基本介紹
發展簡介,高溫氣冷堆的優點,發展前景,
發展簡介
高溫氣冷堆是在以天然鈾為燃料、石墨為慢化劑、CO2為冷卻劑的低溫氣冷堆的基礎上發展起來的。低溫氣冷堆是國際上反應堆發展中最早的一種堆型，初期這種堆型被用來生產鈽，50年代中期以後開始成為發電用的商用化動力堆。氣冷堆的發展大致可分為四個階段：早期氣冷堆、改進型氣冷堆、高溫氣冷堆和模組式高溫氣冷堆。
1.1 早期氣冷堆（Magnox）
英國在1956年建成電功率為50 MW的卡特霍爾（Calder Hall）氣冷堆電站，標誌著這種堆型進入商用化。這種氣冷堆採用石墨為慢化劑，CO2氣體為冷卻劑，金屬天然鈾為燃料，鎂諾克斯（Magnox）合金為燃料棒的包殼材料，故這種堆又稱為鎂諾克斯氣冷堆。到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等國相繼建造和運行了36座鎂諾克斯型堆，總裝機容量達到8 200 MW。這種堆型運行情況良好，可利用率高，對核能早期進入商用化市場起了很大作用。
1.2 改進型氣冷堆（AGR）
為提高反應堆的熱工性能，英國發展了改進型氣冷堆（AGR），反應堆仍採用石墨作慢化劑，CO2氣體作冷卻劑，但用不鏽鋼代替鎂諾克斯合金作為燃料的包殼材料，改進後CO2的出口溫度從400℃左右提高到670℃。1963年在英國溫茨凱爾（Windscale）建造了電功率為32 MW的原型堆，從1976年至1988年，運行的改進型氣冷堆共有14座，總電功率為8 890 MW。
1.3 高溫氣冷堆（HTGR）
採用化學惰性和熱工性能好的氦氣為冷卻劑，以全陶瓷型包覆顆粒為燃料元件，用耐高溫的石墨作為慢化劑和堆芯結構材料，使堆芯出口氦氣溫度達到950℃甚至更高，不僅可用來發電，而且在高溫工藝熱方面也有廣泛的套用前景。
1.4 模組式高溫氣冷堆（MHTGR）
模組式高溫氣冷堆以小型化和具有固有安全特性為其特徵，在技術上保證在任何事故情況下能夠安全停堆，即使在冷卻劑流失的情況下，堆芯餘熱也可依靠自然對流、熱傳導和輻射導出堆外，使堆芯溫度上升緩慢，使燃料元件的最高溫度限制在允許溫度1 600℃以下；在經濟上它能以模組式組合、標準化生產、建造時間短、投資風險小等優勢與其他堆型核電站相競爭。
高溫氣冷堆的優點
2.1 安全性好
模組式高溫氣冷堆是目前世界上各種反應堆中最安全的一種堆型，有人戲稱它為傻瓜堆，意指這種堆在技術上能夠保證在任何情況下都不會發生堆芯熔毀、放射性外泄、危害公眾和環境安全、必須廠外應急的嚴重事故，哪怕是位傻瓜去操作，也絕不會發生安全問題。模組式高溫氣冷堆之所以能具有所謂的固有安全性，是採用了以下一些特殊的設計。
2.1.1 採用全陶瓷包覆顆粒燃料元件
高溫氣冷堆的燃料元件有兩種，一種是與壓水堆相似的稜柱形的，另一種是球形的（見封三），使用這兩種元件的高溫氣冷堆分別稱為稜柱形高溫氣冷堆和球床高溫氣冷堆。兩種元件雖然形狀不同，但都由彌散在石墨基體中的包覆顆粒燃料組成。包覆顆粒燃料直徑約0.8～0.9 mm，中心是直徑約0.2～0.5 mm的核燃料UO2核芯，核芯外面有2～4層厚度、密度各不相同的熱解碳和碳化矽包覆層，實驗表明，在2 100℃的高溫下，包覆顆粒燃料仍能保持其完整性，破損率在10－6以下，這一溫度大大超過高溫氣冷堆事故工況下的最高溫度，換言之，就是這種元件即使在事故條件下，也不會發生放射性物質外泄、危害公眾和環境安全的情況。
2.1.2 採用全陶瓷堆芯結構材料
2.1.3 採用氦氣作冷卻劑
