗｅ ｒ ｅ ｉ ｎｔ ｒ ｏ ｄｕ ｃ ｅ ｄ． Ｏｎ ｔ ｈｅ ｂａ ｓ ｉ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｐｒ ｅ ｌ ｉ ｍｉ ｎ ａ ｒ ｙ ｐ ｈｙｓ ｉ ｃ ａ ｌ ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｏ ｆ Ｃｈ ｉ ｎｅ ｓ ｅ ２ ０ ０ Ｍ Ｗ ｅ ｈ ｉ ｇｈ ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ ｇ ａ ｓ — — ｃ ｏ ｏ ｌ ｅ ｄ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏｒ ｐｅ ｂｂｌ ｅ － － ｂ ｅ ｄ
高温气冷堆
1.技术简述模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，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。
我国高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）球形燃料以二氧化铀为核芯，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92mm直径的包覆颗粒燃料。
大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中。
☝ HTR-PM球形燃料元件结构反应堆堆芯中大约有4.2×105个燃料球，直径为3m，高为11m。
堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。
冷却剂氦气从反应堆顶部流过堆芯，然后通过一个内衬保温材料的同轴双层连接结构，流到一个和反应堆肩并肩布置的蒸汽发生器。
☝模块式高温气冷堆的一个反应堆模块冷却后的氦气由布置在蒸汽发生器壳顶部的氦气循环风机加压后通过同轴连接结构的外层流回反应堆，形成一个封闭的反应堆——回路循环。
新燃料元件由顶部装入堆芯，从底部卸料管卸出。
卸出的燃料元件如果未达到预定的燃耗深度，则再送回堆内使用。
一个反应堆和一台蒸汽发生器构成了一个高温气冷堆反应堆模块。
在中国的200MWe HTR-PM中，每个反应堆模块热功率为250MWt。
HTR-PM设计有2个模块，向1台蒸汽轮机供应蒸汽，发电功率为210MWe。
3.HTR-PM工程的考验HTR-PM的核心设备及系统可归纳为九大设备和系统：反应堆压力容器、主氦风机、蒸汽发生器、堆内金属构件、控制棒、吸收球、燃料装卸、氦净化和乏燃料储存，其中大多数为世界首台（套）。
HTR-PM工程于2012年12月9日正式开工，核岛浇筑第一罐混凝土。
2015年现场土建工程全部完成，厂房封顶，设备开始入场安装和调试。
在清华大学建成了年产1×105球的中试生产线，完成了生产设备和工艺定型。
商业规模年产3×105球的球形燃料元件商业化生产厂在内蒙古包头市中核北方核燃料元件有限公司进行建设，2013年3月开工，2016年8月开始正式生产。
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
高温气冷堆技术概述
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。
球床高温气冷堆吸收体价值计算的验证
关键词 ： 球床高温气冷堆 ； 吸收体价值 ； 确 定 论 耦 合程 序 ； 蒙特卡罗程序 ； 验 证
中图分类号 ： ＴＩ ３ ２ ９ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ： ｉ ０ ０ ０ ６ ９ ３ １ （ ２ ０ １ ３ ） Ｓ Ｏ 一 ０ ０ ４ ３ — ０ ５
ｄ ｏ ｉ ： １ ０ ． ７ ５ ３ ８ ／ ｙ ｚ ｋ ． ２ ０ １ ３ ． ４ ７ ． Ｓ Ｏ ． ０ ０ ４ ３
ＺＨ Ａ ＮＧ Ｊ ｉ ｎ ｇ — ｙ ｕ，Ｉ Ａ Ｆｕ，Ｓ ＵＮ Ｙｕ — ｌ ｉ ａ ｎ ｇ，Ｚ Ｈ ＯＵ Ｘｉ ａ ｆ ｅ ｎ ｇ
（ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｙ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ａ ｎ ｄ Ｎｅ ｗ Ｅｎ ｅ ｒ ｇ ｙ Ｔｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ，Ｔｓ ｉ ｎ ｇ ｈ ｕ ａ Ｕｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ，Ｂｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ８ ４，
