世界首座模塊式球床高溫氣冷堆

游戰(zhàn)洪

西方國家早在1960年代就提出了高溫氣冷堆的設計概念，并開展了相關研發(fā)。至1979年，高溫氣冷堆已經歷了試驗電站、原型電站階段，先進的球床式模塊堆設計概念也已提出。雖然1980年代，在接連遭遇美國三英里島核事故和蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故后，國際上核能研發(fā)進入低谷，高溫氣冷堆也陷入停滯狀態(tài)，但中國加快高溫氣冷堆技術的研發(fā)和創(chuàng)新，于2000年成功建成世界首座10兆瓦模塊式球床高溫氣冷實驗堆，其核安全技術處于世界領先水平。

高溫氣冷堆是一種先進的反應堆，采用耐高溫的全陶瓷型燃料元件，以化學惰性和熱工性能良好的氦氣作為冷卻劑，以耐高溫的石墨材料作為慢化劑和堆芯結構材料。

高溫氣冷堆是良好的高溫熱源，堆芯溫度限值達1600℃，出口溫度達950℃。壓水堆核電站一回路壓力殼冷卻劑出口溫度約為325℃，進口溫度約為290℃；二回路蒸汽溫度約為275-290℃，發(fā)電效率約為33%-34%。高溫氣冷堆的發(fā)電效率高于壓水堆。當采用蒸汽循環(huán)方式時，由氦冷卻劑載出的核能經過蒸汽發(fā)生器加熱二次側的水，產生的530℃的蒸汽可推動蒸汽輪機發(fā)電，發(fā)電效率可達到38%-40%。如果由高溫氣冷堆輸出的氦氣直接推動氦氣透平發(fā)電，其發(fā)電效率可達45%-47%。除高效發(fā)電外，高溫氣冷堆可用來進行煤的氣化和液化、稠油熱采、煉鋼、化工合成等，還可用于制氫。

高溫氣冷堆的發(fā)展

1962年，英國與歐洲經濟共同體合作，開始建造世界上第一座高溫氣冷堆——熱功率為20兆瓦的龍堆（Dragon），1964年建成并實現(xiàn)首次臨界，1966年達到滿功率運行。

在1986年以前，高溫氣冷堆的發(fā)展大致可分為三個階段：高溫氣冷堆試驗電站階段、高溫氣冷堆原型電站階段、模塊式高溫氣冷堆階段。

第一階段以美國的桃花谷堆（發(fā)電功率40兆瓦）和聯(lián)邦德國的AVR球床高溫堆（發(fā)電功率15兆瓦）為代表。兩堆均于1966年建成，1967年開始功率運行。桃花谷堆運行情況很好，1974年10月燒完第二爐燃料，完成試驗和研究任務后關閉，在七年半的運行期間平均負荷因子達到74%，可用度達到88%。AVR堆在建成后十年中，平均可用度達到78%，其中1976年可用度92%，負荷因子91%。1974年，該堆一回路氦氣出口溫度由原設計溫度75℃提高到950℃，運行情況仍很好，其間進行了多次事故模擬試驗，都證明高溫氣冷堆安全性能良好。

第二階段以聯(lián)邦德國釷高溫球床堆電站THTR-300（發(fā)電功率315兆瓦）和美國的圣弗蘭堡（Fort St.Vrain）電站（發(fā)電功率330兆瓦）為代表，它們都是用來發(fā)電的高溫堆。THTR-300氦氣出口溫度750-785℃，未達到工藝供熱堆的要求。為促進高溫堆實現(xiàn)商用化和核高溫供熱技術發(fā)展，聯(lián)邦德國對供熱用的HTR-500高溫堆進行了設計研究，建立了相應的大型試驗裝置，在高溫核供熱方面做了大量富有成效的試驗研究。1971年，美國準備將高溫堆推向商業(yè)電力市場，先后有過10套發(fā)電功率從700兆瓦到1160兆瓦高溫堆設備的訂貨，但由于1970年代中期美國經濟衰退，這些訂單都陸續(xù)取消。