氦氣是一種惰性氣體，不與任何物質起化學反應，與反應堆的結構材料相容性好，避免了以水作冷卻劑與慢化劑的反應堆中的各種腐蝕問題，使冷卻劑的出口溫度可達950℃甚至更高，這就顯著提高了高溫氣冷堆核電站的效率，並為高溫堆核工藝熱的套用開闢了廣闊的領域。氦氣的中子吸收截面小，難於活化，在正常運行時，氦氣的放射性水平很低，工作人員承受的放射性輻照劑量也低。
2.1.4 阻止放射性的多重屏障
模組式高溫氣冷堆採取縱深防卸的安全原則，設定了阻止放射性外泄的四道屏障。全陶瓷的包覆顆粒燃料的熱解碳和碳化矽包覆層，是阻止放射性外泄的第一道屏障。球形燃料元件外層的石墨包殼，是阻止放射性外泄的第二道屏障。由反應堆壓力殼、蒸汽發生器壓力殼和連線這兩個壓力殼的熱氣導管壓力殼組成的一迴路壓力邊界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。一迴路艙室外由混凝土牆構成的安全包容體是阻止放射性外泄的第四道屏障。
2.1.5 非能動的餘熱排出系統
模組式高溫氣冷堆根據非能動安全性原則進行熱工設計，使得在事故停堆後，堆芯的冷卻不需要專設餘熱排出系統，燃料元件的剩餘發熱可依靠熱傳導、熱輻射等非能動的自然傳熱機制傳到反應堆壓力殼，再經壓力殼的熱輻射傳給反應堆外艙室混凝土牆表面的堆腔冷卻器，堆腔冷卻器是設定在一迴路艙室混凝土牆上的冷卻水管，管內的水經加熱後完全依靠自然循環將熱量載到上部的空氣冷卻器，最終將熱量散到周圍環境中去。堆腔冷卻器也有獨立的兩組，每組都具有100%的餘熱排出能力。模組式高溫氣冷堆堆芯直徑較小，平均功率密度也較低，這種非能動餘熱排出系統的設計可以保證在極端的事故條件下，即在堆芯冷卻劑完全流失、主傳熱系統的功能完全喪失的條件下，保證堆芯燃料元件的最高溫度不超過1 600℃的設計限值，遠低於其包覆顆粒燃料的破損溫度2 200℃。
2.1.6 反應性瞬變的固有安全性
模組式高溫氣冷堆的設計具有負的反應性溫度係數，在正常運行工況下燃料元件的最高溫度距最高容許溫度尚有約700℃的裕度，藉助負反應性溫度係數可以提供5.6%的反應性補償能力，大於各類正反應性事故引入的最大反應性當量，因而具有反應性瞬變的固有安全性。
2.2 用途廣泛
2.2.1 高效發電
發電效率與氣輪機入口溫度的關係示於圖1。高溫氣冷堆氦氣冷卻劑的出口溫度（即氣輪機的入口溫度）可以高達950℃，由於冷卻劑的出口溫度高，高溫氣冷堆用來發電其效率就大為提高。目前考慮了兩種熱力循環方式：
（a）蒸汽循環方式
由氦氣冷卻劑載出的核能經過直流蒸發器加熱二次側的水，產生530℃的高溫蒸汽，推動蒸汽輪機發電，發電效率可達40%左右。
（b）氦氣循環方式
由氦氣冷卻劑直接推動氣輪機發電，這種方式的優點是十分明顯的，其效率可達50%，同時還可減少環境污染，即排放到大氣環境中的熱量比壓水堆少，且單位能量產生的高放射性廢料也比壓水堆少。
2.2.2 提供高溫工藝熱
高溫氣冷堆可以提供900～950℃的高溫工藝熱和540℃以下各種參數的工藝蒸汽，在核供熱方面具有廣泛的套用領域，例如可用於冶煉鋼鐵和有色金屬（850～1250℃），煤的氣化（加氫氣化工藝700～800℃，蒸汽煤氣化工藝800～950℃），氨和甲醇生產（750～900℃），熱化學裂解水生產氫（730～1000℃），油頁岩乾餾（～600℃），稠油注蒸汽開採、石油精煉（250～400℃），以及輕紡、海水淡化、區域供熱等需要低溫工藝熱的部門。
2.3 經濟性好
