张禄庆话说德国球床高温气冷堆的安全教训
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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。
球床式高温气冷堆球流及球床辐射的理论与实验研究进展姜胜耀; 桂南; 杨星团; 屠基元【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)010【总页数】12页(P1918-1929)【关键词】球床堆; 高温气冷堆; 球流; 等效导热系数【作者】姜胜耀; 桂南; 杨星团; 屠基元【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院北京100084; 墨尔本皇家理工大学墨尔本VIC 3083 澳大利亚【正文语种】中文【中图分类】TL333高温气冷堆满足第4代先进反应堆系统的各种要求,是21世纪美国甚至全世界最有前途的堆型[1]。
我国在2006年将高温气冷堆项目列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020)》,是16个国家科技重大专项之一。
高温气冷堆的发展路线主要有球床式和柱状式,柱状式气冷堆主要包括美国与俄罗斯合作的GT-MHR(Gas Turbine-Modular Helium Reactor)[2-3]和日本HTTR(High Temperature Engineering Test Reactor)[4-5]等。
球床式高温气冷堆主要包括美国MPBR(Modular Pebble Bed Reactor)[6]、南非PBMR(Pebble Bed Modular Reactor)[7]以及中国10 MW高温气冷堆(HTR-10)[8-10]及模块化球床高温气冷堆商用核电站示范工程(HTR-PM)[8,11]。
球床式高温气冷堆最突出的优点之一就是其固有安全性。
球床式高温气冷堆的燃料元件是将全陶瓷型包覆颗粒弥散在石墨球基体中制成的,在1 600 ℃以下能保持完整性[10]。
由清华大学核能与新能源技术研究院研发的HTR-10在2000年实现临界。
目前HTR-PM[12]正在建设调试中,预计于2020年实现并网。
球床堆中随机密集堆积的燃料球在重力驱动下极缓慢地流过堆芯,形成了一种极缓慢的特殊颗粒流,称之为球流。
放射性石墨粉尘——球床高温气冷堆的固有不安全性2009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它的安全性能没有人们想象的那么好”。
于利希研究中心2008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 高温气冷堆的发展从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,英国和欧洲共同体建造的世界上第一座高温气体冷却烟囱(Dragon,20MWth)堆建成临界。
其后,德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。
美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷(Peach-Bottom)堆和330MWe的圣符伦堡(Fort. St. Vrain)核电原型堆。
它们大多采用钍-铀燃料。
日本于1991年开始建造热功率为 30MWth高温气冷工程试验堆HTTR,1998年建成临界。
上世纪80年代后期,高温气冷堆发展进入模块式阶段。
介绍了两种具有潜在市场应用前景的模块化高温气冷堆设计:德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。
前者单堆热功率200MWth,电功率80MWe,其示范电厂拟采用2个模块;后者热功率为350MWth,采用蒸汽循环,示范电厂拟采用4个模块。
随着化学工业的发展、生产规模的扩大,化学事故发生率逐年上升,其危害波及范围越来越大,危害程度越来越严重。
