淺談高溫氣冷堆的固有安全性

齊炳雪　楊一都

摘 要：本文從“設計上實現(xiàn)余熱非能動排出”、“反應性控制”、“不停堆換料”、“HTR-10固有安全性驗證試驗”、“HTR-PM設計試驗驗證”等方面論述了高溫氣冷堆示范工程的安全性。最后指出開發(fā)和研究更為安全經(jīng)濟的高溫氣冷堆核電站是未來核電發(fā)展的趨勢。

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)濟的發(fā)展，世界上各地區(qū)對于電力的需求正在逐年增大，尤其是在擁有中國和印度這兩個發(fā)展中大國的亞洲。然而化石燃料的資源是有限的，煤、石油、天然氣的儲量正在逐年減少，對于資源貧乏的國家，僅靠化石燃料已經(jīng)不能滿足電力的需求。在這種前提下，各國都爭相建立各自的火力、水力、核能發(fā)電站，在安全運行的前提下，核能是一種清潔、無空氣污染的能源，而且是一項成熟的技術(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，核電是一種相對安全的能源，卻并不能保證它的絕對安全性。繼美國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疑給剛剛復蘇的核電事業(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，我國第一座高溫氣冷堆核電站示范工程（以下簡稱HTR-PM）在山東榮成正式開工建設，這也是繼日本福島核事故后國家批準建設的第一座核電站。那么，HTR-PM的安全性如何呢？

2.1 設計上實現(xiàn)余熱非能動排出

HTR-PM是具有非能動安全特性的，即事故工況下無需能動系統(tǒng)，僅依靠熱傳導、熱輻射、和自然對流等方式就能將余熱有效導出，防止放射性物質(zhì)的釋放[2]。為實現(xiàn)此項目標，HTR-PM在設計上綜合考慮了以下幾點：

（1）堆芯功率密度低。一臺百萬千萬級壓水堆核電站，正常運行時的堆芯功率密度約100MW/m3，停堆之后最初時間的堆芯剩余發(fā)熱大約是200MW，若沒有冷卻劑的冷卻，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)十小時后達到最高溫度，從而為余熱的有效排出提供了較為寬裕的時間[3]。

（2）限制堆芯直徑[4]。對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堆芯為瘦長型，更有利于堆芯余熱的有效導出，提高了反應堆的安全性。

（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，為余熱導出提供了較多的時間及裕度。

2.2 反應性控制

當反應堆功率控制失效，反應堆瞬時產(chǎn)生較大熱量時，如果熱量不能及時導出，可能會引起堆芯熔化（如蘇聯(lián)切爾諾貝利事故）。而HTR-PM可在事故工況下對反應性進行有效控制，這主要基于以下兩點：

（1）HTR-PM具有較大的燃料和慢化劑負反應性溫度系統(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大的裕度（約為700℃）。

因此借助于負反應性溫度系數(shù)所提供的反應性補償能力，當發(fā)生正反應性引入事故時，反應堆可以依靠自身的負反應性溫度系數(shù)的反應性補償能力，實現(xiàn)自動停堆，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，即在反應堆運行期間，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)運和貯存。在堆芯底部，達到燃耗深度的燃料元件從卸料管排出，未達到燃耗深度的燃料元件重新輸送回堆芯，同時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，而且無需儲備補償燃耗的反應性，故所需后備反應性小，反應堆較為安全和經(jīng)濟。

2.4 HTR-10固有安全性驗證試驗

2003年4月和2004年9月，清華大學核研院經(jīng)國家核安全局審查批準，在HTR-10高溫氣冷實驗堆上進行了外電源斷電、主氦風機停機以及甩負荷疊加不能緊急停堆3項固有安全性的試驗。這些試驗展示了高溫氣冷堆的一個重要特性：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，反應堆能保持安全狀態(tài)。

2.5 HTR-PM設計驗證試驗

為驗證HTR-PM主系統(tǒng)主設備的設計，目前在清華核研院先進反應堆工程實驗室開展了HTR-PM各類系統(tǒng)的驗證試驗，主要任務是針對主要技術(shù)難題進行分解，建立相關(guān)實驗臺架，進行技術(shù)攻關(guān)和實驗驗證。

此類驗證試驗不僅可以驗證主系統(tǒng)主設備設計的合理性，而且還可以檢驗系統(tǒng)長期運行的可靠性。為主設備的選材和工藝制造積累了一定的經(jīng)驗，為設計優(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)

總體來說，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余熱排出、全陶瓷包覆顆粒燃料元件、反應性有效控制、不停堆換料等特點，其固有安全性是不言而喻的。相信隨著核能商業(yè)化的推進以及電力市場的競爭壓力，開發(fā)和研究更為安全、經(jīng)濟的高溫氣冷堆核電站是未來核電事業(yè)發(fā)展的趨勢。

參考文獻：

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

[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].中國核能可持續(xù)發(fā)展，2008（05）：94-103.

[3]福斯伯格，摩西.中國設計的球床堆提出的核保障要求.美國橡樹嶺國家實驗室，2009.

[4]林誠格，郁祖盛.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008：78-81.

作者簡介：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備設計及采購工作。