高溫氣冷堆的安全性與用途的廣泛性是核能界公認的，它的經濟性隨著模組式堆型的提出及核電設備製造經驗的成熟逐漸顯現出越來越強的競爭力。最近南非對其計畫建造的熱功率226 MW、電功率100.9 MW、採用氦氣氣輪機發電的11座模組式球床高溫氣冷堆（PBMR）電站進行的技術經濟分析表明，第一座堆的基礎價為10 620萬美元，第2－11座堆的基礎價為9 024萬美元，即每千瓦發電能力的基礎價約為1 000美元，每度電的成本價格為1.553美分（表1）。為了驗證南非對PBMR經濟分析的可靠性，IAEA於1997年底派專員赴南非對這一結果進行獨立的評估，評估的結論是：南非所有的經濟分析是有根據的。IAEA的官員還對PBMR的價格進行了敏感性分析，將貼現率由原來的6%提到10%，負荷因子由原來的95%降為75%，建造期由原來的24個月加到36個月，運行維修費由原來的每千瓦電1.55美厘增至3.93美厘，原來未考慮的不可預見費取為基礎價的16.27%,敏感性分析結果表明，在各種因素都取最不利的情況下，第2－11座堆的基礎價為10 844萬美元（增加20%），每度電的成本價格為3.306美分。
表1 南非高溫氣冷堆電站經濟分析（基礎價）
項 目 價格（萬美元） 比例
反應堆 1 900 21.05
電力轉換 1 956 21.68
冷卻系統 508 5.64
氦儲存與控制 184 2.04
燃料裝卸 310 3.44
工藝輔助系統 284 3.16
儀控電 988 10.95
土建 1 089 12.04
建造服務 1 083 12.00
工程管理 722 8.00
總計 9 024 100
南非高溫氣冷堆的基礎價與成本電價大大低於目前國際上大型壓水堆核電站的基礎價與成本電價，這表明高溫氣冷堆氦氣氣輪機電站是經濟上非常有競爭力的一種核電站。
高溫氣冷堆的經濟性好，除了前面提到的發電效率高、供熱用途廣之外，還有以下一些原因：
（1）系統簡化 高溫氣冷堆與壓水堆系統的比較見表2。 表2 高溫氣冷堆與壓水堆系統的比較 系統 高溫氣冷堆 壓水堆 反應性控制 控制棒 ·控制棒·硼濃度調節·可燃毒物 壓力調節 氦氣的吞吐 穩壓器 餘熱排出 非能動 能動 應急給水系統 無 有 安全注入系統 無 有 應急柴油機 非安全級 安全級 安全殼 不承壓、無氣密性要求的包容體 ·氣密性·雙層殼 ·噴淋 ·堆熔捕集 ·防氫爆·底板熔穿設防
（2）連續裝卸燃料 球床高溫氣冷堆好像一個煤球爐子，球形燃料元件好比煤球。元件一個個從堆的頂部加入，從堆的底部卸出。每個卸出的元件都要經過檢測，達到一定燃耗即燒透了的，輸入乏燃料罐儲存，沒達到一定燃耗的元件，還要重新放入堆中使用。這種連續裝卸燃料的方式，既可使每個燃料元件都得到充分的利用，同時換料還不用停堆，這就提高了可利用因子。
（3）可進行模組化建造 模組式高溫氣冷堆可通過標準化和系列化生產部件設備，增加工廠預裝配份額，降低現場安裝工作量，縮短建造時間，減少建造期的利息，有利於降低造價。模組式高溫氣冷堆單堆功率不大，可通過多模組組合的方式逐步擴大容量，降低一次投資，增強其對市場變化的靈活反應能力。
（4）可有效利用釷資源 一般情況下，可用來產生裂變反應的核燃料只有三種元素--235U、239Pu和233U。239Pu 和233U都是人造元素，因此，自然界中存在的唯一裂變元素就是235U。然而235U的含量極少，只占天然鈾的0.7%。釷被中子照射、經過一系列反應可以變成233U，將釷鈾混在一起製成核燃料放入反應堆中，在消耗235U的同時，還會生產233U，這就是所謂的增殖。高溫氣冷堆由於本身的結構特點，能夠放入較多的釷，具有較高的轉化效率，生產較多的233U。
