放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性

世界首座模块式球床高温气冷堆作者：游战洪来源：《科学》2016年第01期西方国家早在1960年代就提出了高温气冷堆的设计概念，并开展了相关研发。

至1979年，高温气冷堆已经历了试验电站、原型电站阶段，先进的球床式模块堆设计概念也已提出。

虽然1980年代，在接连遭遇美国三英里岛核事故和苏联切尔诺贝利核事故后，国际上核能研发进入低谷，高温气冷堆也陷入停滞状态，但中国加快高温气冷堆技术的研发和创新，于2000年成功建成世界首座10兆瓦模块式球床高温气冷实验堆，其核安全技术处于世界领先水平。

高温气冷堆是一种先进的反应堆，采用耐高温的全陶瓷型燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，以耐高温的石墨材料作为慢化剂和堆芯结构材料。

高温气冷堆是良好的高温热源，堆芯温度限值达1600℃，出口温度达950℃。

压水堆核电站一回路压力壳冷却剂出口温度约为325℃，进口温度约为290℃；二回路蒸汽温度约为275-290℃，发电效率约为33%-34%。

高温气冷堆的发电效率高于压水堆。

当采用蒸汽循环方式时，由氦冷却剂载出的核能经过蒸汽发生器加热二次侧的水，产生的530℃的蒸汽可推动蒸汽轮机发电，发电效率可达到38%-40%。

如果由高温气冷堆输出的氦气直接推动氦气透平发电，其发电效率可达45%-47%。

除高效发电外，高温气冷堆可用来进行煤的气化和液化、稠油热采、炼钢、化工合成等，还可用于制氢。

高温气冷堆的发展1962年，英国与欧洲经济共同体合作，开始建造世界上第一座高温气冷堆——热功率为20兆瓦的龙堆（Dragon），1964年建成并实现首次临界，1966年达到满功率运行。

在1986年以前，高温气冷堆的发展大致可分为三个阶段：高温气冷堆试验电站阶段、高温气冷堆原型电站阶段、模块式高温气冷堆阶段。

第一阶段以美国的桃花谷堆（发电功率40兆瓦）和联邦德国的AVR球床高温堆（发电功率15兆瓦）为代表。

两堆均于1966年建成，1967年开始功率运行。

高温气冷堆用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。

高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。

堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。

核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。

根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。

、简介【英文名】：high temperature gas cooled reactor高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。

由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。

实际应用10兆瓦高温气冷实验堆：在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。

这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。

2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006——2020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。

第四代先进核能系统近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。

我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。

效果值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4．7米，高12．6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。

蒸汽发生器直径2．9米，高11．7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。

这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。

10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【摘要】为了分析高温气冷堆氦气透平循环中的气体泄漏对循环特性和循环部件的影响,通过理论推导建立了考虑泄漏情况的闭式布雷登循环的数学模型,并对不同泄漏模型进行了分析比较.分析表明,闭式布雷登循环的泄漏主要发生在高压压气机出口到透平入口处.而且,泄漏的发生改变了循环系统的质量流量和系统压力分布,使循环效率降低.以10MW高温气冷堆闭式氦气透平循环发电系统(HTR_10GT)为例,充装量调节时,实际泄漏模型下的泄漏量高于定泄漏系数模型,因此循环效率稍低于定泄漏系数模型.与不考虑泄漏时相比较,循环效率有2％左右幅度的降低;循环的总压比下降1％左右;而且压气机的压比和透平的膨胀比分别有0.5％和1％幅度的降低.【期刊名称】《高技术通讯》【年(卷),期】2015(025)004【总页数】6页(P411-416)【关键词】高温气冷堆;氦气透平循环;泄漏;循环效率【作者】蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084【正文语种】中文高温气冷堆以氦气为冷却工质，石墨为慢化剂，具有固有安全性的优势，而且耐高温的全陶瓷型堆芯结构使反应堆堆芯出口温度可以高达950℃[1]。

与布雷登循环的联合使得高温氦气得到充分利用。

目前，国内外已对高温气冷堆氦气透平联合循环做了一些理论研究。

清华大学核能与新能源技术研究院(INET)研发的10MW模块式球床高温气冷堆(HTR-10)于2000年12月达到临界[2]，2003年1月满功率运行，验证了模块式球床高温气冷堆的固有安全性。

I行业观察NDUSTRY INSIGHTS第四代核能系统国际论坛（GIF）成立于2001年7月，现有包括中国在内的13个成员，其宗旨是研究和发展第四代先进核能系统。

根据安全性、经济性、防核扩散和可持续发展等目标，GIF选定了超临界水冷堆（SCWR）、钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）、气冷快堆（GFR）、超高温气冷堆（V/HTR）、熔盐堆（MSR）等六种堆型作为第四代核能系统的重点发展方向。

