球床高温气冷堆.docx

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球床高温气冷堆

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。

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。

整个反射层结构在高度方向由15层石墨块与碳砖组成,每层石墨块和碳砖在圆周方向又分成20块,各石墨块之间由石墨键销联接,起到定位和减少氦气漏流的作用,并使石墨砌体形成一个整体结构。

侧反射层内侧靠近活性区的位置开有20个孔槽,其中10个为直径130mm的控制棒导向孔,7个为长圆形孔槽,用于吸收球停堆系统,另外3个为直径的材料辐照孔道,侧反射层外侧开有20个冷氦气流动孔道。

底部反射层石墨形成倾斜角为30°的活性区锥形底部,中央是直径为的卸料管,这样使燃料元件容易从堆芯流出且不形成“死区”。

底部反射层含有热氦气出口联箱,温度不均匀的热氦气在联箱中充分混合后经热气导管进入蒸汽发生器。

3、堆内金属构件

堆内金属构件由堆芯筒体、下部支撑底板,顶部生物屏蔽板等构成。

整个堆芯和石墨反射层结构均支撑在下部支撑底板上,支撑底板为具有加强筋板的钢结构。

堆芯筒体内径为3800mm,高度为6200mm,壁厚为30mm,它保证石墨堆体的径向定位和在地震条件结构的完整性同时保证石墨构件可以自由热膨胀,并可以减低对压力壳材料快中子辐照水平。

堆芯筒体与压力壳壁之间的环形间隙通以250℃冷氦气,保证压力壳壁温度不超过其容许工作温度。

堆芯筒体上端是一块厚度为300mm的钢板,作为生物屏蔽。

堆内金属构件在结构上的合理设计使控制棒孔道、吸收球停堆系统管道、燃料元件装料管、热气导管引出管以及测量仪表管可以贯穿这些构件。

4、控制棒和吸收球停堆装置

HTR-10设置两套独立的停堆系统,即控制棒系统和吸收球停堆系统。

控制棒系统由设置在侧反射层孔道内的位于同一水平圆周上10根吸收棒组成,其吸收体是长度为2200mm、直径为100mm的烧结B、C环形块,棒外径为110mm,包壳材料采用不锈钢；控制棒的驱动机构装设在压力壳顶盖上面,它采用电机驱动和减速装置相连接的链条机构,控制提升或下降在失去电源时控制棒可以在重力作用下落到其最低位置,使反应堆停堆。

控制棒系统的反应性当量能满足功率调节、热停堆和长期冷停堆的要求。

吸收球装置是第二停堆系统,在控制棒系统发生全部失效事故时,依靠吸收球系统可以使反应堆由热态最终达到冷态次临界状态,确保反应堆的安全性。

吸收球装置设在反应堆压力壳内,直径为5mm的含硼吸收球放置在堆芯上部的贮存罐中,当需要投入此系统时,吸收球可依靠重力落入侧反射层槽内,使反应堆停堆。

当第一停堆系统恢复正常功能,堆要重新启动时,吸收球可以通过气体输送系统回送至堆顶贮存罐内,使之处于备用状态。

5、燃料装却系统部件

HTR-10采用球形燃料元件连续装卸料运行方式,燃料装料管通过压力壳从堆芯上部将燃料元件装入堆芯,燃料元件在堆芯球床中按不同流线和速度由上向下流动,由堆芯的锥形底部通过直径为500mm的卸料管排到堆外,燃料元件通过设置在压力壳外的碎球分离器将形状或尺寸不符合要求的元件和碎片分选出来,送至碎球罐贮存,其他元件通过燃耗测量装置进行燃耗测量,将未达到设计燃耗值的元件重新装入堆芯作再循环,将另一部分已达到设计燃耗的元件输送到乏燃料贮存库储存，在反应堆额定功率运行期间,每天循环的燃料元件总数为个125,其中需加入堆芯的新燃料元件和相应的需卸出的乏燃料元件各为25个。

在整个燃料循环中,除了将元件通过输送管道送至堆芯上部是要靠气动输送外,其余部分均借助重力作用通过竖直或倾斜的管道自由滚动到系统的各个部位。

6、反应堆压力壳

反应堆压力壳为立式圆柱形壳体,内径4100mm,总高度约10250mm。

筒体部分壁厚为70mm。

压力壳顶盖与下部筒体用法兰联接,并采用环焊接密封结构。

压力壳顶盖上设有控制棒驱动机构的接管和材料辐照孔道的接管结构,压力壳上还设里有燃料卸料管、吸收球系统输气管和测量仪表管的接头或贯穿件；其侧面在热气环道高度上设有直径为900mm的大孔,用法兰与热气导管压力壳相接；压力壳的4个支撑架均匀地装在热气导管接口中心线的位置上,支撑架被固定在一回路混凝土舱室壁上。

Thefuelhandlingsystem（FHS）ofHTR-10:

FHS的主要功能：

1）、为初始堆型填料；

2）、转移堆型下部的卸料管道中的燃料元件；

3）、把未达到设计燃耗值的燃料元件重新装入堆芯；

4）、将形状或尺寸不符合要求的元件和碎片分选出来,送至碎球罐贮存；

5）、将另一部分已达到设计燃耗的元件输送到乏燃料贮存库储存；

6）、将新的燃料元件加入到燃料循环中。

GT–MHR

美国GA和俄罗斯OKBM的GT-MHR：

600MW热功率

HTR-PM

AVR

OnedifferencebetweentheAVRandcurrentHTRs,forexampletheHTR-10,isthelocationofthesteamgeneratorsandtheblowers.ThetwoblowersoftheAVRarelocatedatthebottomoftheinnerreactorpressurevessel

（RPV）,andthesteamgeneratorislocatedatthetopoftheinnerreactorpressurevessel,whileintheHTR-10thesteamgeneratorandblowerarelocatedoutsidethereactorpressurevessel.IntheAVRtheheliumflowsthroughthereactorcorefromthebottomtothetop,andiscooleddowninthesteamgenerator.Then,itpassesthroughthenarrowspacebetweenthereactorbarrelandtheinnerreactorpressurevessel,whereitcoolsthereactorbarrelandinnerreactorpressurevessel.Finally,theheliumreachestheblowersand

iscirculatedbackintothereactorcoreagain

THTR–300

PBMR

自1990年代后期以来。

南非PBMR公司在政府的支持下．吸收德国等国家的技术和经验，发展了球床模块式反应堆PBMR，其热功率400MW，反应堆入口／出口温度是500／900℃，采用氦气透平循环发电，电功率165MW，球床型反应堆，直径3.5m的立式圆柱形结构，由上面装入球形燃料。

反应堆冷却剂是氦气。

由反应堆出来的氦气推动汽轮机发电，然后再回到反应堆内，在反应堆与汽轮机之间循环，热效率为45%。