2008年8月26日,广西宜州维尼纶集团有限责任公司有机车间突发化学爆炸事故,造成20人死亡、60多人受伤,成为近10年来全国范围内伤亡最严重的化工事故。
本文就此次事件对危险化学品事故的预防与应急处置再作探究。
宜州8.26化学事件经过与处置过程8月26日6时45分,位于广西宜州市郊的广西维尼纶集团有限责任公司(简称广维)有机车间发生化学爆炸事故。
发生事故的厂区位于宜州市城郊,爆炸事发有机车间的5层厂房全部坍塌,只剩下框架,与爆炸地点相距20米的另一间厂房玻璃绝大部分被震碎。
广维现以生产经营化工产品为主业,主要产品有聚乙烯醇、电石、醋酸乙烯。
环保专家介绍说,此次事故所涉及的主要化学物质为聚乙烯醇,为乳白色粉末状,粉体与空气接触可形成爆炸性混合物。
事故现场废墟燃烧产生的有毒气体主要有硫化氢、氢化氰、一氧化碳等。
爆炸事故发生后,为了防止次生灾害发生,确保民众生命安全,事故抢险指挥部在全力搜救失踪人员的同时,第一时间组织干部在附近乡镇进村入户,安排公安干警进驻工厂生活区,组织事故地点3公里范围内的村屯民众及工厂职工、家属疏散转移到安全地带。
在国家安监总局的直接指导下,经过180多名消防官兵、170多名防化部队官兵、120多名武警等专业救援人员及公安干警、预备役人员和河池市、宜州市抢险救援人员的共同努力,于27日17时30分结束应急救伤以后也一定会再长好的。
”听我这么一说,丹尼尔那双柔弱的蓝眼睛一下子睁得大大的。
“真的吗?”他兴奋地问道,很显然,对我的说法他感到非常惊讶。
“当然,它一定会长好的。
”我肯定地答道。
“那怎么才能让它长好呢?”他问道。
“呃,丹尼尔,现在,你闭上眼睛,听我慢慢告诉你。
”我想教他学学我年轻时曾经学习过的夏威夷的一种手风琴的古老音乐感召术,当然,我是在那些经验丰富的长老和前辈的监护下学习的。
高温中暑死亡事故案例分析高温中暑死亡是一种令人震惊和可避免的悲剧,每年都有大量的中暑死亡事件发生。
对于这类事故,进行深入的案例分析非常重要,以便更好地了解其发生的原因和方式,从而提高公众的防范和应对能力。
一、案例1:2019年澳大利亚热浪中暑死亡事件该事件发生在2019年澳大利亚的一次热浪中。
一对老夫妇外出观光,在高温下长时间暴露在阳光下,结果两人都因中暑而死亡。
警方调查发现,他们没有携带足够的饮水和遮阳用具,并且对高温所带来的危险性缺乏足够的认识。
这个案例反映了个人对高温中暑的认知不足和缺乏防范措施的重要性。
二、案例2:2018年日本高温中暑死亡事件这个案例发生在2018年日本的一次持续高温的夏季。
一名工人在进行室外工作时中暑身亡。
经过调查,发现该工人在工作期间没有得到足够的休息、饮水和防暑装备,导致身体无法适应高温环境,最终导致中暑死亡。
这个案例凸显了工作环境中对高温中暑的防范和安全保障的重要性。
三、案例3:2017年美国太阳能电站建设现场中暑死亡事件这个案例发生在美国的一个太阳能电站建设现场。
由于工地安全管理不善,建设人员在高温下长时间工作,没有得到合适的休息和饮水,结果导致多名工人中暑身亡。
这个案例揭示了在工地等特殊工作环境下,应该加强对高温中暑的安全防控和管理水平。
四、案例4:2016年巴基斯坦高温中暑死亡事件这个案例发生在巴基斯坦的一所学校。
由于学校缺乏冷气设备和合适的防暑措施,多名学生在高温天气下上课时中暑身亡。
这个案例暴露了教育机构在高温天气下对学生的安全保障不足,需要督促学校和相关部门加强预防和保护措施。
以上四个案例展示了高温中暑死亡事件的多个侧面和问题。
对这些案例进行分析,可以得出以下几点启示和建议:1. 加强公众教育:提高公众对高温中暑的认知和防范意识,加强热浪期间的宣传教育,普及高温中暑的危险性和防护知识。
2. 室外工作和夏季建设的安全保障:加强对室外工作人员的培训和防护装备供应,制定相关法规和标准,确保工作环境的安全和健康。
核辐射事故案例分析与教训核辐射,这个看似遥远却又极具威胁的词汇,一旦因事故而失控,将会给人类社会带来难以估量的灾难。
在科技不断进步的今天,了解核辐射事故的案例,从中汲取教训,对于保障人类的生命安全和环境健康至关重要。
让我们首先回顾一下历史上著名的切尔诺贝利核事故。
1986 年 4 月26 日凌晨,乌克兰普里皮亚季市的切尔诺贝利核电站 4 号反应堆发生爆炸。
这次事故的直接原因是反应堆设计缺陷和操作人员的违规操作。
