山東石島灣200 MWe球床模塊式高溫氣冷堆(HTR-PM)核電站示范工程的工程和技術(shù)創(chuàng)新

張作義*，董玉杰，李富，張征明，王海濤，黃曉津，李紅，劉兵，吳莘馨，王宏，刁興中，張海泉，王金華

Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China

山東石島灣200 MWe球床模塊式高溫氣冷堆(HTR-PM)核電站示范工程的工程和技術(shù)創(chuàng)新

張作義*，董玉杰，李富，張征明，王海濤，黃曉津，李紅，劉兵，吳莘馨，王宏，刁興中，張海泉，王金華

Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China

a r t i c l e i n f o

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Received 12 October 2015

Revised 7 March 2016

Accepted 9 March 2016

Available online 31 March 2016

核能

高溫氣冷堆

球床

模塊式高溫氣冷堆

球床模塊式高溫氣冷堆

世界首臺球床模塊式高溫氣冷堆(HTR-PM)核電站示范工程于2012年12月9日在中國山東省榮成市石島灣廠區(qū)完成第一罐混凝土的澆筑，2015年6月完成反應(yīng)堆廠房建設(shè)，然后進入設(shè)備安裝階段。目前正在向著在2017年年底實現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電的目標順利推進。1個HTR-PM反應(yīng)堆模塊的熱功率是250 MWth，反應(yīng)堆堆芯氦氣的進出口溫度分別是250 °C和750 °C。蒸汽發(fā)生器出口的蒸汽參數(shù)是13.25 MPa/567 °C。2個球床反應(yīng)堆模塊連接1臺蒸汽輪機，形成一座210 MWe的核電站。項目團隊克服了巨大困難，利用中國現(xiàn)有的工業(yè)制造技術(shù)研制出世界首臺設(shè)備，實現(xiàn)了一系列重大技術(shù)創(chuàng)新。在研發(fā)的規(guī)劃和實施、工業(yè)合作伙伴關(guān)系的建立、主設(shè)備制造、燃料生產(chǎn)、安全審查、站址選擇以及安全性和經(jīng)濟性的平衡等方面取得了令人欣慰的進展，為世界同行積累了可以借鑒的經(jīng)驗。

? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

1.引言

在獲得中國國家核安全局(NNSA)的建設(shè)許可證并完成所有政府審批程序后，球床模塊式高溫氣冷堆(HTR-PM)核電站示范工程于2012年12月9日在中國山東省榮成市石島灣廠區(qū)完成了第一罐混凝土的澆筑。按照其59個月的建設(shè)計劃，該核電站應(yīng)該在2017年年底實現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電。2015年6月30日，反應(yīng)堆廠房土建工程正式封頂，所有里程碑節(jié)點均滿足預(yù)定計劃。圖1為2012年12月9日和2015年5月25日的施工現(xiàn)場的照片。

HTR-PM的目標是將核能的利用進一步擴展到除高效率并網(wǎng)發(fā)電之外的其他應(yīng)用，如熱電聯(lián)產(chǎn)、高溫熱利用和制氫。除此之外，這一示范電站的建設(shè)還將致力于證明，在三英里島、切爾諾貝利和福島重大核事故之 后，除進一步改進輕水堆(LWR)的安全性外，還可以通過創(chuàng)新找到一種固有安全的核能技術(shù)。

