高温气冷堆的“固有安全”属性是怎么回事？ 第1页

国内的华能各种文章声称安全性可以保证

模块式高温气冷堆具有固有安全性、系统简单、发电效率高、用途广泛、具有潜在的经济竞争性，在国际上受到广泛的重视，它是国际核能领域第四代核能系统中六种备选堆型之一，是能够适应未来能源市场需求的新型核反应堆堆型。

1. 采用包覆颗粒燃料（TRISO）构成的“全陶瓷型”球形燃料元件，它具有在不高于1620℃的高温下阻留放射性裂变产物释放的能力。
2. 采用单区球床堆芯设计，球形燃料元件自上向下流动。
3. 堆芯设计保证在任何运行工况和事故情况下，燃料元件最高温度不超过其安全限值1620℃。
4. 采用燃料元件连续装卸、多次循环的燃料管理模式，即燃料元件从堆芯顶部装入，从堆芯底部卸料管卸出，卸出的燃料元件逐个进行燃耗测量，已达到卸料燃耗的元件被排出堆外贮存，未达到卸料燃耗的元件则被重新装入堆芯，实现燃料元件多次循环，使反应堆燃耗分布更为均匀。
5. 设置两套独立的停堆系统：控制棒系统和吸收球停堆系统，控制棒和吸收小球都依靠重力下落实现停堆功能，提高了停堆系统的可靠性。
6. 反应堆堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成，该区域内没有金属部件，使堆芯结构部件能承受高温。
7. 反应堆堆芯和蒸汽发生器分别设置在两个壳体内，并由热气导管壳体相连接，构成一回路压力边界。三个壳体组成的压力边界均通以冷氦气进行冷却，使壳体不承受高温。
8. 反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体和连接二者的热气导管壳体，均包容在混凝土结构的一回路舱室内，一回路舱室具有“包容性”功能，是阻止放射性释放的第三道安全屏障。

然而，长期在德国于利希研究中心工作的Rainer Moormann发表了《再探球床式反应堆（PBR）安全性》，开篇第一句话就概括说：“PBR的安全性能并不象人们较早时想象的那样美好”

The safety behaviour of pebble bed reactors (PBRs) may be less benign than earlier assumed. A new study from Forschungszentrum Jülich analysing experience with the AVR reactor suggests that future PBRs require additional safety measures, and that major R&D effort is still necessary. By Rainer Moormann

PBR safety revisited

PBR safety revisited

AVR的一回路被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物（主要是锶－90和铯－137）严重污染，成为反应堆拆除的主要难题。虽然AVR只在大于或等于 900℃的工况下运行了4年左右，堆芯裂变产物总量的百分之几从燃料求释放出来污染了整个压力容器。功率运行时的污染要比现在德国压水堆核电厂高5个量 级。尽管AVR的尺寸小，但其主要由锶－90引起的β沾污却堪比世界之最（两起严重事故除外）。而β石墨粉尘的这种可移动特性成了反应堆拆除时最头痛的 事。考虑到AVR的压力容器包含了整个一回路，最后只得用轻混凝土灌满整个压力容器，以固定住粉尘。这样就成了2000吨重的压力容器将于2012年运至 中间储存地址，在那儿搁置30－60年，以等待政府的最后决定。

However, the primary circuit of the AVR is heavily contaminated with dust-bound metallic fission products (strontium-90, caesium-137), which create major problems in the current dismantling effort. The end-of-life contamination reached several percent of a single core inventory, although the AVR was operated only for about four years at coolant temperatures equal to or greater than 900°C. This contamination, when adjusted to power rating, is more than five orders of magnitude greater than for current German PWRs. Despite the small size of the AVR, its beta-contamination (strontium-90) was found to be by far the largest of all nuclear installations worldwide, except for those which suffered from severe accidents. Furthermore, the mobile dust nature of the beta-contamination was found to be most problematic from the point of view of dismantling and safety. Because the AVR vessel, which contains the whole contaminated primary circuit, could not be dismantled, it was filled with light concrete in order to stabilize it and immobilise the dust. The whole vessel, 2000 metric tonnes, will be airlifted in about 2012 to an intermediate storage site and remain there for at least 30 to 60 years, until a decision about its final treatment can be made. The transport to an external intermediate storage site is required because in 1978 a small fraction of the contamination (mainly strontium-90) was accidentally released into the ground around the reactor in the course of a water ingress accident into the primary circuit. Thus, major decontamination of the soil has to be carried out, and that work requires the complete removal of the reactor.

