高溫氣冷堆核電廠

使用石墨慢化氦氣冷卻的高溫反應堆的核電廠。反應堆採用耐高溫的陶瓷型塗敷顆粒燃料元件，以化學惰性和熱工性能良好的氦氣作為冷卻劑，耐高溫的石墨作為慢化劑和堆芯結構材料。

基本介紹

• 中文名：高溫氣冷堆核電廠
• 外文名：high temperature gascooled reacter nuclear power plant

簡史和發展前景

英國自1956年起開始研究發展高溫氣冷堆技術，1962年與歐洲共同體合作開始建造熱功率為20MW的高溫氣冷試驗堆——龍堆(Dragon)，1964年8月首次臨界，1966年4月達到滿功率運行。以後重點轉向發展改進型氣冷堆，停止了高溫氣冷堆發展計畫。與此同時美國和德國開始發展高溫氣冷堆技術。美國於1967年建成電功率為40MW的桃花谷(Peach Bottom)實驗高溫氣冷堆核電廠，1974年10月停堆退役。德國也於1967年建成電功率為15MW的球床實驗高溫氣冷堆核電廠(AVR)，1974年將該堆的一迴路氦氣溫度由750℃提高到950℃，成為世界上運行溫度最高的核反應堆，1988年停堆退役。美國以後又建造了電功率為315MW的聖·符倫堡(Fort.st.Vrain)原型高溫氣冷堆核電廠，於1976年達到臨界，1979年併網運行。1999年停堆退役。德國於1971年開始建造電功率為300MW的原型釷高溫氣冷球床堆(THTR-300)，1985年9月建成達臨界，1986年9月達到滿功率運行，1990年關閉。

1981年德國電站聯盟(Kraftwerke Unio AG，KWU)國際原子公司(Interatom)和1984年美國通用原子公司(General Atomic Company，GA)相繼提出模組式高溫氣冷堆核電廠設計方案，以其小型化、標準化和具有高度固有安全性為目標，把高溫氣冷堆核電廠的發展推向商業套用階段。但由於以後全世界整個核電發展遲緩，高溫氣冷堆核電廠至今尚未建成該堆型的示範核電廠。根據高溫氣冷核電廠現在的成熟程度和經濟性能，有可能在21世紀初葉建成實用的高溫氣冷堆核電廠。

特點 ①具有高度的固有安全性：由於堆芯功率密度低，熱容量大，並具有負反應性溫度係數，因此即使在反應堆冷卻劑失流事故的情況下，堆芯餘熱也可依靠自然對流、熱傳導和輻射傳出。同時冷卻劑氦氣是惰性氣體，與結構材料相容性好，氦氣中子吸收截面小，難於活化，因此在正常運行時，氦氣的放射性水平很低，有利於運行和維修。②燃料循環靈活，轉換比高和燃耗深：不僅可以使用低富集鈾燃料，也可以使用高富集鈾和釷燃料，實現釷—鈾燃料循環。燃料的燃耗深度可高達100000MW·d/tU，提高了燃料的經濟性。③熱效率高：由於高溫氣冷堆出口溫度高，可以產生19.0MPa、535℃的高溫高壓過熱蒸汽，配以常規汽輪機組，熱效率可達40% ，如果實現高溫氦氣輪機的直接循環，熱效率可提高到50%~60%。④未來用途廣泛：高溫氣冷堆還可提供900~950℃左右的高溫工藝氣體，用於煉鋼、黑色金屬生產、煤的氣化和液化、氨和甲醇的生產以及輕紡、海水淡化等工業。

塗敷顆粒燃料

圖1(a)所示為高溫氣冷堆用的塗敷顆粒燃料，它是以直徑為200~400μm的氧化鈾或碳化鈾燃料為核心，外面塗敷2~3層熱解碳和碳化矽，塗敷厚度約150~200μm。塗敷顆粒(直徑為1mm左右)有兩種類型，一種稱為BISO顆粒，採用兩層塗敷層，內層是低密度的疏鬆熱解碳層，用以儲存裂變氣體，外層是高密度的緻密熱解碳層，用以承受裂變氣體的壓力，防止裂變產物進入氦迴路；另一種稱為TRISO顆粒，採用三個塗敷層，即在熱解碳的疏鬆層外的兩層緻密層之間加一層碳化矽(SiC)層，用以防止金屬裂變碎片銫、鍶、鋇等的擴散遷移。將塗敷顆粒彌散在石墨基體中壓製成球形或柱狀燃料密實體，製成球形或稜柱狀石墨燃料元件(見圖1)。

圖1 高溫氣冷堆核燃料

模組式堆芯結構

模組式高溫氣冷堆堆芯目前有兩種結構形式：

(1)球床堆芯：以德國HTR模組為例(見圖2)，堆芯由球形燃料元件和石墨反射層組成。直徑60mm的球形燃料元件由堆頂部連續裝入堆芯，同時從堆芯底部卸料管連續卸出乏燃料元件。卸出的乏燃料經過燃耗測量後，將尚未達到預定燃耗深度的燃料球再次送回堆內使用，使每個燃料元件的燃耗深度基本一致。反應堆堆芯內裝有約360000個燃料元件球，燃料元件在堆內平均經過15次循環，在堆內平均停留時間為1000天。反應堆設有兩套控制和停堆系統，均設定在側向反射層內。第一套控制棒系統用於功率調節和反應堆熱停堆；第二套是小球停堆系統，吸收體小球直徑為10mm的含碳化硼的石墨球，用於長期冷停堆。