圖1.(a) 2012年12月9日和(b) 2015年5月25日中國山東省球床模塊式高溫氣冷堆(HTR-PM)核電站示范工程的施工現(xiàn)場。

為了找到解決核能安全問題的方法，國際核能界已經(jīng)做出了巨大的努力。其中，模塊式高溫氣冷堆(MHTGR)是最具創(chuàng)新性和挑戰(zhàn)性的技術(shù)之一。20世紀八九十年代， 由于得到政府的大力支持，德國西門子/英特納通(Siemens/Interatom)和美國通用原子能公司(GA)分別針對200 MWth的高溫氣冷堆模塊(HTR-module)和350 MWth的MHTGR開展了大量的研發(fā)工作[1]。這些項目在技術(shù)研發(fā)上是非常成功的；但由于種種原因，其商業(yè)示范工程的建設(shè)一直沒有正式啟動。中國和日本在2000年左右相繼建成了自己的小型試驗反應(yīng)堆，分別為HTR-10和高溫工程試驗堆(HTTR)。南非自20世紀90年代起一直在開展球床模塊式反應(yīng)堆(PBMR)的工作。在2002年出版的《第四代核能系統(tǒng)技術(shù)路線圖》 [2]中，超高溫氣冷堆(VHTR)技術(shù)被選為第四代核能系統(tǒng)技術(shù)的6種候選技術(shù)之一。VHTR的出口溫度最初被設(shè)定為900~1000 °C，后來改為700~1000 °C，并把名字變?yōu)閂/HTR。第四代核能系統(tǒng)技術(shù)的一個核心要求是在核電站發(fā)生嚴重事故時可以不需要場外應(yīng)急響應(yīng)。根據(jù)美國政府2005年頒布的《能源政策法案》，美國能源部(DOE)實施了“下一代核電站(NGNP)”計劃，目標是通過政府和工業(yè)界的合作建設(shè)一座MHTGR核電站示范工程?！禨cience》雜志在2005年8月刊的新聞焦點(news focus)欄目中報道了南非PBMR和中國HTR-PM的工作[3]。

在中國，清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院(INET)從20世紀70年代中期起就開始研究HTR技術(shù)，并在20世紀90年代建成了HTR-10試驗反應(yīng)堆[4]。之后，作為技術(shù)領(lǐng)導(dǎo)者，清華大學(xué)INET開始了HTR-PM商業(yè)化示范工程的研發(fā)工作。2008年2月，200 MWe的HTR-PM核電站示范項目被中國政府批準作為“大型先進壓水堆(PWR)及高溫氣冷堆(HTR)核電站”國家科技重大專項的一部分。按照重大專項的技術(shù)路線圖報告，HTR和HTR-PM技術(shù)在中國的發(fā)展定位是：① 作為補充PWR核電技術(shù)的一種高效發(fā)電技術(shù)；② 作為核能高溫熱利用的主要技術(shù)；③ 在先進核能技術(shù)領(lǐng)域通過創(chuàng)新為全球做出貢獻。

2.技術(shù)創(chuàng)新

如圖2所示，HTR-PM[5]由2個球床反應(yīng)堆模塊與1臺210 MWe的蒸汽輪機連接而成。每個反應(yīng)堆模塊包括反應(yīng)堆壓力容器(RPV)，石墨、碳和金屬堆內(nèi)構(gòu)件，蒸汽發(fā)生器和主氦風機。單個反應(yīng)堆模塊的熱功率是250 MWth，反應(yīng)堆堆芯氦氣的進出口溫度分別是250 °C和750 °C。蒸汽發(fā)生器出口的蒸汽參數(shù)是13.25 MPa/ 567 °C。表1給出了HTR-PM的主要技術(shù)參數(shù)。

圖2.球床模塊式高溫氣冷堆(HTR-PM)核電站示范工程。(a) 正視圖；(b) 俯視圖。

表1 HTR-PM的主要設(shè)計參數(shù)

HTR-PM以HTR-10為原型，參考了德國HTR-module和美國MHTGR的設(shè)計。在整個研發(fā)過程中，筆者認真研究了國際上關(guān)于HTR的成果和經(jīng)驗教訓(xùn)，與德國球床HTR領(lǐng)域的科學(xué)家開展了大量的合作研究。但是這些合作對于建設(shè)世界首臺(套) HTR-PM示范工程來說是遠遠不夠的。其原因有：① 盡管HTR-module和MHTGR分別在德國和美國得到了深入的研究，但還沒有實際建造；② 除了有關(guān)國家政府批準的部分計算軟件轉(zhuǎn)讓以及個別的技術(shù)咨詢協(xié)議，工程設(shè)計及設(shè)備制造技術(shù)的轉(zhuǎn)讓并沒有發(fā)生；③ 由于德國科學(xué)家及工程師逐漸高齡化以及有關(guān)公司的停業(yè)，很多知識和經(jīng)驗已流失。因此，擺在中國科學(xué)家及其工業(yè)合作伙伴面前的唯一道路就是用中國自己的工業(yè)制造技術(shù)研制世界首臺(套)設(shè)備并完成示范工程建設(shè)。關(guān)于MHTGR的理念是一致的，但是最終工程與技術(shù)的實施是不同的。筆者將從以下幾個方面來闡述HTR-PM中的創(chuàng)新技術(shù)。