金属裂变产物严重污染一回路主要是由堆芯温度高到了不可接受的程度所致，并不是象过去推测的那样只是由于燃料球制造质量不佳造成的。其依据是：（1）完全 相同结构的燃料球在美国桃花谷柱状高温气冷堆2#堆芯上使用，但没有发现任何明显的锶－90逸出；（2）在金属裂变产物释放与显示燃料球破损的裂变惰性气 体逸出之间几乎没有什么联系；（3）当AVR出口温度提高到950℃后不久，即可观测到其污染显著提高几个量级。

the high AVR contamination was mainly caused by unacceptably high core temperatures, and not only by inadequate fuel quality, as presumed in the past. We can rule out the possibility that only the poor quality of the fuel was responsible for the fuel elements’ failure to retain fission products, because the same fuel type that in the AVR (BISO coating, UC2-kernel) has released a major fraction of strontium-90 was also used in core 2 of the US Peach Bottom block-type HTR without any significant strontium-90 release. Second, there was almost no correlation between the release of metallic fission products and noble gas release that indicates inadequate fuel quality. Third, AVR contamination increased by several orders of magnitude shortly after raising the coolant temperatures to 950°C.

球床高温气冷堆苦于难以在堆芯内设置堆内测量装置，无法精确测量出堆内的温度和中子注量率。AVR直到被完全关闭前1年的1987年都还没有解决这个测量 难题。1986年，于利希研究中心向AVR投放了190粒内装一组熔丝的温度监测球，当然这些监测球只能记录下它们所经历过的最高温度，并不能给出堆芯内 燃料球温度的空间与时间分布。监测球投放后15个月才得到第一批报警结果。直到AVR关闭时，尚有25％的监测球留在堆芯没有出来。对流出堆芯的监测球的 检查发现有相当大部分的球内熔丝已经完全熔断。这表明：虽然堆芯最高温度尚不得而知，但已意味着堆芯温度已比先前的计算值超过200多度。粗略估算堆芯最 高温度要比预测值高出大约300K。这就加速了裂变产物从燃料球向外释放。此外，在反射层侧进行的测量表明堆芯功率分布并不对称。在热气导管中还测量到未 预计到的温度高于1100℃的热气流。

The unacceptably high AVR core temperatures were not detected until 1987, one year before final shutdown, because a PBR core cannot be equipped with standard instruments. From 1986, temperature measurement in the AVR was performed by 190 monitor pebbles containing a set of melt wires. This method only determines the maximum core temperature a pebble has seen during its pass through the pebble bed; it gives almost no results on spatial- or time-dependent temperature distribution.

Temperature measurement with monitor pebbles is also a time-consuming process. The first alarming results were not obtained until 15 months after starting measurements. The whole measurement campaign was never finished. At final AVR shutdown, about 25% of the monitor

pebbles remained in the core and thus were not examined. In those monitor pebbles that were examined, a significant fraction had wires that were completely melted. This means that the core temperatures were more than 200K higher than previously calculated, although the maximum core temperatures are not known. Crude estimates indicate that maximum core temperatures were about 300K higher than predicted. This accelerated fission product release from fuel elements.

Furthermore, azimuthal temperature differences at the margin of the active core were measured in the side reflector, pointing to a power asymmetry. Also, unpredictable hot gas currents with temperatures greater than 1100°C were measured in the hot gas chamber below the steam generator.

结论：

理论很美好，现实很残酷

国内的做法是

反应堆运行过程中“燃料卵石”从上向下移动，燃料燃耗从上到下逐渐加深，造成堆芯功率分布极不均匀。为了减缓这种影响，只好提高卵石流动速度，使它 们平均6次或10次穿过堆芯后达到目标燃耗。这样做的结果，增加了装卸机构的负担和卵石的磨损，产生更多的石墨粉。虽然功率均匀性好一些，但还不能达到展 平的效果。功率分布不均匀系数的设计值在4.5左右，与此相比，现代压水堆的不均匀系数仅为2.6。这也是导致卵石床模块堆功率密度低，单堆功率小的原因 之一；

　　卵石的随机堆积使燃料装入后不能实验测量中子注量率和功率分布，而且很难监测可能产生的局部密实化（结晶化），对温度分布和功率分布增大了不确定性，限制了输出功率和温度的提高，这也是对AVR实验堆安全性产生怀疑和争议的原因之一；

　　冷却剂穿过卵石床堆芯的阻力很大，这是造成功率密度低和循环热效率低的又一重要原因。

　　由于这些问题的存在，反应堆的一些主要技术性能远不如柱状燃料高温气冷堆。这主要是因为卵石以“无序”和“随机”的状态散装在堆芯内造成的，对卵石床进行改进是必要的、可能的，也是容易实现的。