当时,为了进行一项未经充分验证的实验,操作人员违反了安全规定,导致反应堆功率急剧上升,最终引发了爆炸。
爆炸使得大量放射性物质泄漏到大气中,污染了大片地区。
据统计,这次事故释放的放射性物质是广岛原子弹爆炸的 400 倍以上。
周边地区的居民被迫撤离,许多人遭受了严重的辐射伤害,患上了各种癌症和其他疾病。
甚至在事故发生后的多年里,当地的新生儿畸形率和儿童患癌率仍然居高不下。
除了对人类健康的直接影响,切尔诺贝利核事故还对环境造成了长期的破坏。
土壤、水源和植被都受到了严重的污染,许多动植物物种受到威胁,生态平衡被打破。
而且,这种污染的影响范围远远超出了事故发生地,通过大气环流和水流扩散到了其他地区。
另一个令人痛心的核辐射事故是福岛核事故。
2011 年 3 月 11 日,日本东北部海域发生了 90 级大地震,并引发了巨大的海啸。
福岛第一核电站在这次灾难中遭受重创,多个反应堆失去冷却功能,导致堆芯熔毁和放射性物质泄漏。
与切尔诺贝利核事故不同的是,福岛核事故是由自然灾害引发的。
但在应对过程中,也暴露出了一系列问题。
比如,核电站的应急响应机制不够完善,未能在灾害发生的初期及时采取有效的措施来控制局面。
而且,对于放射性废水的处理也成为了一个长期而棘手的问题。
从这两个重大的核辐射事故中,我们可以总结出许多宝贵的教训。
首先,核电站的设计和建设必须要严格遵循安全标准。
从反应堆的设计、建造到运行,每一个环节都要充分考虑可能出现的风险,并采取相应的预防措施。
容器爆炸事故案例目录一、概述 (2)1.1 容器爆炸事故的定义 (2)1.2 容器爆炸事故的类型 (3)1.3 容器爆炸事故的原因分析 (4)二、国内外容器爆炸事故案例 (5)2.1 国内容器爆炸事故案例 (6)2.1.1 案例一 (7)2.1.2 案例二 (8)2.1.3 案例三 (9)2.2 国外容器爆炸事故案例 (10)2.2.1 案例一 (11)2.2.2 案例二 (12)2.2.3 案例三 (14)三、容器爆炸事故预防与应对 (15)3.1 容器爆炸事故预防措施 (16)3.1.1 加强设备维护与管理 (17)3.1.2 提高操作人员技能水平 (18)3.1.3 完善应急预案 (19)3.2 容器爆炸事故应对策略 (20)3.2.1 及时报告事故信息 (21)3.2.2 开展现场紧急处置 (22)3.2.3 后期调查分析与整改落实 (23)四、结论 (24)4.1 容器爆炸事故的危害性 (25)4.2 预防容器爆炸事故的重要性 (26)一、概述随着现代工业的快速发展,容器在各个领域的应用越来越广泛,包括石油、化工、天然气、食品加工等。
容器爆炸事故也时有发生,给人们的生命财产安全带来了严重威胁。
本文将简要介绍一些典型的容器爆炸事故案例,分析事故发生的原因及教训,以期提高人们对容器安全使用的认识。
这些容器爆炸事故案例涵盖了不同类型的容器和事故场景,包括压力容器、储存罐、反应釜等。
事故发生的原因主要包括设计缺陷、操作不当、维护不足、材质问题等。
这些事故不仅导致了大量的人员伤亡,还造成了巨大的经济损失和环境破坏。
通过对这些案例的分析,我们可以发现预防容器爆炸事故的关键在于加强容器的设计、制造、安装、使用和维护环节的管理。
只有严格遵守相关法规和标准,确保容器的安全性能,才能有效减少类似事故的发生。
提高公众的安全意识和应急处理能力也是预防容器爆炸事故的重要措施。
1.1 容器爆炸事故的定义容器爆炸事故是指由于容器内所装物质发生化学反应、物理变化或受到外力冲击等原因,导致容器承受不住内部压力而破裂,从而引发爆炸的事故。
张禄庆话说德国球床高温气冷堆的安全教训来源:中国核电信息网发布日期:2009-08-312009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【1】。
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2008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。
其后,德国建成了15MWe的高温气冷试验堆AVR和300MWe的核电原型堆THTR-300。