2.1.熱功率為250 MWth的反應(yīng)堆模塊

2006年之前，研究人員將燃料球布置在環(huán)形區(qū)域，研究了熱功率為458 MWth的環(huán)形反應(yīng)堆堆芯。研究人員對在環(huán)形區(qū)域中心采用流動的石墨球和固定的石墨柱這2種方案進行了比較。采用石墨球方案的難點包括：讓監(jiān)管部門相信燃料球和石墨球流動有固定和可預(yù)測的邊界；一部分氦氣流經(jīng)不發(fā)熱的中心石墨區(qū)后會導(dǎo)致反應(yīng)堆出口氦氣的溫度更不均勻；側(cè)反射層控制棒價值不足等。采用石墨柱方案的難點是：要在反 應(yīng)堆運行壽期內(nèi)更換堆芯石墨柱；環(huán)形堆芯底部需要3個以上的卸料口，導(dǎo)致燃料球流動復(fù)雜；以及中心石墨柱的結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性難題等。2006年9月，經(jīng)過反復(fù)研究后，研究人員決定把反應(yīng)堆的技術(shù)方案從1臺458 MWth的反應(yīng)堆堆芯模塊改成2臺250 MWth的反應(yīng)堆堆芯模塊。對這種改動，研究人員首要擔心的是經(jīng)濟成本。但經(jīng)過仔細測算，最終方案與計劃方案在總的電站投資上的差別非常小，因此并未改變原有預(yù)算。

2.2.一臺蒸汽發(fā)生器裝19個相同的傳熱單元模塊

每一個傳熱單元模塊的傳熱能力大約是13 MWth，可以在10 MWth的氦氣工程試驗回路(ETF-HT, ETF-SG)上開展全尺寸80 %功率的工程驗證試驗，并根據(jù)試驗調(diào)整每一根傳熱管的水流量。該設(shè)計的其他特性包括可以在役檢查，可以平行進行大規(guī)模制造和安裝，并和中國國內(nèi)比較有限的制造經(jīng)驗相適應(yīng)。

2.3.磁懸浮軸承主氦風機

采用磁懸浮軸承將主氦風機整體放在反應(yīng)堆一回路壓力邊界內(nèi)，以保證氦氣密封，避免潤滑油漏入一回路。示范工程主氦風機采用有商業(yè)運行經(jīng)驗的磁懸浮軸承。為了充分考驗軸承和軸的配合，在工程樣機上使用了清華大學(xué)INET研發(fā)的磁懸浮軸承。研究人員利用工程樣機開展了在氮氣環(huán)境下熱態(tài)全功率全轉(zhuǎn)速運行100 h和500 h的試驗，并在與示范工程中氦氣運行條件(250 °C/7 MPa)完全相同的條件下完成了全功率試驗。

鑒于主氦風機對項目的重要性，研究人員研制了采用干氣密封和常規(guī)油軸承的主氦風機作為備用的工程樣機。將電機以及常規(guī)油軸承置于壓力容器外，主氦風機放在壓力容器里。利用干氣密封隔離反應(yīng)堆的氦氣和環(huán)境，設(shè)計了一種檢修密封方法以實現(xiàn)在一回路氦氣密封條件下更換干氣密封裝置。

