浅谈高温气冷堆的固有安全性

齐炳雪　杨一都

摘 要：本文从“设计上实现余热非能动排出”、“反应性控制”、“不停堆换料”、“HTR-10固有安全性验证试验”、“HTR-PM设计试验验证”等方面论述了高温气冷堆示范工程的安全性。最后指出开发和研究更为安全经济的高温气冷堆核电站是未来核电发展的趋势。

关键词：核安全规划；HTR-PM；固有安全性

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

1 概述

随着经济的发展，世界上各地区对于电力的需求正在逐年增大，尤其是在拥有中国和印度这两个发展中大国的亚洲。然而化石燃料的资源是有限的，煤、石油、天然气的储量正在逐年减少，对于资源贫乏的国家，仅靠化石燃料已经不能满足电力的需求。在这种前提下，各国都争相建立各自的火力、水力、核能发电站，在安全运行的前提下，核能是一种清洁、无空气污染的能源，而且是一项成熟的技术，可以大规模替代化石燃料[1]。

然而安全是核电的生命线，核电是一种相对安全的能源，却并不能保证它的绝对安全性。继美国三哩岛核电站事故和苏联切尔诺贝利事故后，2011年3月11日，与我们隔海相望的日本发生的福岛核电站事故无疑给刚刚复苏的核电事业浇了一盆冷水，这次核事故不仅给日本以重创，而且由此造成的核泄漏更是引起了全世界对核电站安全性的重新思考。

2 HTR-PM的安全性

2012年12月9日，我国第一座高温气冷堆核电站示范工程（以下简称HTR-PM）在山东荣成正式开工建设，这也是继日本福岛核事故后国家批准建设的第一座核电站。那么，HTR-PM的安全性如何呢？

2.1 设计上实现余热非能动排出

HTR-PM是具有非能动安全特性的，即事故工况下无需能动系统，仅依靠热传导、热辐射、和自然对流等方式就能将余热有效导出，防止放射性物质的释放[2]。为实现此项目标，HTR-PM在设计上综合考虑了以下几点：

（1）堆芯功率密度低。一台百万千万级压水堆核电站，正常运行时的堆芯功率密度约100MW/m3，停堆之后最初时间的堆芯剩余发热大约是200MW，若没有冷却剂的冷却，堆芯温度将很快升高。而HTR-PM的堆芯平均功率密度只有3.22MW/m3，即使丧失冷却后，堆芯温度上升也较为缓慢，在停堆数十小时后达到最高温度，从而为余热的有效排出提供了较为宽裕的时间[3]。

（2）限制堆芯直径[4]。对比不同堆型的活性区尺寸，典型压水堆活性区直径3.37m，活性区高度4.26m，典型沸水堆活性区直径5.2m，活性区高度3.7m，而HTR-PM的活性区直径3.0m，活性区高度11.0m相比于压水堆和沸水堆，HTR-PM堆芯为瘦长型，更有利于堆芯余热的有效导出，提高了反应堆的安全性。

（3）采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件。与传统压水堆不同，HTR-PM采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件，包覆燃料颗粒的核心是UO2，外面包覆着四层陶瓷材料：疏松热解炭层、内致密热解炭层、热解SiC层、外致密热解炭层。燃料元件在1600℃的高温下包覆层仍能保持其完整性，可有效地防止裂变产物及放射性物质外泄。由于燃料元件在高温下不熔化，为余热导出提供了较多的时间及裕度。

2.2 反应性控制

当反应堆功率控制失效，反应堆瞬时产生较大热量时，如果热量不能及时导出，可能会引起堆芯熔化（如苏联切尔诺贝利事故）。而HTR-PM可在事故工况下对反应性进行有效控制，这主要基于以下两点：

（1）HTR-PM具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系统；

（2）在正常情况下燃料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（约为700℃）。

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，这也体现了HTR-PM的固有安全性。

2.3 不停堆換料

与压水堆不同，HTR-PM采用的换料方式为不停堆换料，即在反应堆运行期间，燃料元件不断的在燃料装卸与贮存系统中循环、装卸、转运和贮存。在堆芯底部，达到燃耗深度的燃料元件从卸料管排出，未达到燃耗深度的燃料元件重新输送回堆芯，同时在堆芯顶部注入新燃料。

采用不停堆换料，不仅使HTR-PM功率分布和燃耗深度都比较均匀，而且无需储备补偿燃耗的反应性，故所需后备反应性小，反应堆较为安全和经济。

2.4 HTR-10固有安全性验证试验

2003年4月和2004年9月，清华大学核研院经国家核安全局审查批准，在HTR-10高温气冷实验堆上进行了外电源断电、主氦风机停机以及甩负荷叠加不能紧急停堆3项固有安全性的试验。这些试验展示了高温气冷堆的一个重要特性：在任何事故下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为干预，反应堆能保持安全状态。

2.5 HTR-PM设计验证试验

为验证HTR-PM主系统主设备的设计，目前在清华核研院先进反应堆工程实验室开展了HTR-PM各类系统的验证试验，主要任务是针对主要技术难题进行分解，建立相关实验台架，进行技术攻关和实验验证。

此类验证试验不仅可以验证主系统主设备设计的合理性，而且还可以检验系统长期运行的可靠性。为主设备的选材和工艺制造积累了一定的经验，为设计优化提供了一定的依据，更好的提高了高温气冷堆的可靠性与安全性。

3 小结

总体来说，作为第四代核能系统的候选堆型之一，模块式高温气冷堆具有非能动余热排出、全陶瓷包覆颗粒燃料元件、反应性有效控制、不停堆换料等特点，其固有安全性是不言而喻的。相信随着核能商业化的推进以及电力市场的竞争压力，开发和研究更为安全、经济的高温气冷堆核电站是未来核电事业发展的趋势。

参考文献：

[1]张鹏飞.200MW高温气冷堆系统和设备[S].华能山东石岛湾核电有限公司培训教材.

[2]张作义，吴宗鑫，王大中.高温气冷堆-第四代核电技术的重要途径[J].中国核能可持续发展，2008（05）：94-103.

[3]福斯伯格，摩西.中国设计的球床堆提出的核保障要求.美国橡树岭国家实验室，2009.

[4]林诚格，郁祖盛.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008：78-81.

作者简介：齐炳雪（1986-），女，山东寿光人，硕士研究生，工程师，从事高温气冷堆主设备设计及采购工作。