第三階段的模塊式高溫氣冷堆是國際公認的新一代先進反應堆，其模塊式的特點體現(xiàn)在反應堆被設計成一個個中小型、可以在工廠批量加工制造的標準堆，當要建設一個大的核電站時，可以把多個標準堆并聯(lián)起來。這樣的設計具有良好的經濟性。模塊式高溫氣冷堆具有良好的固有安全性，通過降低單堆的功率和功率密度，使反應堆在任何事故情況下，都可以將堆芯剩余發(fā)熱通過導熱和輻射導出，使得燃料的最高溫度低于1600℃，不致引起燃料顆粒的破壞和大量放射性釋放。1979年，聯(lián)邦德國電站聯(lián)盟首先提出球床式模塊堆設計概念（HTR-M），反應堆的堆芯采用球形燃料元件，這樣的設計可隨時連續(xù)地裝卸核燃料，免去定期停堆拆卸更換燃料元件的步驟，核電站的可利用率以及反應堆的功率輸出等均有顯著提高。

1986年4月26日，蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站發(fā)生堆芯熔化的嚴重事故，大量放射性物質逸出，造成了嚴重后果，全世界談核色變。受到該事故的影響，高溫氣冷堆在全世界進入寒冬期，聯(lián)邦德國取消了所有先進反應堆的發(fā)展計劃，包括高溫氣冷堆、快中子反應堆等。

設計與研制

清華大學核能與新能源技術研究院（簡稱核研院）幾代人經過近三十年堅持不懈的研發(fā)，最終掌握高溫氣冷堆的關鍵技術。

1966年，清華大學核能技術研究所（簡稱核能所，后更名為核能技術設計研究院、核能與新能源技術研究院）所長呂應中在英國召開的高溫氣冷堆國際會議上了解到有關高溫氣冷堆的知識，并在會上結識了聯(lián)邦德國的“球床高溫氣冷堆之父”——蘇爾登（R.Schulten，又譯舒爾滕）博士。1979年，清華大學邀請?zhí)K爾登博士來核能所講學。蘇爾登除講授高溫氣冷堆的基本知識外，還著重介紹聯(lián)邦德國設計、建造與運行高溫氣冷堆的主要經驗與教訓，并邀請核能所四位科學家到于利希核研究中心進修，學習高溫氣冷堆計算機程序等。王大中于1981年1月到達于利希核研究中心，師從蘇爾登從事模塊式中小型高溫氣冷堆的設計和研究。

當時，模塊式高溫氣冷堆的概念剛被提出，其功率最高只能達到20萬千瓦。王大中做了一百多個方案的設計、計算、分析，基于在國內跟同事一起研究釷高溫氣冷增殖堆雙區(qū)球床堆芯方案時積累的經驗，他提出了雙區(qū)球床堆的新概念——環(huán)形堆芯模塊式高溫氣冷堆，使得模塊式高溫氣冷堆的設計功率一下子提高到50萬千瓦。經蘇爾登教授推薦，他的《一種在嚴重事故下具有安全自穩(wěn)定性的球床核反應堆》專利很快獲得聯(lián)邦德國專利局的批準，并且分別在美、英、法、日、意、蘇聯(lián)等國專利局進行了登記。王大中后又做了進一步的方案設計，他于1982年9月獲得亞琛大學自然科學博士學位。

1982年10月，從德國學成歸來的王大中擔任核能所副所長，他利用游泳池式屏蔽試驗反應堆進行低溫核供熱試驗，在國內首次成功實現(xiàn)實驗規(guī)模的核供熱，開辟了核能應用的新途徑。1985年，王大中擔任核能所所長，開始主持國家“七五”重點攻關項目——5兆瓦低溫核供熱堆，該反應堆于1986年3月正式動工興建。1986年，王大中擔任國家“863”計劃能源領域專家委員會首席科學家，將快堆、高溫氣冷堆以及聚變裂變混合堆列為“863”計劃研究發(fā)展的三種先進反應堆堆型，核能所負責主持高溫氣冷堆的研究。

在“863”計劃的統(tǒng)一安排下，核能所與國內有關單位協(xié)作，把高溫氣冷堆項目分解為設計研究、燃料元件研究、石墨堆體性能研究、氦技術及氦關鍵設備研究、球床流動特性和燃料裝卸系統(tǒng)技術研究、結構材料使用性能研究等8個研究課題，后細分為43個子課題?！捌呶濉逼陂g，進行了系統(tǒng)、深入的開發(fā)論證和單項關鍵技術實驗研究，至1990年底，研究計劃全部按期完成。

