高温气冷堆的技术及装备

1、高温气冷堆的技术及装备随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。但传统化石能 源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。核能为人类提 供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代 核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称 为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二 代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆； 第四代核电技术 是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济 性，安全性高和废物产生量少。第四代核反应堆的六个构型中，就有 高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应 堆，我国的高温气冷堆研

2、究技术处于国际领先地位。其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10M憔验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中， 得到国家有关部门的大力扶持。项目已经列入国家中长期科学和技 术发展规划纲要和中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个 五年规划纲要。传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成 本高的不足。自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类 更希望有更安全的利用核能的方式。高温气冷堆是在以天然铀为燃 料、石墨为慢化剂、CO妫冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来 的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本 并且拥有

3、很高的效率。高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆 型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。 高温气冷堆作为第四 代核反应堆具有广阔的应用前景。1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常，反应堆的核燃料是铀 235,在中子的 作用下能够产生核裂变。一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分 裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三 个新的中子。在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。要形成“链 式裂变反应”，不仅铀23璃达到一定数量，还必须用

4、慢化剂把高能 量的中子减慢为“热”中子。控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢 释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。高温气冷堆是一种用氨气作冷却剂的先进核反应堆，采用全陶瓷型球形燃料元件（核燃料经20多道工序加工成直径为6cm的球状物）， 冷却剂即为氨气，慢化剂和结构材料采用石墨，堆芯最高温度达到 160崛氏度。反应堆可采用模块化方式制造，建造时就像搭积木般， 能随时连续地装卸核燃料和不定期停堆拆卸更换，因而和其它反应堆 相比，可用率约高达45%以上。高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀 或高富集铀加牡的氧化物（或碳化物）制成直径约 200微米的陶瓷型 颗粒核心，外面涂上2 3层热

5、解碳和碳化硅，涂层厚度约150 200 微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石墨基体中压制成球形或柱形燃料实体。堆芯通常由球形燃料和石墨反射层组成。直径60mm勺球形燃料由堆顶部连续装入堆芯，同时从堆 芯底部卸料管连续卸出乏燃料球。 卸料的燃料球经过燃耗测量后，将 尚未达到预定燃耗深度的燃料球再次送回堆内使用。反应堆堆芯内装有约36000办燃 料球，燃料球在堆内平均经过10余次循环。反应堆 有两套控制和停堆系统，均设置在侧向反射层内。第一套控制系统用 于功率调节和反应堆热停堆。第二套是小球停堆系统，吸收体小球直 径为10毫米的含碳化硼的石墨球，用于长期冷停堆。图为球床高温

6、气 冷堆。氨气冷却剂由循环鼓风机输送，从反应堆底部进入堆芯，通过 燃料石墨球的间隙，冷却燃料球氨气沿高度方向被加热，出口温度可 大于750C。高温氨气进入蒸汽发生器，将热量传给二回路给水，使 二回路变成为蒸汽。高温蒸汽送汽轮机做功发电。另一种方式是将从 堆芯出来750度的高温氮气作为工质直接送入氨气轮机做功发电。2,我国高温气冷堆的现状以及优点现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的 使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下 我国的石墨球床堆电厂的技术特点。石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理 堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发

7、展，直到上个世纪90 年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一 技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的 PBMR（400M热功率）和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华 大学10MWM理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-1CE经并网多时 了。我们知道，所有的核电站都由几个部分组成：1:堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量2:冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使 得堆芯保持一个稳定的反应温度，持续工作。3:发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电 能。先说说燃料组件

8、，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的 核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相 当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓢，在西瓜瓢 里均匀分布着一些以UO的主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料 颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而 UO则相当 于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是 6厘米一一无论颜色还是 尺寸都很像我国北方常见的煤球。我们就暂时把它称作“煤球”好 了。在反应堆的堆芯里面(多是一个环形的圆柱体)，这些煤球就真 的和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的温度下，瓜子 仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢

9、化 作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的温度是900 摄氏度左右。几何知识告诉我们，一堆球球堆在一起，他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙，这些空隙就是堆芯内部的冷却空间, 我们在堆芯的一端注入高压氨气，另一端让高压氨气流出，快速流过 煤球空隙的氨气带走了多余的热量，就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氨气从反应堆中出来之后，有两个途径，一是继续 经过一个水冷回路，把水加热成蒸汽，推动汽轮机带动发电机发电， 更先进一些的就是直接用氨气透平机组把热能转换成机械能，带动发电机。冷却后的氨气继续打回堆芯，就构成了完整的换能循环过程下面我就说说它为什么巧妙：首先，他的燃料组