2.4.控制棒和吸收球

最初設(shè)計的HTR-PM反應(yīng)性控制系統(tǒng)由8個控制棒驅(qū)動機構(gòu)(CRDM)和22個吸收球(SAS)停堆系統(tǒng)構(gòu)成，以匹配HTR-PM側(cè)反射層中的30塊石墨磚。由于上部空間的限制，22個SAS停堆系統(tǒng)由11個SAS驅(qū)動系統(tǒng)驅(qū)動。這種方案需要在反應(yīng)堆啟動和低功率(40 %功率)運行階段通過氣力輸送將原來在堆芯側(cè)反射層孔道中的吸收球吹出堆芯，同時插入控制棒以保持堆芯臨界。主氦風機運行后，堆內(nèi)構(gòu)件之間會形成壓差，進而導(dǎo)致SAS停堆系統(tǒng)運行比較困難并存在不確定性。在詳細的工程設(shè)計和試驗驗證中，研究人員發(fā)現(xiàn)在有限的時間內(nèi)很難建立滿足上述條件的SAS停堆系統(tǒng)，因此決定將原設(shè)計方案改成24個CRDM和6個SAS停堆系統(tǒng)。僅憑CRDM就可以滿足反應(yīng)堆的冷停堆、啟動、運行和功率調(diào)節(jié)的要求，同時將SAS停堆系統(tǒng)作為后備停堆系統(tǒng)。在停堆并且不運行主氦風機的情況下可以較容易地將SAS送回貯球罐。

2.5.燃料裝卸系統(tǒng)

研究人員曾經(jīng)制造了一臺全尺寸卸料裝置的原型樣機，這一裝置既實現(xiàn)了燃料球的逐一卸料又實現(xiàn)了破損燃料球的檢出分離。由于無法找到滿足全壽期使用條件的軸承，最終只能將上述2種功能分開在2個設(shè)備中實現(xiàn)。重新制造的燃料裝卸系統(tǒng)工程原型樣機經(jīng)驗證能夠?qū)崿F(xiàn)全壽期工作的目標。燃料裝卸系統(tǒng)最終的技術(shù)解決方案滿足了對氦氣的密封、氦氣條件下轉(zhuǎn)動機械的潤滑和檢修等方面的要求。2.6.基于儲罐的乏燃料干式貯存系統(tǒng)

HTR-PM采用可以容納40 000個燃料球的乏燃料儲罐，乏燃料儲罐被放置于具有混凝土護壁的乏燃料廠房內(nèi)。由于缺乏近海金屬腐蝕的數(shù)據(jù)，示范工程的乏燃料廠房采用閉式循環(huán)機械通風。在停電的情況下，依靠空氣的自然循環(huán)就可以載出衰變熱。乏燃料儲罐也可以被置于常規(guī)PWR的乏燃料運輸容器中，必要時可以運輸。

1967—1988年，德國AVR試驗球床HTR已經(jīng)運行了21年，總的可利用率達到66 %。這對于一個試驗核反應(yīng)堆來說是非常成功的。1990年，德國工程師協(xié)會(VDI)和能源技術(shù)學(xué)會以“AVR試驗高溫反應(yīng)堆：著眼于未來能源技術(shù)的21年成功運行”為題出版了一份總結(jié)報告[6]。20世紀80年代后期，AVR測試了超過10種不同的燃料球，最后發(fā)現(xiàn)當使用高質(zhì)量的TRISO燃料球時，從反應(yīng)堆一回路氦氣中檢測到的放射性活度非常低。研究人員認真學(xué)習了德國的AVR和釷高溫核反應(yīng)堆(THTR)以及美國的SFV核電站等早期HTR的經(jīng)驗和教訓(xùn)。針對這些經(jīng)驗和教訓(xùn)，在后面發(fā)展的德國的HTR-module和美國的MHTGR中都采取了相應(yīng)的措施。研究人員在HTR-PM的實踐中進一步確認了相關(guān)措施的有效性。