1991年9月16日，國家科委、國家教委、能源部、機電部、中國科學院和中國核工業(yè)總公司聯(lián)合向國務院呈報《關于八六三計劃能源領域2000年發(fā)展目標的請示》，擬申請2000年在清華大學核研院建成一座熱功率為l萬千瓦的高溫氣冷實驗堆，以掌握高溫氣冷堆的設計、建造及運行技術，驗證模塊式高溫氣冷堆的固有安全特性，進行燃料元件和材料的輻照實驗以及材料和區(qū)域供熱實驗，開展高溫核工藝的應用研究。1992年3月14日，國務院正式批準立項，中國高溫氣冷堆從此由實驗研究轉入工程建造的新階段。

“八五”期間，核研院完成了建堆的全部前期工作。1994年12月26日，國家核安全局向核研院頒發(fā)10兆瓦高溫氣冷實驗堆建造許可證。1995年4月6日，《國家科委關于高溫氣冷堆（HTR-1O）工程初步設計的復函》批準初步設計，同意動工興建。6月14日.10兆瓦高溫氣冷實驗堆在清華大學核研院正式動工興建。1997年10月27日至29日，主廠房封頂順利完成。1998-2000年，完成反應堆各系統(tǒng)、設備的加工、制造與安裝。2000年11月20日，順利完成裝放核燃料。12月1日，反應堆一次成功實現(xiàn)首次臨界，12月21日，反應堆正式達到臨界狀態(tài)。

10兆瓦高溫氣冷堆包含34個系統(tǒng)、近千臺設備，涵蓋物理、熱工水力、化學、材料、機械、加工制造、儀表控制等多個學科，經過了試驗研究、設計、實驗驗證、加工制造、安裝調試等多個環(huán)節(jié)。清華大學核研院、中國核動力研究設計院、核工業(yè)第二研究設計院和清華大學土木建筑設計研究院聯(lián)合完成初步設計；中國核工業(yè)第24建設公司和第23建設公司承擔土建與安裝施工；清華大學核研院設計，上海鍋爐有限公司、上海動力設備有限公司、上海第一機床廠生產反應堆壓力殼、蒸汽發(fā)生器與金屬堆內構件；上海鼓風機廠和上海先鋒電機廠聯(lián)合設計制造氦氣風機；清華大學核研院設計，上海先鋒電機廠制造控制棒驅動機構：中國電力進出口總公司承攬3000千瓦發(fā)電機組工程：清華大學核研院金工車間加工石墨堆內構件。清華大學核研院作為10兆瓦高溫氣冷實驗堆的設計、建造與營運單位，全面承擔安全責任。

在“863”計劃能源技術領域高溫氣冷堆項目15年工作驗收會上，驗收專家組認為：高溫堆項目已有物理設計研究等42項成果通過鑒定，燃料元件研制等17項成果獲部委級獎勵，有兩項達到國際領先水平；中國首座高溫氣冷堆具有一些重大的創(chuàng)新，有中國特色，具有世界先進水平。

安全技術創(chuàng)新

美國三英里島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的嚴重事故表明，核安全是核能發(fā)展的生命線，核能技術的先進性首先體現(xiàn)在核安全性能上。10兆瓦高溫氣冷堆的安全技術具有獨特的創(chuàng)新性。

模塊式設計概念和肩并肩式設計布置 模塊式反應堆最大的特點就是固有安全性好。為了從根本上避免反應堆堆芯熔毀的事故，10兆瓦高溫氣冷堆將每個模塊式反應堆的單堆功率設計得較小（如熱功率為20萬千瓦），并將堆體設計為細長圓柱體，以利于反應堆停堆后衰變熱排出與冷卻。多個模塊堆組合成的大功率規(guī)模核電站具有高經濟性。

