我国高温气冷堆的发展

我国高温气冷堆的发展 【摘要】 ：模块化高温气冷堆具有的固有安全特性、建造周期短和机组 容量小等优势正好符合电力系统非管制化 (Deregulation)发展趋势对于 发电厂的要求，清华大学核能设计研究院正在建造一座 10MW 高温气 冷实验堆。本文着重分析了高温气冷堆的安全特性和提高发电效率的 氦循环方式 我国高温气冷堆的发展 吴宗鑫 1 引言 高温气冷堆新近的发展已引起广泛的关注。除了中国和日本正在建造 高温气冷实验堆之外，南非、美国、俄罗斯、法国等国都在积极开展 高温气冷堆的发展工作，一些发展中国家对高温气冷堆表示了极大的 兴趣。 高温气冷堆具有安全性好、发电效率高、小容量模块化建造等特点， 正好适应了全球正在兴起的电力系统非管制化发展趋势对发电厂的要 求。 高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化材料，采用包覆颗粒燃料和 全陶瓷的堆芯结构材料。图 1 表示了清华大学核能技术设计研究院正 在建造的 10MW 高温气冷实验堆的总体结构。 图 110MW 高温气冷实验堆的总体结构 2 高温气冷堆特点 2.1 安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。图 2 表示了三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化 概率有了显著的改进。 目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图 2 中实线所表示“满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异 安全性电厂”的水平。 美国电力研究所(EPRI)制定的 《电力公司用户要求》 文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10－5/堆.年。模块 式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于 10 －7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 图 2 世界核电厂安全性改进的发展趋势 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀 燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介 碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆 颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为 6cm 的球 形燃料元件(见图 3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留 在包覆颗粒内，实验表明，在 1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗 粒燃料仍保持其完整性， 裂变气体的释放率仍低于 10－4。高温气冷堆 具有如下的基本安全特性： 图 3 高温气冷堆球形燃料元件 2.1.1 反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯 反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负， 具有瞬发效应的 燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯 均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正 反应性引入事故主要有： ①控制棒误抽出；②蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力 增强引入正反应性事故；③一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温 度下降引入的正反应事故等。 事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率 上升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功 率的上升，燃料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。 2.1.2 余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考 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 变热可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外 的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发 到大气(最终热阱)中(见图 4)。 图 4 非能动堆芯余热排出系统 我国高温气冷堆的发展:当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯 的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出 系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升 高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在 1600℃的温度限值内，模 块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。 模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯 熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。 2.1.3 阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的 基本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所 有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在 1600℃内。在 此温度以下，热解碳层和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态 和金属裂变产物几乎完全被阻留在包覆燃料颗粒内。而且裂变材料被 大量分散到许多小的燃料颗粒内， 独立形成屏障， 具有很高的可靠性。 一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压 力边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压 力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容 器发生贯穿破裂的可能性可以排除。 由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过 1600℃而使裂变产物大 量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很 低， 故在发生失压事故时， 即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中， 对周围环境造成的影响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设 计中不设置安全壳，而采用“包容体”的设计概念。“包容体”不同于安全 壳， 无气密性和承全压的要求， 无需喷淋降压和可燃气体控制等功能， 系统大为简化。 高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实 现的。在 10kPa 压差下的泄漏率小于 10－2/天。在正常运行工况下， 由排风系统保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向 反应堆建筑内扩散，排风经过滤后由烟囱排出；当发生一回路冷却剂 失压严重事故，一回路舱室中的压力超过 10kPa 时，自动打开事故排 风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由烟囱排向大气。由于直 接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经短时间后立 即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程 中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的 风险性。 图 5 氦气透平直接循环流程图 图 6 直接联合循环发电流程图 2.2 发电效率可提高 模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增 强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温 气冷堆可以提供 950℃的高温氦气， 充分利用其高温氦气的潜力获得更 高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循 环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。 南非 ESKOM公司设计的高温气冷堆核电厂即采用了氦气透平直接循环 方式 1，2]，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电， 反应堆压力为 7MPa，氦气出口温度为 900℃，高温氦气首先驱动高压 氦气透平，带动同轴的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同 轴的压缩机，最后驱动主氦气透平，输出电力。经过整个循环，氦气 的压力将降到 2.9MPa，温度降为 571℃。为了将氦气加压到反应堆一 回路的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到 27℃后，再经两级 压缩机后升压到 7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到 558℃，回到 堆芯的入口，其流程见图 5 所示。该循环方式发电效率可达到 47％。 该循环系统的