　　卵石床堆的改进

　 　虽然卵石床堆不能像压水堆燃料元件那样做成组件，再由组件构成堆芯，但每个燃料球是可以在堆芯内有固定位置，从而改善因散装状态造成的问题。首先，燃料 球不应该被简单地看成“卵石”，因为卵石一般是指大小不一形态各异的石块，随机堆积是它唯一的堆放形式。球在随机堆积中，球体重力和球间摩擦力形成一种较 松散的平衡体系，其空隙率大约为39％（见图1）。但燃料球不同，它是经过精密加工尺寸精确和形状规则的球体，除随机堆积外，它还可以呈现规则堆积。正四 棱锥堆积就是规则堆积之一，在水平的底面上，加工很多半球形凹陷，使落入的燃料球成正方形排列，每4个球的中心又形成新的凹陷，它又成为次一层球的位置， 以此层层累积形成正四棱锥规则堆积（见图2）。美国布鲁克海文实验室在上世纪60年代，曾提出利用这种规则堆积形式构成钠冷快中子增殖堆堆芯，并进行了许 多规则床的实验研究。

　　当采用有间隙正四棱锥规则堆积及一些特殊装卸燃料措施以后，规则堆积完全能够适应模块式高温气冷堆堆芯结构要求。 燃料球一次装入和卸出，放弃连续换料，以批换料方式运行。构成的堆芯横截面呈八角形，如果是有中心石墨柱的环形堆芯，就可以做成八角形环形堆芯，能满足规 则堆积要求，它的八分之一模型见图3。如图3所示，只要堆芯空腔底面和侧壁做成这种几何形状，由顶部随机落入的燃料球，就会依次排列成规则堆积床。

八角形环形堆芯1/8堆积模型

完全放弃球床堆，除了燃料本身是球形外，基本上和柱状堆没有任何区别

如果燃料球本身在堆内没有被压定性，则运行期间仍可能出现排列混乱造成局部过热。。。

回复评论：

1）我觉得和还是水堆靠谱

大多数厂商综合评价之后，水堆成为主流，毕竟厂商们水平都不低，尤其是气冷堆这样历史也很长的，最终没能竞争过水堆，也是正常的结果

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  wang-mou-cha 网友的相关建议: 
      

当反应堆出现异常工况时不依靠人为操作或外部设备的强制干预，只有反应堆自然安全性（堆功率的负反馈）和非能动的安全性（无需外部动力设备的安全性），控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

高温气冷堆的燃料元件是弥散在石墨基体中的燃料包覆颗粒，石墨基体在高温下仍然有非常好的化学惰性和结构强度，燃料包覆颗粒能承受很高的温度——SiC-热解碳包覆的TRSIO颗粒可以承受长期900℃和短时1300℃的温度，在1600℃才出现大量损坏。高温气冷堆的冷却剂氦气更是惰性气体。

高温气冷堆的另一个特点是气冷堆的功率密度较低，反应堆有大量石墨结构材料，有很强的负温度反应系数和热惯性，与燃料元件的特点结合使其在正反应性导入、失去外部冷却的事故工况下，可以自然停堆并导出反应堆余热，并且不影响燃料包覆颗粒的放射性边界，这一点是轻水堆所不能及的。

但是在高温气冷堆的基准设计事故中，依然需要人为干预。石墨基体在反应堆一回路进水、冷却剂泄露失压的情况下，会和空气、水缓慢发生反应氧化，为保证反应堆安全依然需要人为干预隔离反应堆堆芯，但是留给应急处置的时间非常充足，即使在最坏的情况下也可以达到两天以上。

所以说高温气冷堆核电站比压水堆的固有安全性更好，但还不能称为完全的固有安全。

水资源的问题，取决于发电方式。

高温气冷堆可以使用布雷顿循环，也就是燃气轮机的方式。布雷顿循环不以水而是氦气来作为工质，但是冷却依然是耗水的。而即使二回路烧水驱动蒸汽轮机，也可以通过二次循环冷却塔来节约用水；如果使用空冷机组，会更加节水，高温气冷堆的高温特点也有利于使用更好的蒸汽参数，比如超临界蒸汽机组，也有利于使用空冷（轻水堆没有使用空冷的先例，因为蒸汽参数差，废热量远大于同等规模火电）。