3.進展及其體會

3.1.總體技術(shù)方案

2002年，研究人員評估了氦氣輪機和蒸汽輪機技術(shù)，并選擇了蒸汽輪機。之后逐步形成了從亞臨界過熱蒸汽輪機到超臨界蒸汽輪機，再到未來將最終實現(xiàn)氦氣–蒸汽聯(lián)合循環(huán)的技術(shù)路線圖。2006年，筆者確定了由2個250 MWth反應(yīng)堆模塊連接1個210 MWe蒸汽輪機組成的HTR-PM示范電站的技術(shù)方案。示范工程中采用的雙模塊配置為下一步建設(shè)多模塊核電站積累了經(jīng)驗。

3.2.研發(fā)

2008年1月，中國國務(wù)院批準了HTR-PM核電站示范工程總體實施方案，詳細定義了研發(fā)技術(shù)路線圖。研究人員對示范工程涉及的新的技術(shù)要求開展了前期關(guān)鍵技術(shù)研究，并在此基礎(chǔ)上設(shè)計了相關(guān)設(shè)備。一旦制造出關(guān)鍵設(shè)備的原型樣機并搭建好相關(guān)的試驗平臺，研究人員就會在模擬反應(yīng)堆運行的氦氣熱態(tài)條件下開展全尺寸工程驗證試驗。驗證用的設(shè)備和系統(tǒng)主要包括主氦風機、蒸汽發(fā)生器、燃料裝卸系統(tǒng)、CRDM、SAS停堆系統(tǒng)、氦氣凈化系統(tǒng)和乏燃料貯存關(guān)鍵設(shè)備等。盡管這些試驗耗費了大量的資金、人力和時間，但研究人員通過這些試驗發(fā)現(xiàn)并解決了大量工程技術(shù)問題。圖3所示為清華大學(xué)INET建設(shè)的HTR-PM工程實驗室，其中布置了上述主要實驗設(shè)施。表2給出了針對HTR-PM項目開展的主要工程驗證試驗?zāi)夸洝?/p>

3.3.工業(yè)合作伙伴

研究人員意識到了首臺示范工程在技術(shù)和投資上的風險，并積極爭取到了中國政府的支持。2006年，HTRPM示范工程項目成為中國16個國家科技重大專項之一。國家的支持對示范工程項目的開展至關(guān)重要。為開展HTR-PM項目，相關(guān)方于2003年創(chuàng)建了中核能源科技有限公司作為HTR-PM核島工程EPC總承包商和AE工程公司，于2007年創(chuàng)建了華能山東石島灣核電有限公司(HS NPC)作為核電站的所有者。上海電氣集團股份有限公司和哈爾濱電氣集團公司獲得合同生產(chǎn)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)(NSSS)的主要部件。

3.4.主設(shè)備制造

2008年，根據(jù)已經(jīng)確定的技術(shù)方案，項目團隊簽訂了RPV、蒸汽發(fā)生器、金屬堆內(nèi)構(gòu)件和主氦風機等設(shè)備的研制合同。自2008年以來，這些設(shè)備的總體設(shè)計基本上沒有變化，但是細節(jié)工藝設(shè)計發(fā)生了很多變化。RPV和金屬堆內(nèi)構(gòu)件由上海電氣集團股份有限公司制造。得益于中國核電制造業(yè)的發(fā)展，中國自己的廠房也具備了加工制造大尺寸RPV和金屬堆內(nèi)構(gòu)件的能力。在克服了初期的鍛件制造和細節(jié)工藝上的困難之后，上述兩類設(shè)備的制造總體上是比較順利的。圖4所示為2015年9月的設(shè)備制造狀態(tài)。從各個角度來說，蒸汽發(fā)生器的制造困難最大，包括材料選取、傳熱管的扎制和彎曲、傳熱單元的組裝、總裝、焊接、生產(chǎn)進度安排、專用工裝及廠房和工程驗證試驗等。項目團隊研制了主氦風機的原型樣機，并仔細規(guī)劃和穩(wěn)步推進了大量的工程驗證試驗。盡管這些試驗耗費了大量的資金和時間，但是研究人員通過它們發(fā)現(xiàn)并糾正了很多可能影響示范工程運行的技術(shù)細節(jié)。