10、件尺寸很小，精度要求也不高，制造起来就 容易得多。其次，堆芯的结构很简单，简直就是一个高精度的煤球炉子， 只要容纳燃料球就好了。第三，他的冷却热质是氮气，好处有三：惰性气体，不用担心 污染的传递，即使泄露也没事；单一的气体工质，不用复杂的流体控 制理论；气体温度很高，高达900度，而压水堆则只有300-400度，未 来的超临界堆也不过500多度，所以效率不比压水堆低。这就大大简 化了冷却回路的复杂性，甚至只要氨气透平机过关，一个回路就可以 了，而压水堆由于必须隔离污染的一次循环水， 必须设计成两个回路。 由于工质是“干净”的，不必考虑管路中子脆化的问题，高温气冷堆 的回路造价和使用期限以及维护

11、成本都低得多。第四，球床气冷堆简直就是一个烧核燃料的煤球炉子，换燃料 的方式很简单：把烧完的煤球从炉子下面放出去，新的煤球从上面倒 进去就完了，不用停堆换组件。不仅如此，气冷堆还有先天的安全性， 几乎是“绝对安全”的，核电事故说白了就一种，那就是堆芯因为温 度过高而融化，进而破坏安全设施，造成核泄露。由于球床燃料的结 构特点，这是不会发生的。前面我们说了，燃料煤球里面的瓜子壳是 陶瓷材料，瓜子仁是UO燃料，这个壳可以承受1600度的温度，正常 情况下，外面的石墨“瓜瓢”的温度是 900度左右，一旦作为冷却的 氨气停止供应了，煤球的温度就会升高，“瓜瓢”的温度也会升高， 由于瓜瓢比瓜子多得多，会

12、迅速带走瓜子表面的温度，向外界辐射出 去，保证“瓜子壳”不会超过极限的1600度。所以堆芯是不可能融化 的。清华的示范堆就曾经不止一次表演过在不插入控制棒的情况下停 止冷却的氨气泵，整个堆芯迅速达到热平衡，进而安全停堆。如果说第三代压水堆AP-1000的非能动安全设计还依赖于一套需 要维护的安全设备的话，高温气冷堆连这套设备也省了。所以说，这种设计不再需要能耐压的安全壳，不再需要冗余的 安全设备，甚至可以简化成一回路设计，大大降低了成本。做成模块 化的电站，由于其独有的安全性，甚至可以在大城市周边直接安装使 用。球床气冷堆的造价优势和安全优势说过了，此外还有他的效率 优势，就是电效率超过40%

13、大大高于哪怕是三代的压水堆，甚至四 代的超临界堆，这就进一步降低了发电成本。此外，由于热效率高， 气冷堆的供热优势也十分明显，未来无论是高温裂解天然气制取氢气还是高温电解水制取氢气，900度的高温热源都是必不可少的此外，球床气冷堆的优势还在于它的燃料燃烧十分充分， 后处理 成本低，模块化的气冷球床电站你可以给任何人用， 而不必担心核废 料被做成脏弹搞恐怖袭击。3.高温气冷堆技术的发展气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型， 这种反应堆初期 被用来生产军用钵，20世纪50年代中期以后发展成为商用核电站的 堆型之一。气冷堆的发展大致可以分为四个阶段：即早期气冷堆（Magno*、改进型气冷堆（AG

14、R、高温气冷堆（HTGR和模块式高 温气冷堆（MHTGR1 .早期气冷堆（MagnoR英国在1956年建成单堆电功率50 MW总电 功率200 MW勺卡德霍尔（Galder Hall ）气冷堆核电站，标志着这种 堆型进入了商业化。早期气冷堆采用石墨做慢化剂，CO2H体为冷却剂，天然铀燃料和镁合金包壳燃料元件。主要优点是采用天然铀作为 燃料，运行比较安全可靠，钵的产量也较高；主要缺点是燃料装量大， 燃耗浅，大型鼓风机耗功多，堆的体积很大，所以建造费用和发电成 本都比较高。另外，堆冷却剂二氧化碳气体的温度只能达到 400c左 右，限制了反应堆热工性能的进一步提高， 加之当时美国大力推销压 水堆技术

15、，迫使气冷堆的发展进入了第二阶段。2 .改进型气冷堆（AGR为了提高气冷堆冷却剂的出口温度、加深燃 耗，英国发展了改进型气冷堆，反应堆仍采用石墨为慢化剂，CO2体作冷却剂，但采用低浓铀和不锈钢包壳燃料元件，以提高功率密度，使其具有体积小，效率高的特点。这种新燃料元件允许堆芯出口CO2温度达到670C,通过蒸汽发生器产生高参数过热蒸汽，并可以配置 标准汽轮发电机组，从而使核电站热效率提高到近40%。3 .高温气冷堆(HTGR高温气冷堆是改进型气冷堆的进一步发展，它 以低浓铀或高浓铀加包作核燃料，石墨作为慢化剂，氨气作为冷却剂， 全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，使堆芯出口氨气温度可达到950c甚至更高。