美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷(Peach-Bottom)堆和330MWe的圣符伦堡(Fort. St. Vrain)核电原型堆。
它们大多采用钍-铀燃料。
日本于1991年开始建造热功率为30MWth的高温气冷工程试验堆HTTR,1998年建成临界。
上世纪80年代后期,高温气冷堆发展进入模块式阶段。
有潜在市场应用前景的两种模块式高温气冷堆设计是:德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。
前者单堆热功率200MWth,电功率80MWe,其示范电厂拟采用2个模块;后者热功率为350MWth,采用蒸汽循环,示范电厂拟采用4个模块。
1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、采用氦气直接循环发电的GT-MHR设计2 关于球床高温气冷堆安全性的再认识2.1 流行的球床高温气冷堆安全设计已经发表了大量的文章介绍球床高温气冷堆的安全特性『2』『3』。
在球床高温气冷堆的各个发展阶段,燃料元件均采用包覆颗粒燃料球。
典型的元件球直径为60mm。
其中直径为50mm的中心石墨基体内均匀地弥散包覆燃料颗粒,元件外区为5mm厚的不含燃料的石墨球壳。
目前最新的包覆颗粒技术是全陶瓷型三重各向同性包覆(TRISO)。
TRISO包覆颗粒的燃料芯核直径为0.5mm,其外首先包覆一层疏松的多孔低密度热解碳,用来贮存裂变气体、缓冲温度应力、吸收芯粒的辐照肿胀,及防止裂变反冲核对外层造成损伤;第2层为高密度热解碳层,用来防止金属裂变产物对SiC层的腐蚀,及承受部分内压;第3层SiC层是承受内压及阻挡裂变产物外逸的关键层;第4层高密度热解碳层,主要用来保护SiC层免受外来机械损伤。
包覆后的颗粒直径约为1.0mm。
每个球形燃料元件中包含有约12,000个包覆燃料颗粒。
包覆燃料颗粒的包覆层形成了阻止裂变产物释放的第一道屏障,其良好性能是球床式高温气冷堆设计成功的基本保障。
试验结果表明,辐照后包覆燃料颗粒在1600℃以下的温度范围内,即使经过长时间加热,裂变产物的释放率仍非常低。
在1700-2000℃时释放率才有明显增加,而碳化硅层的老化现象要到2100℃时才会发生。
因此,通常将1600℃选为燃料球最高温度限值。
设计计算得出的正常运行燃料球最高温度通常不超过1000℃,故认为有相当大的设计安全裕量。
高温气冷堆普遍采用加压氦气做冷却剂。
氦气是单相惰性气体,不存在与相变有关的传热极限。
反应堆堆芯具有很大的热惯性,预计瞬态过程中不会出现局部温度大幅上升的情况。
由于球床高温气冷堆具有低的功率密度、高的燃料和慢化剂负温度系数、大的热容量等特性,使得有可能设计出一种具有大的高径比的堆芯、功率适中、具有固有安全性的反应堆。
它在任何瞬态和事故情况下,不需借助能动安全系统,就可保证燃料最高温度不会超过1600℃的限值,不会出现堆芯熔化、放射性大量释放的严重后果。
与偌大的堆芯相比,单个燃料球的确是太小了,正常运行时堆芯要装入几十万个燃料球。
上述所有的计算结果都是宏观地针对堆芯整体而言,无法考虑燃料球本身。
前文已讲到,决定裂变产物释放与否,是单个球体的温度而不是它者。
显然,整个安全性问题的焦点就在于:在整体正常的运行工况下,单个燃料球的最高温度究竟可能会有多高?它可不可能超过设计限值?2.2 德国球床高温气冷堆的安全实践如前文所述,德国在1967年建成其第一座高温气冷试验堆AVR(45MWth、15MWe)。
该堆的氦气(He)冷却剂出口温度高达990℃,原则上适用于高温裂解水的工艺热之需。
1985年,利用钍作燃料的高温气冷堆THTR300(750MWth、300MWe,出口氦气温度750℃)投入运行。
但是1988-1989年间这两座反应堆相继被关闭至今。
特别是THTR300机组1989年关闭时,仅折合运行了1.2个满功率年。
后来听说,正是安全方面的考虑促使永久关闭了AVR。
该堆缺乏足够的保护措施来对付那些伴有空气进入从而引发堆芯起火的外部影响;此外当有水进入堆芯后,可能产生正的空泡反应性系数。
因此两者均作为设计基准事故在现在的球床高温气冷堆设计中予以考虑。
THTR300永久关闭也已成定局,现在一直在就经济补偿问题扯皮。
