放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性(最新版)

( 安全技术 )

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放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性(最新版) Technical safety means that the pursuit of technology should also include ensuring that people

make mistakes

放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固

有不安全性(最新版)

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