放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性.docx

第44卷第2期(总第260期)辐射防护通讯2024年4月•研究通报•HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究雷伟俊1,史进1,丁明2,黄淑龙3(1.华能核能技术研究院有限公司,上海200126;2.中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;3.中国辐射防护研究院,太原030006)摘㊀要:针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率㊂结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度㊂关键词:高温气冷堆;乏燃料贮存系统;辐射防护;蒙特卡罗中图分类号:TL75文献标识码:A文章编号:1004-6356(2024)02-0008-07㊀㊀高温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件,以氦气作冷却剂,石墨为慢化剂,具有固有安全性高㊁可提供高品质热源和高参数蒸汽㊁可小型模块化设计和建造㊁发电效率高㊁对环境友好等特性,是国际上公认具有第四代核电特征的先进堆型之一[1]㊂2006年2月,国务院正式发布‘国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006 2020年)“,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,2021年9月,我国自主建设的球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)实现首次临界,进入带核运行状态; 2023年12月,HTR-PM实现商运投产㊂HTR-PM高温气冷堆核电站示范工程反应堆堆芯由流动的球形燃料元件组成,由于其有利的几何形状,可实现不停堆在线换料㊂乏燃料贮存系统是执行不停堆换料功能的重要设施,通过输球管道和专用设备接收从燃料装卸系统卸出的乏燃料球并将其贮存在乏燃料贮罐㊂乏燃料贮存系统包括乏燃料装料装置㊁地车等专用设备,这些设备在长时间使用下存在功能失效㊁无法正常操作等问题,需要进行检修作业㊂然而,燃料元件表面包覆的石墨层在不停堆换料过程中,由于球与球之间以及球与堆内结构部件㊁管道壁面之间的碰撞和摩擦,不可避免地产生一定量的碎片及石墨粉尘[2-4]㊂这些放射性石墨粉尘在提升气流的夹带下进入乏燃料贮存系统,导致乏燃料贮存系统存在较高的放射性水平;此外,进入乏燃料贮存系统的乏燃料球如果不能及时转移至竖井贮存,也会对检修人员造成极大的辐照风险㊂为保证作业人员安全,需开展极端工况下工作人员检修位置处的剂量率评估,并据此制定辐射防护措施㊂1㊀评估计算模型㊀㊀工作人员检修位置处的剂量率评估计算采用 8㊀基金项目:华能集团总部科技项目 HNKJ22-H01高温气冷堆燃料装卸系统运维技术研究 资助㊂收稿日期:2023-12-20作者简介:雷伟俊(1986 ),男,2011年毕业于西安交通大学核工程与核技术专业,高级工程师㊂E-mail:wj_lei@hntc.MCNP程序,建立了乏燃料贮罐㊁乏燃料操作间㊁乏燃料装料间㊁乏燃料检修设备间及各屏蔽层模型,如图1所示㊂具体结构包括:乏燃料贮罐㊁屏蔽罩㊁含硼聚乙烯板㊁混凝土楼板㊁墙壁等㊂图1㊀评估计算几何模型㊀㊀乏燃料装料间混凝土楼板上开有孔洞以便布置乏燃料装料装置导向管组件,在乏燃料装料装置故障状态下,人员需进入21.4m层平台或28m层平台进行检修作业,必要时还需要对局部热点进行去污操作㊂因此,需要对极端情况下(乏燃料贮罐位于21.4m层平台孔洞正下方且无法移走)人员检修作业位置处的辐射剂量率进行评估计算,计算点位主要布置于21.4m平台孔洞及28m平台检修口附近,10组共计30个计算点位㊂以21.4m混凝土平台开孔上表面中心点处为原点(0,0,0),建立坐标系,各计算点位坐标列于表1㊂2㊀源项及材料设置㊀㊀乏燃料元件从堆芯卸出后,从燃料装卸系统输送到乏燃料厂房内的乏燃料装料间,然后装入乏燃料贮罐,在贮罐装满后,由地车屏蔽罩将贮罐吊装到竖井内贮存㊂乏燃料贮罐㊁装料间及设备间三维模型如图2所示,计算过程中简化了房间内的其余非源项设备㊂乏燃料装料装置处理的是使用后的球状乏燃料,放射性核素主要是铀裂变后形成的裂变产物㊂γ射线注量率与剂量率之间的转换因子取自ANSI/ANS-6.1.1 