10兆瓦高溫氣冷堆采用肩并肩式設計，將反應堆和應用的設備分開布置。這樣既確保了反應堆的獨立性，又有利于反應堆的應用。堆芯、蒸汽發(fā)生器和氦風機分別設置在相鄰布置的兩個壓力殼內，它們通過同軸雙層熱氣導管及熱氣導管壓力殼相連接，熱氣導管內外分別流過高溫和低溫氦氣。熱氣導管的性能關系到肩并肩式設計方案能否實現(xiàn)，也關系到整個堆的安全運行。為驗證在高溫、中壓和變工況情況下，熱氣導管內外流道間的有效絕熱性能、抗熱循環(huán)、壓力循環(huán)的能力及其結構的完整性等，研究人員在1.6-3.4兆帕壓力下，以氦氣為工質，對熱氣導管進行了長時間的連續(xù)熱態(tài)考驗。實驗結果表明，熱氣導管整體外觀良好，尺寸無變化；熱氣導管內外表面未見溫度過熱點、燒蝕點及變形；波紋管完好、有彈性、顏色和尺寸無變化：絕熱材料沒有板結、拉裂現(xiàn)象，仍為光亮的白色。這意味著熱氣導管具有良好的熱絕緣性能以及抗熱循環(huán)、抗壓力循環(huán)的能力，其設計和結構是合理的。

衰變熱非能動載出設計 10兆瓦高溫氣冷堆采用被動式余熱冷卻系統(tǒng)，不依賴人為介入，完全依靠熱傳導、熱輻射等自然物理規(guī)律，把反應堆停堆后的剩余發(fā)熱排出冷卻，確保反應堆不會發(fā)生堆芯熔化和核泄漏。

余熱載出是反應堆安全性研究的關鍵難題之一，也是當今核電站安全性面臨的最大挑戰(zhàn)之一。對于壓水堆來說，當發(fā)生一回路冷卻劑流失失壓事故時，必須由應急堆芯冷卻系統(tǒng)給一回路補水，并藉助輔助給水系統(tǒng)和余熱去除系統(tǒng)排出余熱。而在模塊式高溫氣冷堆內，發(fā)生同樣事故時，余熱可完全藉助熱傳導、熱輻射和自然對流非能動地載出。當一回路冷卻劑流失失壓和主傳熱系統(tǒng)失效同時發(fā)生時，余熱不能由主傳熱系統(tǒng)排出，可依靠堆芯石墨燃料元件的熱傳導和熱輻射載出，再經反射層石墨塊和反應堆壓力殼導出，輻射傳給設置在壓力殼周圍的堆腔冷卻器。堆腔冷卻器是設置在一回路艙室混凝土壁上的冷卻水管，這些冷卻水管與空氣冷卻器相連，完全依靠自然循環(huán)將余熱載出。

性能良好的包覆顆粒燃料和新型反應堆燃料元件裝卸系統(tǒng)10兆瓦高溫氣冷堆總共裝載了27000多個燃料元件球，每個燃料元件球中含有約8300個包覆燃料顆粒，共計有2億多個包覆燃料顆粒。每個包覆燃料顆粒直徑只有1毫米，由二氧化鈾燃料核芯、疏松熱解炭層、內致密熱解炭層、碳化硅層和外致密熱解炭層組成，每層只有幾十微米厚。

在所有運行和事故工況下，堆芯燃料元件的最高溫度接近1600℃。在該溫度下，致密的碳化硅包覆層要求保持完整性，氣態(tài)和固態(tài)放射性裂變產物幾乎完全留在燃料顆粒內。通過反復試驗，課題組研究出用于生產包覆燃料顆粒的具有多氣體入口的新型噴動流化床和4層連續(xù)包覆的新工藝，掌握了制造包覆顆粒元件的核心技術，并建成生產線，用化學氣相沉積法在流化床沉積爐中批量生產了2萬個球形燃料元件，合格率達98.1%，達到當時最先進的德國制造水平。

燃料元件裝卸系統(tǒng)是10兆瓦高溫氣冷堆的關鍵技術之一，經過十多年的技術攻關，課題組采用吸送方法輸送球形燃料元件，并利用脈沖氣流實現(xiàn)燃料元件從卸料管中單列化排出，此裝卸系統(tǒng)可以不停堆地連續(xù)裝卸核燃料元件，所有元件球通過它一次成功地進入堆芯。這套獲得國家發(fā)明專利的裝卸系統(tǒng)遠優(yōu)于國際上通常采用的機械運動式單列器，在德國舉行的技術交流會上，它引起了德國專家的極大興趣并受到一致好評。