3.5.燃料

2005年，研究人員開始在清華大學(xué)INET建設(shè)年產(chǎn)100 000個燃料球的試驗生產(chǎn)線，以進一步鞏固生產(chǎn)工藝。2013年，項目團隊在中國包頭開工建設(shè)HTR燃料元件生產(chǎn)線，2014年開始進行生產(chǎn)線設(shè)備安裝，2015年進行調(diào)試和試生產(chǎn)。2012年10月，研究人員在荷蘭佩滕的高通量反應(yīng)堆(HFR)上對5個HTR-PM燃料球進行了輻照試驗，該試驗于2014年12月30日結(jié)束。試驗結(jié)果證明了HTR-PM燃料元件的預(yù)期性能。這是HTRPM項目中最為關(guān)鍵的核心技術(shù)之一。

圖3.清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院(INET)建設(shè)的HTR-PM工程實驗室和其中的10 MWth氦氣工程試驗回路。

3.6.安全審查

圖4.2015年9月在上海電氣集團股份有限公司制造的HTR-PM核電站示范工程的反應(yīng)堆壓力容器。

表2 針對HTR-PM項目的試驗設(shè)施

2006年，中國NNSA完成了關(guān)于“高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評原則”的技術(shù)文件；2009年完成了主要的安全審評工作；2011年完成了福島事故后的安全檢查，在最終安全報告審查前確認了不同階段需要完成的安全驗證試驗和驗收條件的清單。安全審查是循序漸進的。HTR-PM的安全審查遵循了現(xiàn)有的PWR核安全管理規(guī)范，同時根據(jù)2006年發(fā)布的安全審評原則，針對特定問題采用了不同的要求。這些要求符合中國NNSA定義的規(guī)則并遵循了保守的原則。中國的核安全監(jiān)管體系遵循了與美國核管理委員 會(NRC)以及國際原子能機構(gòu)(IAEA)相同的監(jiān)管程序和標準。在過去的20年里，中國NNSA深入考查了世界上各種不同的核電站，積累了豐富的經(jīng)驗。這些經(jīng)驗?zāi)軌驇椭麄儗徳u包括HTR-PM在內(nèi)的不同反應(yīng)堆的安全特征。此外，之前的HTR-10反應(yīng)堆的建設(shè)以及二步法安全審查也有助于HTR-PM的安全審查。

3.7.站址

2002—2004年間，研究人員走遍了中國大約10個省份，尋找HTR-PM示范工程的合適站址。最終選擇了中國東部的山東省榮成市石島灣，并將并網(wǎng)發(fā)電作為示范工程的主要用途。未來HTR-PM的應(yīng)用將涉及熱電聯(lián)產(chǎn)和高溫熱利用。但是考慮到供熱反應(yīng)堆需要靠近現(xiàn)有的熱用戶且要求提供100 %的后備能源，對熱用戶來說，消除場外應(yīng)急響應(yīng)和縮小低人口區(qū)半徑范圍是很有必要的。因此，很難在熱用戶附近找到合適的核電站站址。由于以上困難，研究人員選擇將發(fā)電作為HTR-PM示范工程的用途。由于還準備在石島灣站址建設(shè)若干個PWR核電站，研究人員不再堅持在法律上做到消除場外應(yīng)急響應(yīng)，而是打算向安全監(jiān)管機構(gòu)證明HTR-PM在技術(shù)上可以實現(xiàn)消除。在同一個站址建設(shè)PWR核電站有助于分擔基礎(chǔ)設(shè)施的建設(shè)費用。以上關(guān)于首臺HTRPM示范電站的建設(shè)方案降低了完成項目的難度。

4.安全性和經(jīng)濟性

衰變熱的排出是核能安全的核心問題。三英里島和福島核事故的起因就是由于無法排出衰變熱導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯過熱并熔毀。在切爾諾貝利核事故中，初次爆炸是由反應(yīng)堆功率急劇上升引起的，此后的事故進程主要與衰變熱排出系統(tǒng)損壞有關(guān)。對于LWR核電站來說，最重要的工作是研發(fā)高度可靠的應(yīng)急冷卻系統(tǒng)，并通過可靠的電力和水供應(yīng)來支持系統(tǒng)的運行。