其中，高温/超高温气冷堆（V/HTR）被认为是有望率先实现商业应用的堆型之一。

在我国几代科研人员的不懈努力下，历经基础研究、实验堆建设运行、示范工程建设，清华大学、中国核建集团公司等国内多家单位组成的合作团队已经全面掌握了高温气冷堆关键技术。

高温气冷堆的发展概况高温气冷堆的发展分为若干阶段。

早期的气冷堆采用石墨为慢化剂，二氧化碳气体为冷却剂，金属天然铀作为燃料，燃料包壳材料为镁合金。

堆芯出口温度约400℃，热效率为30%。

这种气冷堆也称为镁诺克斯堆（Magnox）。

从20世纪50年代到70年代初，英、法等国建造了36座气冷堆核电站。

这种堆型的优点是采用天然铀作为燃料，为早期核电发展和军用钚生产提供了基础。

为解决Magnox堆出口温度受材料限制的问题，改进型气冷堆（AGR）的概念于20世纪60年代被提出来。

AGR采用低富集度的二氧化铀代替天然铀燃料，用不锈钢代替镁合金包壳材料。

由于二氧化碳冷却剂与不锈钢包壳的化学相容性限制，堆芯出口温度仍不能超过690℃。

英国于1963年建成温茨凯尔（Windscale）原型堆，在此基础上又建造了7座核电站（14个AGR堆）。

AGR堆可产生高参数过热蒸汽，并可以配置标准的汽轮发电机组，从而使热效率提高到近40%。

高温气冷堆是由AGR堆进一步发展而来。

它采用化学惰性和热工性能好的氦气作为冷却剂，全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，耐高温石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，出口温度可达到750℃甚至更高，热效率可达到40%以上。

第51卷第12期2017年12月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol. 51,N o. 12Dec.2017高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证李健，佘顶％石磊(清华大学核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京100084)摘要：堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。

为进一步提高高 温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力，自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序N U IT，计算了 H T R-10和H TR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性，并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。

计算结果表明，N U IT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算，并具有较好的计算精度和效率。

关键词：高温气冷堆；堆芯放射性总量计算；程序研发中图分类号：TL329 文献标志码：A文章编号：1000-6931(2017)12-2283-05doi：10. 7538/yzk. 2017. 51. 12. 2283Development and Validationof Radioactive Nuclide Inventory Calculation Code for HTGRLI Jian,S H E Ding* ,S H I Lei{Institute o f Nuclear and N ew Energy Technology , Collaborative Innovation Centero f Advanced Nuclear Energy Technology , K ey Laboratory o f Advanced Reactor Engineering and S afety o f Ministry o f Education ?Tsinghua University ?Beijing100084 , China) Abstract：Radioactive nuclide inventory calculation i s the basis of radiation protection, shielding design and environmental impact assessment of the nuclear power plant.In order to improve the capability of H T G R radioactivity analysis,the N U I T nuclide in­ventory code was developed.Radioactivity calculation was conducted for fuel elements of H T R-10 and H T R-P M in specific burnup,and the results were compared with the reference results given by K O R I G E N.The result demonstrates that the N U I T code can be utilized for H T G R?s nuclide inventory calculation with good precision and efficiency. Key words：H T G R；reactor core radioactive nuclide inventory calculation；code devel­opment球床式高温气冷堆（H T G R)采用耐高温的 陶瓷型包覆燃料颗粒组成的球形燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂、石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具有温度高、固有安全性好、系统简化等特点，在高效率发电 和工艺热应用等方面应用前景广阔，具有第四 代先进核能系统的安全特征[1]。

编订：__________________审核：__________________单位：__________________放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.Word格式 / 完整 / 可编辑文件编号：KG-AO-3187-44 放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方式、方法、进度等进行具体的部署，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。

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20xx年4月1日，互联网上登出了一篇题为《再探球床式反应堆（PBR）安全性》的文章。

作者摩曼（Rainer Moormann）先生长期在德国于利希研究中心工作，是一位具有丰富球床高温气冷堆研发经验的专家。

该文语出惊人，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”。

于利希研究中心20xx年6月发表的一项新的关于20多年前关闭的德国球床堆AVR运行经验的研究指出，未来的PBR要增加安全措施，还需要投入相当大的研发努力。

该文的观点在核电界内不胫而走，引起广泛的重视。

有消息灵通人士透露，摩曼先生是个高温气冷堆的坚决反对派。

笔者不知就里，不予置评，但坚信，赞成或反对的观点都只能建立在科学依据上。

因此，本文想就其中涉及到而又普遍关注的PBR的共性安全问题从技术上进行探讨。

1 高温气冷堆发展概况从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。

1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。