德国人停建PBR的决心很大,连制造燃料球的家什都送人了。
笔者是这次从摩曼先生的文章中才第一次听说,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,最终的沾污量达到单个堆芯裂变产物总量的百分之几。
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沾污却可列为世界之最(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200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。
在THTR300上也观察到了类似现象,只是由于其出口温度比AVR 的要低200K,运行时间不太长,问题没有AVR那么严重罢了。
在THTR300上仍然测出了放射性释放。
铯137仍会沾污一回路,其程度要比同功率水平的压水堆高3个量级。
人们还发现THTR300内燃料球的流动仅限于堆芯中轴附近,堆芯外围区完全难以流动起来,导致过高的燃耗。
堆芯出口附近的热气导管出口温度大大高于预期值,这可能就是该堆运行1个满功率年后发生热气导管的金属部件受损的原因。
此外,在该堆上还发现了未预料到的燃料球密实化问题。
关于THTR300运行经验的评价至今尚未结束,还在加紧进行之中。
人们很自然地要问:难道反应堆被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物严重污染是与球床堆相伴而生的运行现象吗?这些现象是否暗示球床高温气冷堆存在固有的安全问题呢?2.3 球床堆发生放射性严重沾污的原因分析AVR一回路出现放射性沾污,只可能有两种原因:一是堆芯燃料球温度过高,放射性裂变产物扩散出来了;二是燃料球制造质量问题,燃料球破损使得放射性裂变产物逸出。
于利希研究中心的研究报告给出了明确的结论: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。
实验显示,如果对于某种核素的温度限制被超过,则该种核素就会穿过芯核、包覆层和石墨球壳扩散出来。
这个弱点至今尚未解决。
研究指出,从完整无缺的THTR300燃料球中扩散出来的裂变产物远比从破损球中释放出来的多。
现在让我们来分析一下决定燃料球温度的因素。
首先,燃料球的发热取决于燃料球所在位置处的热中子注量率以及燃料球的燃耗。
燃耗愈浅,中子注量率愈高,燃料球发热愈多。
再来看氦气导热,氦气流量愈大,带走的热量愈多,燃料球温度愈低。
而氦气的流量取决于流道的阻力,相邻球体的空隙率愈小,氦气流动愈不通畅,带走的热量愈少,燃料球温度就会升高。
球床堆要求整个寿期内高、低燃耗的燃料球足够均匀地混合。
在球床堆中,未达到最终燃耗值的燃料球要重新放入堆内使用,所以堆内燃料球的燃耗是不一样的。
如果燃耗浅的燃料球局部累积,就可能使局部功率、温度显著高于其它区域。
燃料球一旦投入堆芯,其在堆内的逗留时间和移动路线完全不在人们的掌控之中,相邻球间的空隙率也完全是随机不可控的。
因此,球床堆堆芯的黑匣子特性使得对于堆芯内某点附近区域而言,其燃料球发热量与氦气导出热量两者不但是不可预计的,而且是随时间改变的。
研究指出,球床的随机空隙率为0.4,而最低的空隙率则可达0.26。
球床的流动会导致球床的密实化。
这样不仅使得局部功率密度增加,而且使得局部的冷却剂流阻增加,这两者均会使该局部的温度显著高于其它区域。
这就不难想象,在球床堆内可能出现一些球温非常高的局部区域,即所谓热点。
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,但可确定堆芯局部温度已超过2000K,远超过先前的计算值。
初步估算堆芯最高温度高达3000K,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。
对AVR乏燃料球的检测表明堆芯内确实存在热点。
这些问题至今尚未完全搞清楚球床堆中存在大量的可移动、与金属裂变产物混在一起的石墨粉尘,使得问题更为复杂、严重。
那么,这些粉尘又是如何产生的呢?球床堆设计是建立在石墨球流动摩擦力非常小的基础上。