基于物理思想，我們可以通過創(chuàng)新找到一種固有安全的核能技術(shù)。為了確保衰變熱永遠不會把反應(yīng)堆堆芯加熱至溫度限值，國際上的研究人員采用了如下3種措施來設(shè)計反應(yīng)堆堆芯：① 用更耐高溫和更堅固的碳化硅(SiC)作為燃料包殼；② 顯著地 降低反應(yīng)堆堆芯的體積功率密度；③“一分為多”，即將一個大的反應(yīng)堆分解成若干個相同的小型反應(yīng)堆模塊。根據(jù)能量守恒定律，反應(yīng)堆堆芯的衰變熱只通過熱傳導(dǎo)和熱輻射排出，這取決于材料的物理特性，而不依賴于熱對流。在國際核能界對這方面的研究工作進行了30多年后，中國的研究人員開始實際建造世界上首座商用規(guī)模的反應(yīng)堆。試驗結(jié)果已經(jīng)證明，HTR-PM燃料元件在1600~1800 °C的溫度限值下仍可以保持顆粒燃料包殼的完整性。反應(yīng)堆堆芯正常運行時的平均體積功率密度是3.3 MW·m–3，大約是PWR核電站的1/30。為了確保足夠的安全裕度，單個反應(yīng)堆模塊的熱功率被定為250 MWth。圖5給出了在一次失冷失壓事故中，在不依靠任何工程安全設(shè)施的條件下，反應(yīng)堆堆芯燃料峰值溫度的變化曲線。上述安全特性可以通過可重復(fù)的核電站整機安全驗證試驗來證明，試驗過程不會影響核電站的繼續(xù)運行。

根據(jù)物理定律，這種HTR-PM固有安全核能技術(shù)的創(chuàng)新很容易理解。然而，INET研究人員仍然面臨另外2個挑戰(zhàn)：① 如何成功建設(shè)并運行HTR-PM核電站？② 如何解決HTR-PM面臨的經(jīng)濟性挑戰(zhàn)？其關(guān)鍵問題是一個小型HTR-PM核電站如何與一個比它的規(guī)模大10倍的LWR核電站競爭？

這里INET研究人員采用了“多合為一”的思想，完成了一個電功率為660 MWe的多模塊HTR-PM核熱電站的概念設(shè)計，其中有6個HTR-PM反應(yīng)堆模塊連接到1臺蒸汽輪機。每個反應(yīng)堆模塊的設(shè)計和HTR-PM示范工程相同，有獨立的安全系統(tǒng)，共享與安全無關(guān)的輔助系統(tǒng)。其實際占地尺寸與同等功率規(guī)模的PWR核電站沒有顯著的不同。圖6所示為一個2 × 600 MWe的多模塊HTR-PM核電站熱電聯(lián)產(chǎn)機組的平面布置圖。

圖5.HTR- PM核電站示范工程在失冷失壓事故中反應(yīng)堆堆芯的燃料峰值溫度變化。

圖6.2 × 600 MWe的多模塊HTR-PM核電站熱電聯(lián)產(chǎn)機組。

迄今為止，針對HTR-PM示范工程的所有設(shè)備都已經(jīng)簽署了供應(yīng)合同。因此，研究人員可以根據(jù)實際的合同成本詳細比較一個2 × 600 MWe的多模塊HTR-PM核電站和一個在中國同一時間建造的同等功率規(guī)模的PWR核電站的系統(tǒng)和設(shè)備的造價。按照2014年政府評估的最新的HTR-PM示范電站造價， 選取同樣的設(shè)備及建設(shè)數(shù)據(jù)，一座2 × 600 MWe的多模塊HTR-PM核電站的全站建設(shè)總造價大約是同等功率規(guī)模的PWR核電站的110 %~120 %。這樣，并網(wǎng)電價大約從每千瓦時(度) 0.4元人民幣上漲為每千瓦時(度)0.48元人民幣。這個價格大大低于中國市場上的燃氣、風力和太陽能發(fā)電的并網(wǎng)電價。在一個PWR核電站的建設(shè)總造價中，反應(yīng)堆本體(主要是PRV和堆內(nèi)構(gòu)件)的造價所占的比例是非常有限的，大約為2 %。因此，在其他部分造價保持不變的情況下，即使PRV和堆內(nèi)構(gòu)件的造價增加為原來的10倍，全站建設(shè)總造價的增漲也可以控制在20 %以內(nèi)。這是上述經(jīng)濟評價結(jié)果的深層原因，具體見參考文獻[7]。

