高温气冷堆核电厂

使用石墨慢化氦气冷却的高温反应堆的核电厂

使用石墨慢化氦气冷却的高温反应堆的核电厂。反应堆采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料。

简史和发展前景

英国自1956年起开始研究发展高温气冷堆技术，1962年与欧洲共同体合作开始建造热功率为20MW的高温气冷试验堆——龙堆(Dragon)，1964年8月首次临界，1966年4月达到满功率运行。以后重点转向发展改进型气冷堆，停止了高温气冷堆发展计划。与此同时美国和德国开始发展高温气冷堆技术。美国于1967年建成电功率为40MW的桃花谷(Peach Bottom)实验高温气冷堆核电厂，1974年10月停堆退役。德国也于1967年建成电功率为15MW的球床实验高温气冷堆核电厂(AVR)，1974年将该堆的一回路氦气温度由750℃提高到950℃，成为世界上运行温度最高的核反应堆，1988年停堆退役。美国以后又建造了电功率为315MW的圣·符伦堡(Fort.st.Vrain)原型高温气冷堆核电厂，于1976年达到临界，1979年并网运行。1999年停堆退役。德国于1971年开始建造电功率为300MW的原型钍高温气冷球床堆(THTR-300)，1985年9月建成达临界，1986年9月达到满功率运行，1990年关闭。

1981年德国电站联盟(Kraftwerke Unio AG，KWU)国际原子公司(Interatom)和1984年美国通用原子公司(General Atomic Company，GA)相继提出模块式高温气冷堆核电厂设计方案，以其小型化、标准化和具有高度固有安全性为目标，把高温气冷堆核电厂的发展推向商业应用阶段。但由于以后全世界整个核电发展迟缓，高温气冷堆核电厂至今尚未建成该堆型的示范核电厂。根据高温气冷核电厂现在的成熟程度和经济性能，有可能在21世纪初叶建成实用的高温气冷堆核电厂。

特点 ①具有高度的固有安全性：由于堆芯功率密度低，热容量大，并具有负反应性温度系数，因此即使在反应堆冷却剂失流事故的情况下，堆芯余热也可依靠自然对流、热传导和辐射传出。同时冷却剂氦气是惰性气体，与结构材料相容性好，氦气中子吸收截面小，难于活化，因此在正常运行时，氦气的放射性水平很低，有利于运行和维修。②燃料循环灵活，转换比高和燃耗深：不仅可以使用低富集铀燃料，也可以使用高富集铀和钍燃料，实现钍—铀燃料循环。燃料的燃耗深度可高达100000MW·d/tU，提高了燃料的经济性。③热效率高：由于高温气冷堆出口温度高，可以产生19.0MPa、535℃的高温高压过热蒸汽，配以常规汽轮机组，热效率可达40% ，如果实现高温氦气轮机的直接循环，热效率可提高到50%~60%。④未来用途广泛：高温气冷堆还可提供900~950℃左右的高温工艺气体，用于炼钢、黑色金属生产、煤的气化和液化、氨和甲醇的生产以及轻纺、海水淡化等工业。

涂敷颗粒燃料

图1(a)所示为高温气冷堆用的涂敷颗粒燃料，它是以直径为200~400μm的氧化铀或碳化铀燃料为核心，外面涂敷2~3层热解碳和碳化硅，涂敷厚度约150~200μm。涂敷颗粒(直径为1mm左右)有两种类型，一种称为BISO颗粒，采用两层涂敷层，内层是低密度的疏松热解碳层，用以储存裂变气体，外层是高密度的致密热解碳层，用以承受裂变气体的压力，防止裂变产物进入氦回路；另一种称为TRISO颗粒，采用三个涂敷层，即在热解碳的疏松层外的两层致密层之间加一层碳化硅(SiC)层，用以防止金属裂变碎片铯、锶、钡等的扩散迁移。将涂敷颗粒弥散在石墨基体中压制成球形或柱状燃料密实体，制成球形或棱柱状石墨燃料元件(见图1)。