16、反应堆燃料装量少。转换比高，燃耗深，在利用核燃料上是一 种较好的堆型。高温气冷堆已完成了试验堆电站和原型堆电站两个发 展阶段。英国早在1966年就建成了第一座热功率为20 MW的试验性高 温气冷堆“龙堆”；美国于1967年建成了电功率为40 MW勺桃花谷 高温气冷试验堆，接着在1972年底建成了电功率为330 MW圣符 伦堡(Fort St. Vain )高温核电站，电站热效率达 39.3%;联邦德 国也于1967年建成了电功率为15MW勺球床高温气冷堆试验电站(AVR,并于1976年建成电功率为300 MW勺THTR-300床高温堆。至此高温气冷堆在设计、燃料元件和高温材料的发展、 建造与运

17、行方 面都积累了成功的经验，开始进入发电和工业应用的商业化阶段。4 .模块式高温气冷堆(MHTGR1979年美国三里岛核电站事故发生后， 核电站安全性问题被提到更重要、 更迫切的地位，继而提出了固有安 全堆的概念，模块式高温气冷堆就是在这样的背景下提出的一种具有 固有安全性的新堆型。1981年德国西门子(Siemens) /国际原子公 司(Internatom )首先推出模块式球床高温气冷堆的设计概念，以小 型化和固有安全性为其特征，现已成为国际高温气冷堆技术发展的主要方向。国际核能界和工业界一致看好高温气冷堆的发展前景，认为它是新一代核电站最有发展前途的堆型之一。美国、德国、日本和南 非等国

18、都在做积极的研究，中国设计和建造的10 MVW温气冷实验堆是世界上第一座模块式高温堆的试验堆。4.高温气冷堆(HTGR主要装备：单元过程设备：主要有管道，反应堆压力容器等。单元过程机器：主要有核主阀门，核泵，提升器等4.1 核主阀门：核阀在反应堆中起着至关重要的作用，阀门既是系统控制和调节装 置，同时又是承压设备，关系到反应堆的故障控制与安全运行6。由此可见，核阀门是至关重要的过程装备。高温气冷堆对阀门密封性 有很高的要求，特别是第一回路。同时也对阀门与管道之间的焊接提 出了很高的要求。阀门必须具备很高的耐腐蚀性，在核岛区工作的阀 门，必须长时间受到强辐射的考验。阀门还要具备极高的可靠性，在

19、高温高压以及意外情况下仍能够正常工作。同时，还要有较高的可操作性，并且还要具备极高的耐用性，阀门的寿命期限基本与核电站运 行周期相当。但国内阀门仍然存在，阀门材质，生产工艺、制造水平， 驱动装置.研发能力等许多问题6。4.2 蒸汽发生器(generator ):200 MV模块式高温气冷反应堆动力装置中关键性设备的蒸汽发生器， 氯气人口温度700度，氨气压力5.89 MPa,蒸汽温度530度蒸汽压 力16.67MPa 3,它的作用是将一次回路冷却剂的热量传递到与之隔绝的二次回路冷却介质，使之产生蒸汽的关键设备4.3 核泵 (nuclear reactor pump) :核泵是核电站关键系统的介

20、质输送设备：核泵要有很高的密封性，耐腐蚀性，高可靠性，可操作性和耐用性1。一般压力在15. 5 15.8MPa温度在300330Co高温气冷堆则需要更高的温度。 泵的寿 命有很高的严格的要求，运行周期基本和核电站运行周期相当。可见对核泵的可靠性提出极高的要求。现阶段我国核电站的核泵(核一、 二、三级泵)市场基本仍仰赖国外进口，只有部分核三级泵实现了国 产化1。核泵的落后很大程度上限制了我国核电事业的发展，随着材料科学的发展以及机械制造技术的进步，我国核电发展的推动，相信不久就会在核泵制造技术上取得重大突破，最终实现国产化。4.4 反应堆压力容器(reactor pressure vessel

21、)反应堆压力容器是安置核反应堆并承受其巨大运行压力 的密闭容器，也称反应堆压力壳是核电站中的关键设备.RPV制造同样需要先进技术，主要有：机加工艺技术，冷作装配工艺技术，焊接工 艺技术，整体水压与油漆包装工艺技术2,现在我国已经完全掌握 1000兆瓦级反应堆压力容器制造技术。但仍有必要使得制造技术更 加成熟。4.5 提升器(elevator ):提升器的作用功能是将高温气冷堆核燃料小球，不断输送到反应堆内 不断进行何反应7,因此使得高温气冷堆具备了不停堆也可装料的 巨大优势，降低了成本。提升器的结构如下图所示，该设备已经制造并投入到HTR-10中1 -壳体2 分配盘3磁力传动器4旋转编码器5 减速机6 步进电动机；7 燃耗 测量图二；提升器结构75.高温气冷堆的应用前景模块式高温气冷堆技术具有固有安全性，技术上不需要厂外核 应急。经过示范工程