第４ ７ 卷增 刊
２ Ｏ ｌ ３ 年６ 月
原
子
能
科学技来自术 Ｖ ｏ１ ． ４７， Ｓｕ ｐｐ１ ．
Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎ ｅ ｒ ｇ ｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎｃ ｅ ａ ｎｄ Ｔｅ ｃ ｈ ｎｏ ｌ ｏ ｇｙ
Ｊ ｕ ｎ ．２ Ｏ １ ３
球 床 高 同皿 温 气 、 冷 堆 吸收体 价 值 计 算 的验 证
ｌ ａ ｉ ｄ ｉ ｎ ｔ ｈ ｅ ｈ ｏｌ ｅ ｓ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｓ ｉ ｄｅ ｒ ｅ ｆ ｌ ｅ ｃ ｔ ｏ ｒ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｃ ｏ ｒ ｅ ． Ｂｅ ｃ ａ ｕｓ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｌ ｉ ｍｉ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ ｐ ｈｙ ｓ ｉ ｃ ａ １ ｃ ａ ｌ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｍｅ ｔ ｈ ｏｄ，ＶＳＯＰ ｃ ｏ ｄ ｅ ｉ ｓ ｎ’ ｔ ｃ ａ ｐ ａ ｂｌ ｅ ｔ ｏ ｃ ａ ｌ ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｔ ｈｅ ａ ｂ ｓ ｏ ｒ ｂｅ ｒ ｖ ａ ｌ ｕ ｅ，Ｓ Ｏ ｏ ｔ ｈｅ ｒ
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”。
高温堆
模块式球床高温气冷堆——一种极有发展前途的核电堆型左开芬（清华大学核能技术设计研究院，北京100084）2000年12月，由清华大学核能技术设计研究院负责设计和建造的10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）建成并实现首次临界。
HTR-10是我国建造的首座高温气冷堆，也是世界上第一座建成的模块式球床高温气冷堆。
这一成就在国际核能界引起了很大反响，它使原来在国际核能界处于落后地位的中国一跃成为在研发第四代先进核能系统方面相对领先的国家，美国核学会主席A．Kadak教授说，由于10 MW高温气冷堆是世界上最近唯一建成运行的球床高温气冷堆，中国"正处在新一轮技术发展的中心"。
2001年3月，来自国际原子能机构（IAEA）、美、俄、法、德、荷、日、南非的35名外国代表专程来华聚会，热烈庆祝HTR-10建成临界并与中国同行交流高温气冷堆设计、建造和运行方面的经验。
1 高温气冷堆发展简介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。
低温气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型，初期这种堆型被用来生产钚，50年代中期以后开始成为发电用的商用化动力堆。
气冷堆的发展大致可分为四个阶段：早期气冷堆、改进型气冷堆、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。
1.1 早期气冷堆（Magnox）英国在1956年建成电功率为50 MW的卡特霍尔（Calder Hall）气冷堆电站，标志着这种堆型进入商用化。
这种气冷堆采用石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯（Magnox）合金为燃料棒的包壳材料，故这种堆又称为镁诺克斯气冷堆。
到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国相继建造和运行了36座镁诺克斯型堆，总装机容量达到8 200 MW。
这种堆型运行情况良好，可利用率高，对核能早期进入商用化市场起了很大作用。
1.2 改进型气冷堆（AGR）为提高反应堆的热工性能，英国发展了改进型气冷堆（AGR），反应堆仍采用石墨作慢化剂，CO2气体作冷却剂，但用不锈钢代替镁诺克斯合金作为燃料的包壳材料，改进后CO2的出口温度从400℃左右提高到670℃。
球床式高温气冷堆球流及球床辐射的理论与实验研究进展
原子能科学技术 N><1);56$738P;)$6;$*69V$;X6<=<38
H<=4/-$U<4,' O;>4&',!
