淺談高溫氣冷堆的固有安全性

齊炳雪　楊一都

摘 要：本文從“設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)余熱非能動(dòng)排出”、“反應(yīng)性控制”、“不停堆換料”、“HTR-10固有安全性驗(yàn)證試驗(yàn)”、“HTR-PM設(shè)計(jì)試驗(yàn)驗(yàn)證”等方面論述了高溫氣冷堆示范工程的安全性。最后指出開(kāi)發(fā)和研究更為安全經(jīng)濟(jì)的高溫氣冷堆核電站是未來(lái)核電發(fā)展的趨勢(shì)。

關(guān)鍵詞：核安全規(guī)劃；HTR-PM；固有安全性

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.21.081

1 概述

隨著經(jīng)濟(jì)的發(fā)展，世界上各地區(qū)對(duì)于電力的需求正在逐年增大，尤其是在擁有中國(guó)和印度這兩個(gè)發(fā)展中大國(guó)的亞洲。然而化石燃料的資源是有限的，煤、石油、天然氣的儲(chǔ)量正在逐年減少，對(duì)于資源貧乏的國(guó)家，僅靠化石燃料已經(jīng)不能滿(mǎn)足電力的需求。在這種前提下，各國(guó)都爭(zhēng)相建立各自的火力、水力、核能發(fā)電站，在安全運(yùn)行的前提下，核能是一種清潔、無(wú)空氣污染的能源，而且是一項(xiàng)成熟的技術(shù)，可以大規(guī)模替代化石燃料[1]。

然而安全是核電的生命線，核電是一種相對(duì)安全的能源，卻并不能保證它的絕對(duì)安全性。繼美國(guó)三哩島核電站事故和蘇聯(lián)切爾諾貝利事故后，2011年3月11日，與我們隔海相望的日本發(fā)生的福島核電站事故無(wú)疑給剛剛復(fù)蘇的核電事業(yè)澆了一盆冷水，這次核事故不僅給日本以重創(chuàng)，而且由此造成的核泄漏更是引起了全世界對(duì)核電站安全性的重新思考。

2 HTR-PM的安全性

2012年12月9日，我國(guó)第一座高溫氣冷堆核電站示范工程（以下簡(jiǎn)稱(chēng)HTR-PM）在山東榮成正式開(kāi)工建設(shè)，這也是繼日本福島核事故后國(guó)家批準(zhǔn)建設(shè)的第一座核電站。那么，HTR-PM的安全性如何呢？

2.1 設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)余熱非能動(dòng)排出

HTR-PM是具有非能動(dòng)安全特性的，即事故工況下無(wú)需能動(dòng)系統(tǒng)，僅依靠熱傳導(dǎo)、熱輻射、和自然對(duì)流等方式就能將余熱有效導(dǎo)出，防止放射性物質(zhì)的釋放[2]。為實(shí)現(xiàn)此項(xiàng)目標(biāo)，HTR-PM在設(shè)計(jì)上綜合考慮了以下幾點(diǎn)：

（1）堆芯功率密度低。一臺(tái)百萬(wàn)千萬(wàn)級(jí)壓水堆核電站，正常運(yùn)行時(shí)的堆芯功率密度約100MW/m3，停堆之后最初時(shí)間的堆芯剩余發(fā)熱大約是200MW，若沒(méi)有冷卻劑的冷卻，堆芯溫度將很快升高。而HTR-PM的堆芯平均功率密度只有3.22MW/m3，即使喪失冷卻后，堆芯溫度上升也較為緩慢，在停堆數(shù)十小時(shí)后達(dá)到最高溫度，從而為余熱的有效排出提供了較為寬裕的時(shí)間[3]。

（2）限制堆芯直徑[4]。對(duì)比不同堆型的活性區(qū)尺寸，典型壓水堆活性區(qū)直徑3.37m，活性區(qū)高度4.26m，典型沸水堆活性區(qū)直徑5.2m，活性區(qū)高度3.7m，而HTR-PM的活性區(qū)直徑3.0m，活性區(qū)高度11.0m相比于壓水堆和沸水堆，HTR-PM堆芯為瘦長(zhǎng)型，更有利于堆芯余熱的有效導(dǎo)出，提高了反應(yīng)堆的安全性。

（3）采用全陶瓷包覆顆粒燃料元件。與傳統(tǒng)壓水堆不同，HTR-PM采用全陶瓷包覆顆粒燃料元件，包覆燃料顆粒的核心是UO2，外面包覆著四層陶瓷材料：疏松熱解炭層、內(nèi)致密熱解炭層、熱解SiC層、外致密熱解炭層。燃料元件在1600℃的高溫下包覆層仍能保持其完整性，可有效地防止裂變產(chǎn)物及放射性物質(zhì)外泄。由于燃料元件在高溫下不熔化，為余熱導(dǎo)出提供了較多的時(shí)間及裕度。

