高温气冷堆在我国的发展综述

第23卷第5期2006年10月

现　代　电　力

Modern Electric Power

Vol123　No15

Oct12006

文章编号:100722322(2006)0520070206 文献标识码:A 中图分类号:TM623,TL424

高温气冷堆在我国的发展综述

符晓铭,王　捷

(清华大学核能与新能源技术研究院,北京　100084)

摘　要:高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。

关键词:高温气冷堆;第四代核能系统;氦气透平直接循环;核能制氢

0　引　言

能源是国民经济的基础产业,是国民经济发展的动力,能源技术发展与经济和社会的发展紧密相关。随着我国经济持续稳定的发展,能源需求日益增长,能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。由于能源资源量的限制和环境问题突出,迫切要求发展清洁安全的替代能源。核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。从我国的能源供求情况来看,核能在21世纪中将在我国能源体系中发挥重要作用[1]。积极发展核能是增加能源供给和改善环境污染的重要途径之一,对保障国家能源安全、调整能源结构、发展高效清洁能源、保护环境等将产生深远影响。

发展我国核能,必须立足于研发先进的核能系统。按照目前国际上被广泛接受的观点,已有的核能系统被划分为三代:①20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;②20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600～1400MW的标准型核电站,它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体;③20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改进型轻水堆核电站。第三代核能系统在安全性和操作的简便性方面有了明显的改进,但由于是从第二代核能系统演化而来的,所以不免带有一些局限

性,在公众可接受性和经济竞争力两个方面离现实的要求还有一定的距离。

第四代核能系统是美国核学会于1999年提出的在经济性、安全性、废物处理和防核扩散方面具有重大革命的新一代先进核能系统,并已取得国际核能界的共识。2001年,美国牵头会同英国、日本、法国、加拿大、巴西、瑞士、韩国、南非、阿根廷10国及欧洲原子能共同体共同成立了“第四代核能系统国际论坛”,其主要工作是评估各种核能系统,提出第四代先进核能系统的研究计划,在2020年前后研发出能够很好地解决核能的安全性、经济性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统。通过对所有动力堆的综合评估,2002年底,“第四代核能系统国际论坛”和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线图》,选出气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆六种堆型作为未来的研究重点。所谓“超高温气冷堆”与现有高温气冷堆技术的差别在于反应堆出口温度达到1000℃,使其更好地适应未来制氢技术的工艺热需求。目前技术水平的高温气冷堆出口温度已经达到950℃,在此基础上实现1000℃出口温度在技术上是比较容易实现的。因此,高温气冷堆和在此基础上发展的超高温气冷堆被认为是最有可能在不远的将来实施的先进堆型,是近期世界核电站发展最有前途的堆型。

本文介绍了高温气冷堆的主要技术特点及其在我国的发展状况。

1　高温气冷堆的主要技术特征

111　高温气冷堆主要特征

高温气冷堆(H T GR)是核能反应堆中的一种堆型,是在早期气冷堆,改进型气冷堆基础上发展起来的先进堆型。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(图1),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1600℃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[2]。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

。

图1　高温气冷堆球形燃料元件结构示意图

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[3],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[4]。112　高温气冷堆的基本安全特性

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[5]。

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。

2　高温气冷堆的发展历史和世界发展

现状

211　高温气冷堆

国际上高温气冷堆的研究始于20世纪60年代,到80年代中期完成了3座实验堆电站和2座示范堆电站的建设。英国于1960年开始建造热功

率为20MW 的实验高温气冷堆“龙堆”(Dragon ),1964年8月首次临界,1966年4月达到满功率运

行,氦气出口温度为750℃,不发电。美国于1967年建成并运行了电功率为40MW 的桃花谷(Peach Bottom )高温气冷实验堆,在七年半的运行期间,

平均负荷因子达到74%,可利用度达到86%。德

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