先進的數(shù)字化保護系統(tǒng) 10兆瓦高溫氣冷堆的另一個創(chuàng)新點是采用了更安全可靠的數(shù)字化保護系統(tǒng)。反應堆保護系統(tǒng)是反應堆儀表控制系統(tǒng)中最重要的部分，是反應堆安全運行的可靠保障，必須具備極高的可靠性和安全性。它用于連續(xù)監(jiān)測反應堆保護變量，當保護變量的值達到或超過保護給定值時，它在規(guī)定時間內給出保護動作觸發(fā)信號，驅動保護動作執(zhí)行機構，完成系統(tǒng)預設的保護動作，以防止事故發(fā)生或減輕事故后果。

在計算機技術成熟之前，反應堆保護系統(tǒng)多采用模擬儀表與控制技術。在1980年代末，國內外都反對反應堆保護系統(tǒng)數(shù)字化，禁止在反應堆保護系統(tǒng)中使用計算機。我國國家核安全局起初也不準采用數(shù)字化保護系統(tǒng)。核研院從“863”項目攻關時就開始研發(fā)數(shù)字化保護系統(tǒng)，決定采用高可靠性工業(yè)控制計算機、智能化6B系列模塊等設計，并在開發(fā)過程中對設計說明書、安全軟件和系統(tǒng)功能等環(huán)節(jié)進行專門的驗證與確認。通過在實驗室階段和反應堆現(xiàn)場的長期運行考驗，系統(tǒng)共進行了863小時、70萬次功能測試。這套比傳統(tǒng)儀器儀表保護系統(tǒng)更安全可靠的數(shù)字化保護系統(tǒng)，最終獲得國家核安全局專家審查小組的認可，經國家核安全局批準應用在10兆瓦高溫氣冷堆上。

數(shù)字化保護系統(tǒng)不僅提高了保護系統(tǒng)的可視性與可操作性，有效地改善了反應堆控制系統(tǒng)的人機接口，而且還提高了控制系統(tǒng)的整體運行性能和安全可靠性。整個系統(tǒng)由3個執(zhí)行安全功能的通道站和2個獨立的系統(tǒng)監(jiān)視站組成。3個通道站是3個完全獨立的多處理機系統(tǒng)，采用冗余的三取二邏輯結構。每個通道站包括3個輸入輸出站、2臺安全功能計算機、1臺監(jiān)測功能計算機、1臺顯示功能計算機，能完成數(shù)據(jù)采集、計算、數(shù)據(jù)處理、信息顯示、數(shù)據(jù)傳輸?shù)裙ぷ鳌Ｏ到y(tǒng)監(jiān)測站由系統(tǒng)顯示計算機、系統(tǒng)監(jiān)測計算機、帶觸摸屏的大屏幕彩色顯示器組成，主要用以顯示通道站的各種信息和圖形，供操作員監(jiān)控反應堆的狀態(tài)。

事故試驗驗證為驗證模塊式高溫氣冷堆的固有安全性，經國家核安全局審批，10兆瓦高溫氣冷堆于2003年4月、10月和2004年9月成功進行了廠外電源斷電試驗、主氦風機停機試驗以及甩負荷試驗三項試驗。在這三項試驗中，通過人為設置模擬出嚴重的核事故工況，反應堆功率急劇增長，并且閉鎖安全保護、控制棒不能落棒，10兆瓦高溫氣冷堆經受住了考驗，不僅沒有發(fā)生堆芯熔化的嚴重后果，而且靠反應堆的負溫度系數(shù)實現(xiàn)了自動停堆。這是國際上首次通過反應堆的實際運行來驗證模塊式高溫氣冷堆所具有的優(yōu)異固有安全性。