2.2 反應(yīng)性控制

當(dāng)反應(yīng)堆功率控制失效，反應(yīng)堆瞬時(shí)產(chǎn)生較大熱量時(shí)，如果熱量不能及時(shí)導(dǎo)出，可能會(huì)引起堆芯熔化（如蘇聯(lián)切爾諾貝利事故）。而HTR-PM可在事故工況下對(duì)反應(yīng)性進(jìn)行有效控制，這主要基于以下兩點(diǎn)：

（1）HTR-PM具有較大的燃料和慢化劑負(fù)反應(yīng)性溫度系統(tǒng)；

（2）在正常情況下燃料元件的最高溫度與其允許的溫度限值之間還有相當(dāng)大的裕度（約為700℃）。

因此借助于負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)所提供的反應(yīng)性補(bǔ)償能力，當(dāng)發(fā)生正反應(yīng)性引入事故時(shí)，反應(yīng)堆可以依靠自身的負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)的反應(yīng)性補(bǔ)償能力，實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆，這也體現(xiàn)了HTR-PM的固有安全性。

2.3 不停堆換料

與壓水堆不同，HTR-PM采用的換料方式為不停堆換料，即在反應(yīng)堆運(yùn)行期間，燃料元件不斷的在燃料裝卸與貯存系統(tǒng)中循環(huán)、裝卸、轉(zhuǎn)運(yùn)和貯存。在堆芯底部，達(dá)到燃耗深度的燃料元件從卸料管排出，未達(dá)到燃耗深度的燃料元件重新輸送回堆芯，同時(shí)在堆芯頂部注入新燃料。

采用不停堆換料，不僅使HTR-PM功率分布和燃耗深度都比較均勻，而且無(wú)需儲(chǔ)備補(bǔ)償燃耗的反應(yīng)性，故所需后備反應(yīng)性小，反應(yīng)堆較為安全和經(jīng)濟(jì)。

2.4 HTR-10固有安全性驗(yàn)證試驗(yàn)

2003年4月和2004年9月，清華大學(xué)核研院經(jīng)國(guó)家核安全局審查批準(zhǔn)，在HTR-10高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆上進(jìn)行了外電源斷電、主氦風(fēng)機(jī)停機(jī)以及甩負(fù)荷疊加不能緊急停堆3項(xiàng)固有安全性的試驗(yàn)。這些試驗(yàn)展示了高溫氣冷堆的一個(gè)重要特性：在任何事故下，包括喪失所有冷卻的情況下，不采取任何人為干預(yù)，反應(yīng)堆能保持安全狀態(tài)。

2.5 HTR-PM設(shè)計(jì)驗(yàn)證試驗(yàn)

為驗(yàn)證HTR-PM主系統(tǒng)主設(shè)備的設(shè)計(jì)，目前在清華核研院先進(jìn)反應(yīng)堆工程實(shí)驗(yàn)室開(kāi)展了HTR-PM各類(lèi)系統(tǒng)的驗(yàn)證試驗(yàn)，主要任務(wù)是針對(duì)主要技術(shù)難題進(jìn)行分解，建立相關(guān)實(shí)驗(yàn)臺(tái)架，進(jìn)行技術(shù)攻關(guān)和實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證。

此類(lèi)驗(yàn)證試驗(yàn)不僅可以驗(yàn)證主系統(tǒng)主設(shè)備設(shè)計(jì)的合理性，而且還可以檢驗(yàn)系統(tǒng)長(zhǎng)期運(yùn)行的可靠性。為主設(shè)備的選材和工藝制造積累了一定的經(jīng)驗(yàn)，為設(shè)計(jì)優(yōu)化提供了一定的依據(jù)，更好的提高了高溫氣冷堆的可靠性與安全性。

3 小結(jié)

總體來(lái)說(shuō)，作為第四代核能系統(tǒng)的候選堆型之一，模塊式高溫氣冷堆具有非能動(dòng)余熱排出、全陶瓷包覆顆粒燃料元件、反應(yīng)性有效控制、不停堆換料等特點(diǎn)，其固有安全性是不言而喻的。相信隨著核能商業(yè)化的推進(jìn)以及電力市場(chǎng)的競(jìng)爭(zhēng)壓力，開(kāi)發(fā)和研究更為安全、經(jīng)濟(jì)的高溫氣冷堆核電站是未來(lái)核電事業(yè)發(fā)展的趨勢(shì)。

參考文獻(xiàn)：

[1]張鵬飛.200MW高溫氣冷堆系統(tǒng)和設(shè)備[S].華能山東石島灣核電有限公司培訓(xùn)教材.

[2]張作義，吳宗鑫，王大中.高溫氣冷堆-第四代核電技術(shù)的重要途徑[J].中國(guó)核能可持續(xù)發(fā)展，2008（05）：94-103.

[3]福斯伯格，摩西.中國(guó)設(shè)計(jì)的球床堆提出的核保障要求.美國(guó)橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室，2009.

[4]林誠(chéng)格，郁祖盛.非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008：78-81.

作者簡(jiǎn)介：齊炳雪（1986-），女，山東壽光人，碩士研究生，工程師，從事高溫氣冷堆主設(shè)備設(shè)計(jì)及采購(gòu)工作。