我國釷資源豐富，發展釷－鈾燃料循環的高溫氣冷堆具有雄厚的資源基礎。利用釷轉化生產233U，節省天然鈾資源的消耗，是有效利用和增加我國核燃料資源的一個重要途徑，不僅在經濟上具有效益，而且對發展我國核能事業具有極其長遠的戰略意義。
90年代後期，美國麻省理工學院從安全性、經濟性、建造周期、效率、壽命、退役費用、廢料處理、投資回收、防止核擴散、政府與公眾的支持等29個方面對幾種先進核動力堆進行了綜合評估（表3），球床高溫氣冷堆以遙遙領先的總得分獲得第一名，被認為是21世紀美國乃至全世界核電站最有發展前途的堆型。
表3 幾種先進核動力堆的綜合評估 比較項目 重要性 係數 評估得分名次 先進 輕水堆 (ALWR) 高溫 氣冷堆 (HTGR) 先進 壓水堆 (AP600) 安全性 10 3 1 2 經濟性 10 2 2 1 投資回收期 9 2 2 1 政府支持 9 3 1 2 建造周期 8 2 2 1 模組化建造 8 3 2 1 公眾支持 8 3 1 2 效率 8 3 1 2 安全審評 8 3 1 2 燃料完整性 7 3 1 2 運行人員數目 7 3 1 2 低放廢物排放量 7 3 2 2 換料時間 7 3 1 2 線上維修 7 3 1 2 燃耗 7 2 1 2 運行周期 7 2 1 2 退役費用 7 3 2 3 防止核擴散 6 3 1 2 先進控制室 6 2 1 2 設備更換 6 3 2 1 設計簡化 6 3 1 2 燃料循環一次通過 6 2 1 3 電廠壽命 6 2 3 1 電力轉換 6 3 1 2 乏燃料 6 3 1 2 材料 6 1 1 1 設備污染程度 5 3 1 2 規模化生產 5 3 1 2 現代管理信息管理系統 5 1 1 1 獲得第一名數目 2 21 8 獲得第二名數目 8 7 19 獲得第三名數目 19 1 2 3 HTR-10的建造簡況
高溫氣冷堆1986年列入國家八六三計畫，以清華大學核能研究院為主體，組織國內有關單位在七五期間進行了系統、深入的開發論證和 單項關鍵技術的實驗研究。1992年3月，國務院批准在清華大學核研院建造10 MW高溫氣冷實驗堆（HTR-10）。1992年3月至1994年12月，相繼完成了該堆的廠址選擇報告、環境影響報告、可行性研究報告、初步安全分析報告、消防專篇、職業衛生專篇、設計準則和初步設計，並先後通過了有關部門的審查和批准，取得了該堆的設計資格和北京市與國家核安全局頒發的建造許可證，至1995年1月，完成了工程建設的全部前期工作。
1995年6月14日，HTR-10正式動工，澆灌第一罐混凝土。1997年底，核島主廠房封頂。1998年底，反應堆壓力殼、蒸汽發生器及其壓力殼、熱氣導管及其壓力殼吊裝就位。1999年底，完成反應堆堆芯安裝和常規島施工。2000年底完成全部系統的安裝調試，實現首次臨界。在建堆的同時，建立了燃料裝卸、控制棒傳動、吸收球停堆、熱氣導管、蒸汽發生器兩相流五個實驗台架並在這些台架上完成了一系列工程驗證性實驗；研究並掌握了球形燃料元件的生產工藝，試生產出冷態性能符合設計要求的燃料元件。 HTR-10具有一些重大的技術創新，脈衝氣流燃料元件裝卸系統，全數位化控制與保護系統、球形燃料元件的研製等分別是具有世界領先水平和先進水平的成果，國外已有公司表示了向中國購買該設計和燃料元件的意向。這些創新成果的套用，既能確保全全、可靠，萬無一失，又簡化了系統，節約了投資，具有中國自己的特色，使HTR-10投入運行之後，整體上具有世界先進水平。