通過“一分為多”我們可實現(xiàn)核能技術(shù)固有安全的夢想，而通過“多合為一”我們又可把造價的增加控制在有限的范圍內(nèi)。

5.結(jié)語

由地震和海嘯引發(fā)的日本福島核事故再一次提出了人類是否有能力安全利用核裂變能的問題。世界各地的科學(xué)家提出的很多創(chuàng)造性的技術(shù)方案回答了上述問題。而真正的困難是如何驗證這些方案，并讓它們在從概念階段到投入市場的漫漫苦旅中幸存下來。按照核工程領(lǐng)域的經(jīng)驗，這一過程包括基礎(chǔ)研究、概念提出、關(guān)鍵技術(shù)研發(fā)、小功率試驗堆建設(shè)和最終的全尺寸商業(yè)示范工程的建設(shè)。這個過程可能需要花費20~30年的時間，耗資達數(shù)十億美元。在中國國家科技重大專項的支持下，清華大學(xué)的科學(xué)家與全球核工業(yè)界人士通力合作，已經(jīng)在國際上率先走到了最后的階段。研究人員深深了解其中的艱辛和未來還要克服的困難，但是曙光在望。研究人員將繼續(xù)努力，爭取在技術(shù)上和商業(yè)上為中國和世界核能的發(fā)展提供一種創(chuàng)新性的選擇。

到目前為止，HTR-PM尚不是一項商業(yè)成熟的技術(shù)。因此，未來LWR仍然是核電的主流技術(shù)，其安全性仍有可能不斷改進和提高。

致謝

HTR-PM是一個團隊性的工作。在中國，兩代科學(xué)家?guī)缀醺冻隽艘簧呐?。沒有HTR-10實驗堆就沒有后來的HTR-PM。中國政府的不同部門、工業(yè)界合作伙伴以及項目團隊成員共同為此做出了貢獻。國際上，德國、美國、日本和南非等國的許多科學(xué)家也付出了一生的努力，做出了重大貢獻。建設(shè)世界首臺模塊式高溫氣冷堆核電站示范工程是很多科學(xué)家的共同夢想。中國的HTR-PM是建立在所有這些工作基礎(chǔ)之上的。本文第一作者自2001年以來一直擔任清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院院長，并在2006年被任命為HTR-PM項目的總設(shè)計師。他和其他作者一道嘗試從一個特殊的角度來介紹HTR-PM項目的工程與技術(shù)創(chuàng)新。本文作者名單遠遠不能覆蓋所有主要貢獻者。

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Zuoyi Zhang, Yujie Dong, Fu Li, Zhengming Zhang, Haitao Wang, Xiaojin Huang, Hong Li, Bing Liu, Xinxin Wu, Hong Wang, Xingzhong Diao, Haiquan Zhang, and Jinhua Wang declare that they have no confl ict of interest or fi nancial confl icts to disclose.

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* Corresponding author.

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2095-8099/? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

英文原文: Engineering 2016, 2(1): 112—118

Zuoyi Zhang, Yujie Dong, Fu Li, Zhengmi ng Zhang, Haitao Wang, Xiaojin Huang, Hong Li, Bing Liu, Xinxin Wu, Hong Wang, Xingzhong Diao,

Haiquan Zhang, Jinhua Wang.The Shandong Shidao Bay 200 MWeHigh-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module (HTR-PM) Demonstration

Power Plant: An Engineering and Technological Innovation.Engineering, http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.020