2004年9月30日，核研院在10兆瓦高溫氣冷堆上進行了“不插入控制棒下反應堆喪失冷卻”的核安全試驗演示，國際原子能機構負責人與來自30多個國家和地區(qū)參加“國際原子能機構高溫氣冷堆專題研討會”的60多名代表在現(xiàn)場進行了觀摩。安全演示成功展示出高溫氣冷堆在任何故障情況下，不采取任何人為的干預能保持安全狀態(tài)，向公眾證明核電的安全性。國際原子能機構官員金柄九（Kim Byung Koo）認為，國際原子能機構組織的此次會議很重要，因為親眼看到了高溫氣冷堆的重要安全演示，看到了它的固有安全性。美國核學會前任主席、美國麻省理工學院教授卡達克（A.C.Kadak）指出：“這個安全實驗非常有意義，大多數(shù)反應堆不能做這樣的實驗。這種安全特性對于先進反應堆特別重要，希望成為未來的工程指導?！?/p>

未來應用和發(fā)展

2000年前后，美國能源部和核能專家提出了具有革命性創(chuàng)新的第4代核能系統(tǒng)的概念：2030年之前可投放市場，具有可持續(xù)性、安全性、可靠性以及經濟性的新一代核能系統(tǒng)。盡管核電站反應堆的主流仍是壓水堆或改進型壓水堆，但是第四代核電站首選堆型還是具備固有安全性、供熱和發(fā)電效率更高的模塊式球床高溫氣冷堆。中國的先進壓水堆仍依賴進口，清華大學10兆瓦高溫氣冷實驗堆的建成，意味著中國贏得了十幾年的寶貴時間，搶先跨入了自主建造高溫氣冷堆的世界先進水平。

10兆瓦高溫氣冷堆在實現(xiàn)臨界后，正式進入熱試驗調試階段。核研院用了兩年時間，完成了100項安全系統(tǒng)的熱態(tài)調試試驗，包括物理、熱工、設備性能、系統(tǒng)運行、環(huán)境影響等方面試驗，其中在國家核安全局專家現(xiàn)場監(jiān)督下進行的重要試驗達28項，如控制棒系統(tǒng)、燃料裝卸系統(tǒng)、主氦風機、余熱載出系統(tǒng)、氦氣凈化系統(tǒng)等的試驗，對系統(tǒng)的安全性和運行可靠性做了全面驗證。2002年11月14日，國家核安全局對10兆瓦高溫氣冷堆進行了提升功率前的檢查，批準了提升功率并網(wǎng)發(fā)電的申請。2003年1月7日，高溫氣冷堆成功并網(wǎng)發(fā)電：26-29日，順利實現(xiàn)滿負荷72小時連續(xù)運行。實驗證明，該反應堆在10兆瓦滿功率下，主要指標達到設計要求，運行性能良好，成功地實現(xiàn)了項目的預定目標和要求。2006年，“10兆瓦高溫氣冷實驗反應堆”項目獲得國家科技進步一等獎。

在國家“863”計劃的支持下，中國高溫氣冷堆的發(fā)展將分三步走：第一步建造一個10兆瓦的模塊式球床高溫氣冷實驗堆，掌握高溫堆設計、建造、試驗、運行的基本技術，以便進一步發(fā)展；第二步把高溫氣冷堆用于供熱和發(fā)電，熱電聯(lián)供，在補充我國工藝熱和核電方面發(fā)揮作用；第三步發(fā)展高溫氣冷堆的工藝供熱，進行煤的氣化和液化、高溫制氫、甲烷重整等，為國家長遠能源做貢獻。2006年2月9日，國務院發(fā)布《國家中長期科學和技術發(fā)展規(guī)劃綱要（2006-2020年）》，將“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站”列為16個重大專項之一。2012年12月4日，國家核安全局批準頒發(fā)了高溫氣冷堆核電站示范工程建造許可證，高溫氣冷堆核電站示范工程在山東榮成石島灣正式開工興建。

在日本福島核電站發(fā)生的堆芯熔化核事故對全球核能發(fā)展造成的巨大沖擊下，中國20萬千瓦高溫氣冷堆核電站示范工程正在順利實施中。目前示范電站的一系列關鍵技術和設備研制已得到試驗驗證，電站重要設備從2015年開始逐步運抵現(xiàn)場，預計示范電站將于2017年并網(wǎng)發(fā)電。