实际上即使是轻水堆也可以很节水，使用二次循环冷却塔的核电机组需水量大约需要3.5m3/(s·GW）的流量。美国的Palo Verde核电站（3×1346MWe）甚至没有长流河（不从地表水体中取水），而是靠购买凤凰城污水处理后的中水（6450万立方/年）和地下水（640万立方米/年），水资源不是制约内陆核电的主要因素。

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需要指出的是，两天的时间也许不够。福岛核事故中严重损坏的三个反应堆中，2号反应堆反应堆堆芯隔离冷却系统（RCIC）按照设计一直运行了3天，但是由于应对不当（被1号反应堆的问题吸引了全部精力，1号堆RCIC的有关阀门由于失去直流电没有打开，一开始就完蛋了），还是在第三天RCIC停止工作之后完蛋了。

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AVR一回路的β放射性沾染问题并不能说是球床堆的固有缺陷，AVR反应堆运行温度非常不稳定，由于反应堆是试验性质的原型堆，承担着试验燃料的任务，早期使用的并不是后来TRISO包覆颗粒，而是早期的BISO燃料，其包覆颗粒只有两层热解碳包覆层，没有致密的碳化硅层，很难阻止裂变产物的渗透，TRISO燃料的开发工作始于60年代，到70年代基本成熟。而80年代，新建的300MW功率示范堆性质的THTR，由于燃料装卸故障（燃料碎球卡住卸料机——清华后来开发气动卸料机就是吸取这个教训），切尔诺贝利事故影响核电政策、超支等原因，在运行很短时间后（400多天）就关闭了，所以也无法证明TRISO燃料在球床堆上优越性。但清华的10MW高温气冷堆的实际运行中，燃料颗粒的破损和放射性沾染都要好于德日早期TRSIO燃料的实验数据。

规则床设计只是一个设想，貌似没有概念性设计，石岛湾还是一般的在线卸料球床堆。（关于中央反射层的错误，我看的PPT可能用的是阿海珐模块堆的图）

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关于球床堆燃料密实化、“结晶”的问题在早期的反应堆设计中就已有提及，甚至有考虑地震引起球床堆密实化引入正反应性的问题，也有通过在堆芯容器侧壁开不规则限制坑避免密实化的设计（超星图书馆的《高温气冷堆》，应当是80年代研究引进高温气冷堆技术的研究翻译资料，个人怀疑来自AVR的教训）。有关反应堆的设计中，利用模拟球床模仿堆芯燃料元件流动的模型也是有的。但是在200MW以上热功率并纯粹使用TRSIO的核反应堆还没有长期运行经验（THTR的400多天实际上连燃料的最大燃耗的一小半都没达到），所以现在说球床堆行或者不行都是过于武断的。棱柱堆也有棱柱堆的问题，美国日本的验证堆和示范堆都没有解决高燃耗燃料元件变形的问题。

石岛湾的气冷堆核电站是一个示范性质的工程，说白了是一个试验经济性的验证堆，即使失败，也是技术发展的一种代价。

高温堆燃料包覆颗粒的进一步发展也就是下一代甚高温堆的碳化锆包覆铀碳氧化物燃料颗粒，将允许更高的燃料温度。燃料包覆颗粒-球床堆球形元件另一个衍生品熔盐冷却高温堆，可以避免冷却剂失压问题（当然也带来熔盐腐蚀问题），也事实上列入我国熔盐堆的发展路线，至少球床堆的燃料元件技术不是白搞的。

另外就个人观点而言，目前技术水平下，本质安全的核电站还没有真正实现，高温气冷堆的安全性比轻水堆好，但宣传高温气冷堆是本质安全的这一论点是有问题的，三代核电的宣传也类似。要记住一个教训，沸水堆理论上安全性不亚于轻水堆，在设计基准的破口事故事故的安全性甚至理论上要好于压水堆，但依然有福岛危机。

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纯度很高的石墨（比如核级石墨）在空气中不会燃烧，但会氧化。切尔诺贝利的石墨燃烧准确的说是反应堆解体以后的结果，在核燃料余热、水蒸汽（切尔诺贝利是压力管石墨沸水堆）化学作用下发生的，是事故后果而非事故原因，事故原因是引入大量正反应性，进入超瞬发临界，功率暴增导致的，感兴趣可以看这篇文章《

切尔诺贝利核电站事故及其后果

》。

当然高温气冷堆的一回路进水也是会引入一定正反应性的，这是设计基准事故之一。石墨和进入堆芯的少量水（蒸汽发生器传热面破裂）反应生成一氧化碳和氢气，随后会导致反应堆超压保护动作停堆。由于高温气冷堆的蒸汽发生器设计位置比堆芯低，就有出于防止泄露的考虑。

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