HTR-10的主要設計參數如表4所示，反應堆與蒸汽發生器剖面示意圖見封三。 表4 HTR-10主要設計參數 反應堆熱功率 MW 10 堆芯體積 m3 5 平均功率密度 MW/m3 2 一迴路氦氣壓力 MPa 3 氦氣入口溫度 ℃ 250/300（一期/二期） 氦氣出口溫度 ℃ 700/900（一期/二期） 氦氣流量 kg/s 4.3/2.2 燃料 UO2 燃料加濃度 % 17 燃料元件直徑 mm 60 燃料元件總數 27 000 燃料循環模式 多次連續循環 平均燃耗深度 MWd/t 80 000 HTR-10從單項技術攻關開始，在設計、工程實驗、土建安裝、設備製造、調試運行、管理等過程中一直強調國產化。它完全由我國自主設計和建造，除石墨材料和極少數閥門、貫穿件以外，絕大多數設備、材料、儀器、儀表都是國內生產，燃料元件也是自己研製，調試運行和全部的管理工作，沒有一個外國人參加，可以說做到了自主設計、自主製造、自主建設、自主營運，擁有全部的智慧財產權。HTR-10的一些設備材料、儀器儀表，在國內都是首次研製，帶動和促進了機械、電子、冶金、建材等行業的技術升級，為今後實現高溫氣冷堆的產業化打下了良好的基礎。
發展前景
90年代後期，人們逐漸認識到，隨著全球經濟的發展，對能源的需求在持續增加，由於能源資源量的限制，核能的作用是不可替代的。而且和化石燃料相比，核能是一種清潔的能源，使用核能可減少對化石燃料的依賴，減少CO2和氮氧化物的排放，緩解全球溫室效應，符合可持續發展戰略。與此同時，人們對核能的安全性也提出了更高的要求，堆芯的熔毀機率降到百萬分之一量級。今後10～20年將有一大批核電站達到運行壽期而面臨退役，不可能都建新的火電站與水電站來替代，還需要建立新的核電站來替代；第三世界許多國家用電負荷增長很快，也有發展核電的需求；目前核電界正在為下一代核電站選擇什麼堆型進行分析比較。現有的壓水堆自1979年美國三哩島核電站事故後，人們逐漸認識到它帶根本性的缺陷，即任何時候都必須保證堆芯的充分冷卻，一旦堆芯失去冷卻，就會造成嚴重事故。為此，增設了多種注水、補水系統。這些系統包括大量的水泵和閥門等能動部件，需要確保其動力源（電源和壓縮空氣）的可靠性，為了保證安全相關系統的可靠性，又要求這些系統及其動力源多重設定、獨立、分離、多樣，這樣，系統越來越複雜、龐大，建造費用越來越高，建設周期越來越長，不僅經濟上失去了競爭力，而且複雜的系統反過來又影響了安全，致使人因失誤引發事故的機率增加。世界核電的發展近20年來之所以處於一個相對停滯的狀態，除了經濟、政治上的原因之外，人們對核電安全性問題未能很好解決的擔心無疑是一個重要原因。 對如何突破世界核電發展的這一停滯狀態，國際核電界有兩種不同的意見和態度。一種是繼續走壓水堆路線，對壓水堆技術作種種改良，通過增加安全措施和餘量來提高安全性，如採用非能動設備替代能動設備，降低對動力源的依賴；簡化系統；利用在工廠預製，現場拼裝的模組化建造方式縮短建造時間等。另一種是主張放棄壓水堆路線，採用新的技術概念，設計和驗證安全性好、系統簡單的新一代堆型，使其在任何可能發生的嚴重事故情況下，對環境和公眾無災難性後果，核安全達到公眾可接受的水平。 1999年6月，美國核學會年會首先提出第四代核能系統的概念，認為核能系統分為四代。第一代指50年代末至60年代初世界上建造的第一批原型核電站。第二代指60－70年代世界上大批建造的單機容量在600～1 400 MW的標準型核電站，它們構成了目前世界上運行的430多座核電站的主體，我國大亞灣、秦山核電站即屬於這一代。