球床式高温气冷堆球流及球床辐射的 理论与实验研究进展
姜胜耀,桂!南,杨星团,屠基元,&
",4清华大学 核能与新能源技术研究院$北京!,'''BF) &4墨 尔 本 皇 家 理 工 大 学 $墨 尔 本 !HRJ-'B-$澳 大 利 亚 #
收 稿 日 期 &',!I'&I&F)修 回 日 期 &',!I'FI,! 基 金 项 目 国 家 科 技 重 大 专 项 资 助 项 目 "&',,Qa'"!',I''-# 作 者 简 介 姜 胜 耀 ",!/!- #$男 $吉 林 九 台 人 $教 授 $博 士 $核 能 科 学 与 工 程 专 业 网 络 出 版 时 间 &',!I'!I&/)网 络 出 版 地 址 X>>:(#[6?4;6[)46$>*[;1?*9$>*)=*,,4&'FF4VE4&',!'!&F4,,-/4''F4X>1=
FI&/6&<,42?23.SM@&6,H&3<2?>&8&264I56/:6&88/35&;;?&V?/D23. S==&4<,1&FI&6H2?G/3.74<,1,<C,35&;;?&Q<C@&%F\>
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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。
模块式高温气冷堆是在以往高温气冷实验堆和大型示范堆的基础上, 为了适应国际社会对反应堆安全越来越高的要求而提出和发展的。
这种堆型以小型化和固有安全性为特征, 设计保证在任何事故情况下, 由于堆的负反应性温度系数和很大的温升裕度能够使反应堆安全停堆; 停堆后的余热可以依靠热传导、对流和辐射等自然机理传输到堆外;反应堆功率密度设计较低, 从设计上保证堆芯燃料元件的最高温度限制在其允许的安全温度以下; 耐高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件避免了发生堆芯燃料元件熔化的危险。
其次, 由于反应堆规模的小型化, 可以采用模块化建造方案, 从而降低成本提高经济竞争力。
模块式高温气冷堆的安全特性可以从以下3个方面得到保障。
①阻止放射性释放的多重屏障反应堆设有三道安全屏障以阻止放射性释放,第一道屏障是全陶瓷包覆颗粒燃料元件。
高温气冷堆的堆芯设计时, 在所有运行和事故工况下都应保证堆芯中心区域的燃料元件最高温度限制在1600 ℃以内。
在1600 ℃以下时, 燃料颗粒的包覆层能保持其完整性, 放射性裂变产物几乎全部被阻挡在燃料颗粒内。
第二道屏障是一回路压力边界,由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳(或能量转换压力壳) 和连接这两壳的热气导管压力壳组成, 这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。
第三道屏障是包容体, 由一回路舱室、氦净化系统舱室、燃料装卸系统舱室组成, 可以阻留和控制放射性气体裂变产物向大气释放。
②非能动余热载出安全特性高温气冷堆在堆芯的热工计算时考虑了在事故工况下, 堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统,堆芯的衰变热可以由热传导、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆舱表面冷却器, 再通过自然循环由空气冷却器将传出的堆芯余热散发到大气中。
如果一回路冷却剂失压, 主传热系统和辅助传热系统全部失效, 堆芯余热仍可通过上述的非能动机制传出堆外, 可以避免发生堆芯熔化事故的可能性, 具有非能动的安全特性。
当然, 在事故情况下, 由于余热已不可能通过主传热系统载出,势必导致堆芯中心区域的燃料元件温度升高。
为了保证堆芯燃料元件的最高温度不超过其安全限值1600 ℃, 需要对堆芯功率密度和堆芯几何尺寸的设计加以限制, 这也是高温气冷堆的单堆容量较小的原因。
④负反应性温度系数具有很大的反应性补偿能力反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数, 并且在正常情况下燃烧元件的最高温度与其允许的温度限值之间还有相当大的裕度, 因此借助于负反应性温度系数所提供的反应性补偿能力, 当发生正反应性引入事故时, 反应堆可以依靠自身的负反应性温度系数的反应性补偿能力实现自动停堆。
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。
高温气冷堆的燃料元件是将全陶瓷型包覆颗粒弥散在石墨球基体中制成的, 这种燃料元件的特征是将几乎所有裂变产物完全阻挡, 在完整包覆颗粒的陶瓷SiC 层内,陶瓷SiC 层可以在1 600 ℃以下保持其完整性, 从而极大地提高了各种运行和事故工况下核燃料裂变产物的阻挡能力。
中子慢化材料, 反射层材料, 燃料元件结构材料和堆芯结构材料均采用石墨。
冷却剂则是中子吸收截面小、化学隋性的氦气。
由于堆芯为耐高温的全陶瓷型结构, 堆芯出口温度可达950 ℃甚至更高。
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。
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。
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。
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。
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。
反应堆一回路被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物严重污染是球床高温气冷堆的一种固有不安全性.HTR-10:10 兆瓦高温气冷试验堆 (HTR-10) 是清华大学核能与新能源技术研究院承担的国家“ 863 ”计划重点项目，于 95 年 6 月动工兴建， 2000 年 12 月建成并达到临界， 2003 年 1 月完成 72 小时满功率运行和并网发电验收试验. HTR-10 的堆体与一回路简图如图2 所示[6 ] 。
反应堆与蒸汽发生器分别装入两个压力壳内, 其间用热气导管压力壳相连接, 构成“肩并肩”的布置方式。
反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳与热气导管压力壳组成一回路压力边界, 并安装在一个混凝土屏蔽舱室内：1、反应堆堆芯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，上部约有高40cm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的燃料元件卸料管, 用于连接装入和卸出燃料元件。
2、堆内石墨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。