模块式堆芯结构

模块式高温气冷堆堆芯目前有两种结构形式：

(1)球床堆芯：以德国HTR模块为例(见图2)，堆芯由球形燃料元件和石墨反射层组成。直径60mm的球形燃料元件由堆顶部连续装入堆芯，同时从堆芯底部卸料管连续卸出乏燃料元件。卸出的乏燃料经过燃耗测量后，将尚未达到预定燃耗深度的燃料球再次送回堆内使用，使每个燃料元件的燃耗深度基本一致。反应堆堆芯内装有约360000个燃料元件球，燃料元件在堆内平均经过15次循环，在堆内平均停留时间为1000天。反应堆设有两套控制和停堆系统，均设置在侧向反射层内。第一套控制棒系统用于功率调节和反应堆热停堆；第二套是小球停堆系统，吸收体小球直径为10mm的含碳化硼的石墨球，用于长期冷停堆。

反应堆和热交换器分别布置在各自的钢压力容器内，在反应堆和蒸汽发生器之间由装有高温气体和低温气体的同轴管道相连接，形成“肩并肩”式布置，其优点是设备易于装配、更换、维护、检查和修理，有利于高温气冷堆用于提供高温工艺热。

一组表面式冷却器安装在反应堆压力容器的周围，用于正常运行时散热以及停堆时或事故条件下导出衰变热。

球床堆芯的优点是：①球形燃料元件的设计和制造较为简单；②堆芯内可方便地混合装载适当比例的石墨元件和少量吸收元件，并可采用不停堆装卸料和实现多次再循环，因而功率分布和燃料的燃耗深度都较均匀；③采用不停堆换料有利于提高堆的可用率；④燃耗较深。其缺点是：①为实现燃料多次循环而设置的装卸料系统比较复杂，其可靠性不如常规的停堆换料装置；②反射层更换较难，需采用寿命长、耐辐照的高品质石墨。

(2)柱床堆芯：以计划中的美国MHTGR-350为例(见图3)。反应堆的堆芯由六角形棱柱石墨燃料元件和石墨反射层组成，每个棱柱石墨燃料元件有210个燃料孔道，装填直径12.7mm 、长75mm的燃料柱体和102个直径15.9mm的氦冷却剂孔道。未装燃料的石墨棱柱围绕堆芯构成可以更换的内外径向和上下轴向反射层。永久性的反射层棱柱放在可以更换的石墨块外边。在外反射层中有24个控制棒孔道，用于正常运行和功率调节，内反射层中有六个中央控制棒孔道，用于长期停堆。此外，还设有后备停堆系统，可将碳化硼吸收小球落入最内层的12个燃料元件的孔道内。此种六角棱柱石墨元件采用停堆换料，一次通过，不再循环。在停堆和检修时，可使用主热阱传输回路，并将二次回路中的蒸汽绕过汽轮机直接进入凝汽器。衰变热也可由安装在反应堆压力容器底部的停堆冷却系统排出。当这两个能动冷却系统不能工作时，衰变热也能通过反应堆的空腔冷却系统排出，空腔冷却系统是利用自然对流作用把热转移到外部的。

核蒸汽供应系统也和球床堆HTR模块一样，采用“肩并肩”式布置方案。

柱床堆芯的优点是：①易做成环状堆芯，有利于传热，因而在堆芯尺寸相同情况下，环状堆芯功率输出约可比圆柱堆芯提高40%；②柱状堆芯有固定的冷却剂流道，因此氦冷却剂在堆芯内的压力降较小，可减少循环风机的功率；③柱状堆芯的所有部件易于更换，因而对石墨品质(尤其是抗辐照性能)的要求比球床堆芯石墨的低；④停堆安全裕度大。其缺点是为了降低堆芯轴向功率不均匀因子，需沿轴向装载不同含轴量的燃料元件，为此需采用富集度为19.9%的铀加上钍的燃料，这对一次通过式燃料循环来说，经济性较差。

高温气冷堆的主要参数见表。

模块式高温气冷堆主要参数表(设计值)

HTR的主要特点是涂敷层把裂变产物包得紧紧的，出不来，因而十分安全，但涂敷层很难去除，至今世界上还没找到合适的工艺。这一方面有利于防止核扩散(因而美国等大力推荐)，另一方面是核燃料不能循环利用，只能一次通过。

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