圖2 模組式高溫氣冷堆結構布置圖

反應堆和熱交換器分別布置在各自的鋼壓力容器內，在反應堆和蒸汽發生器之間由裝有高溫氣體和低溫氣體的同軸管道相連線，形成“肩並肩”式布置，其優點是設備易於裝配、更換、維護、檢查和修理，有利於高溫氣冷堆用於提供高溫工藝熱。

一組表面式冷卻器安裝在反應堆壓力容器的周圍，用於正常運行時散熱以及停堆時或事故條件下導出衰變熱。

球床堆芯的優點是：①球形燃料元件的設計和製造較為簡單；②堆芯內可方便地混合裝載適當比例的石墨元件和少量吸收元件，並可採用不停堆裝卸料和實現多次再循環，因而功率分布和燃料的燃耗深度都較均勻；③採用不停堆換料有利於提高堆的可用率；④燃耗較深。其缺點是：①為實現燃料多次循環而設定的裝卸料系統比較複雜，其可靠性不如常規的停堆換料裝置；②反射層更換較難，需採用壽命長、耐輻照的高品質石墨。

(2)柱床堆芯：以計畫中的美國MHTGR-350為例(見圖3)。反應堆的堆芯由六角形稜柱石墨燃料元件和石墨反射層組成，每個稜柱石墨燃料元件有210個燃料孔道，裝填直徑12.7mm 、長75mm的燃料柱體和102個直徑15.9mm的氦冷卻劑孔道。未裝燃料的石墨稜柱圍繞堆芯構成可以更換的內外徑向和上下軸向反射層。永久性的反射層稜柱放在可以更換的石墨塊外邊。在外反射層中有24個控制棒孔道，用於正常運行和功率調節，內反射層中有六個中央控制棒孔道，用於長期停堆。此外，還設有後備停堆系統，可將碳化硼吸收小球落入最內層的12個燃料元件的孔道內。此種六角稜柱石墨元件採用停堆換料，一次通過，不再循環。在停堆和檢修時，可使用主熱阱傳輸迴路，並將二次迴路中的蒸汽繞過汽輪機直接進入凝汽器。衰變熱也可由安裝在反應堆壓力容器底部的停堆冷卻系統排出。當這兩個能動冷卻系統不能工作時，衰變熱也能通過反應堆的空腔冷卻系統排出，空腔冷卻系統是利用自然對流作用把熱轉移到外部的。

圖3 模組式高溫氣冷堆結構布置圖

核蒸汽供應系統也和球床堆HTR模組一樣，採用“肩並肩”式布置方案。

柱床堆芯的優點是：①易做成環狀堆芯，有利於傳熱，因而在堆芯尺寸相同情況下，環狀堆芯功率輸出約可比圓柱堆芯提高40%；②柱狀堆芯有固定的冷卻劑流道，因此氦冷卻劑在堆芯內的壓力降較小，可減少循環風機的功率；③柱狀堆芯的所有部件易於更換，因而對石墨品質(尤其是抗輻照性能)的要求比球床堆芯石墨的低；④停堆安全裕度大。其缺點是為了降低堆芯軸向功率不均勻因子，需沿軸向裝載不同含軸量的燃料元件，為此需採用富集度為19.9%的鈾加上釷的燃料，這對一次通過式燃料循環來說，經濟性較差。

高溫氣冷堆的主要參數見表。

模組式高溫氣冷堆主要參數表(設計值)

類型	球床堆; (HTR-Module)	柱床堆; (MHTGR-350)
熱功率(MW)	200	350
淨電功率(MW)	78	134
熱效率(%)	39	38.4
堆芯尺寸(高/直徑，m)	9.6/3	7.93/1.65(內)3.49(外)
平均功率密度(MW/m)	3	5．9
燃料組分	二氧化鈾	碳化鈾+釷
燃料裝量(t)	2.4	1.73(鈾)
燃料富集度(%)	7.8	19.9
燃料燃耗深度(MW·d/tU)	80000	92200
氦冷卻劑壓力(MPa)	6．0	6.39
氦冷卻劑進/出口溫度(℃)	250/700	259/687
汽輪機主汽門前蒸汽壓力(MPa)	17.0~19.0	17.1
汽輪機主汽門前蒸汽溫度(℃)	530	542
換料方式	連續換料	停堆換料
反射層石墨設計壽命(年)	40	3

HTR的主要特點是塗敷層把裂變產物包得緊緊的，出不來，因而十分安全，但塗敷層很難去除，至今世界上還沒找到合適的工藝。這一方面有利於防止核擴散(因而美國等大力推薦)，另一方面是核燃料不能循環利用，只能一次通過。