第三代指80年代開始發展、旨在90年代投入市場的先進輕水堆核電站，如日本的先進沸水堆（ABWR）、韓國的系統80（system 80）電站、歐洲壓水堆（EPR）和美國的先進壓水堆（AP600）都屬於這一代。按照美國能源部核能司司長W.D.Magwood的說法，這一代核能系統的初始市場定位原是90年代的美國和歐洲市場，但由於電力市場體制非管制化改革，即實施廠網分開、競價上網的結構改革，使得它在一個自由競爭的市場上顯得初始投資太高，建設周期太長，項目規模太大。在當年11月舉行的美國核學會冬季年會上，進一步明確了發展第四代核能系統的構想。2000年5月，美國能源部在華盛頓召開了有美、中、德、日、韓、法、比、歐共體、南非等國的電力公司、核電設備製造商、國立實驗室、政府部門與主要大學的100多位高級專家參加的第四代先進核能系統研討會，提出了第四代先進核能系統計畫，編寫出第四代先進核能系統的高層用戶需求檔案，其目的是在2020年左右向市場上提供能夠很好解決核能的安全性、經濟性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代先進核能系統。 第四代先進核能系統必須滿足的主要指標是： （1）堆芯熔化機率低於每堆年10－6； （2）在事故條件下無廠外釋放，不需廠外應急，即無論核電站發生什麼事故，都不會對廠外公眾造成損害； （3）能夠通過對核電站的整體實驗向公眾證明核電的安全性； （4）初投資（隔夜價）低於1000美元/kW； （5）建設期小於3年； （6）能夠和其他電力生產方式相競爭，總的電力生產成本低於3美分/kWh。 世紀之交提出的第四代先進核能系統，就是向突破核電發展停滯狀態邁出的重要一步。它不僅對未來核電的安全性，而且對其經濟性乃至對其廢物處置和防止核擴散這些政治上、環境上的敏感問題都提出了很高的要求。這些要求改良型壓水堆是無法滿足的，而球床高溫氣冷堆的優點卻能得到充分的發揮，它自身的特性使它符合當前核電的發展趨勢，能較好地滿足第四代先進核能系統提出的各項要求，是目前最有希望成為第四代先進核能系統的一種堆型。 正是看到了高溫氣冷堆良好的發展前景，目前美、俄都有發展高溫氣冷堆的計畫。核電占其總發電量75%以上的法國，對這一技術也相當重視，很快給予了投入。南非ESKOM電力公司經過多年的分析比較後決定放棄壓水堆，選擇模組式球床高溫氣冷堆作為下一代核電站堆型並計畫在2008年建成11座高溫氣冷堆電站。這一計畫，像一股強勁的東風，吹響了高溫氣冷堆產業化的號角。國際原子能機構的官員認為，由於核安全的政治敏感性和核電站需要巨額投資，使核電的更新換代比任何其他行業都要困難得多，南非的計畫在高溫氣冷堆的發展史上可以說是一個具有歷史轉折意義的極為重要的計畫，這個計畫一旦獲得成功，高溫氣冷堆的安全性和經濟性相對於現有各類核電站的優勢一旦被證實，將在核電界產生重大影響。在以市場經濟為主的時代，任何一位投資者當然都願意少花錢去建一座安全性和經濟性都很好的堆型，這是不以人們的主觀意志為轉移的客觀規律。面對全世界核能系統將要更新換代的形勢，中國的決策層、科技界和工業界應當緊緊抓住這一十分難得的機遇，果敢決策，充分利用我們在高溫氣冷堆技術上相對領先的優勢，在大約10年期間內，集中人、物、財力，堅持不懈、毫不動搖地組織高溫氣冷堆有關技術和套用課題的攻關，搶占核能技術的制高點，實現高溫氣冷堆技術的跨躍式發展，儘快進入第四代先進核能系統