1977(N666)[5],转换因子列于表2㊂贮罐装满状态下乏燃料球数量为40000个,刚装满的乏燃料球贮罐活度最大,剂量评估依据保守原则计算采用刚装满的乏燃料球贮罐活度,具体列于表3㊂设计中采用碳钢㊁不锈钢㊁混凝土㊁含硼聚乙烯板等作为屏蔽材料,计算中各材料密度列于表4㊂基于上述几何模型及参数设置,使用MCNP程序,计算了乏燃料贮罐满载状态下在出料管正下方时,各剂量点所受的辐照剂量率㊂3㊀结果及分析㊀㊀图3和图4给出了10组点位的γ剂量率的分布情况㊂可以看出,混凝土楼板孔洞正上方的γ剂量率水平较高,在乏燃料装料间平台正上方60cm处剂量率可达到429mSv/h㊂在水平方位上,随着与孔洞距离的增加,γ剂量率迅速降低,距离孔洞中心30cm处的γ剂量率最高(9mSv/h)㊂检修设备间内γ剂量率受高度(z轴)方向的距离影响相对较低,但因检修口正上方无屏蔽,孔洞边缘(距孔洞中心20cm)60cm高度处的剂量率仍可达到接近80mSv/h,而在水平方位上距离孔洞中心30~70cm处因28m层混凝土平台的屏蔽,最高γ剂量率降低至0.82mSv/h㊂9HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表1㊀计算点位坐标装料间第一组第二组第三组第四组第五组序号123坐标(cm)(0,0,60)(0,0,90)(0,0,120)序号123坐标(cm)(-20,0,60)(-20,0,90)(-20,0,120)序号123坐标(cm)(-30,0,60)(-30,0,90)(-30,0,120)序号123坐标(cm)(-50,0,60)(-50,0,90)(-50,0,120)序号123坐标(cm)(-70,0,60)(-70,0,90)(-70,0,120)检修设备间第六组第七组第八组第九组第十组序号123坐标(cm)(0,0,720)(0,0,750)(0,0,780)序号123坐标(cm)(-25,0,720)(-25,0,750)(-25,0,780)序号123坐标(cm)(-30,0,720)(-30,0,750)(-30,0,780)序号123坐标(cm)(-50,0,720)(-50,0,750)(-50,0,780)序号123坐标(cm)(-70,0,720)(-70,0,750)(-70,0,780)图2㊀评估计算三维模型㊀㊀根据‘高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则“[6],HTR-PM辐射分区的剂量率限制要求列于表5㊂考虑2倍安全系数,经计算,乏燃料装料间平台混凝土楼板水平方向距孔洞50cm内,处于特许工作区(红区)范围内,剂量率水平较高,人员应尽量避免在该区域内工作㊂检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm外(距离孔洞中心30cm)的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂在乏燃料装料间内设备出现故障,人员进入房间检修的情况下,为保障检修人员的安全㊁降低受照剂量,需要针对混凝土平台孔洞设置临时屏蔽体,将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂屏蔽材料采用袋装铅砂,直接覆盖在孔洞上方,评估计算屏蔽厚度对周围剂量率的影响情况㊂依据剂量率评估计算结果,孔洞正上方的剂量率水平较高,计算点位从屏蔽体上表面开始,向上间隔10cm,取1组共10个点位,如图5所示㊂假设铅砂颗粒等径,等径颗粒群随机填充的平均孔隙率为0.359~0.44,计算取0.4,即袋装铅沙密度为实体铅砖密度的0.6倍㊂模拟计算时将袋装铅砂简化为立方体,计算了屏蔽层厚度分别为14cm㊁16cm㊁18cm时各点位的剂量率,计算结果如图6所示㊂01辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表2㊀剂量率转换因子[5]表3㊀装满状态下的乏燃料贮罐活度续表3表4㊀各材料密度管道屏蔽屏蔽罐楼板㊁墙壁中子屏蔽源项空气材料Q235B 304L混凝土含硼聚乙烯板石墨空气密度(g /cm 3)7.87.922.31.021.750.001205图3㊀21.4m 平台各点位的γ剂量率的分布图4㊀28m 平台各点位的γ剂量率的分布表5㊀辐射分区的剂量限制要求序号分区场所剂量率(mSv /h)说明Ⅰ监督区(白区)D ㊃ɤ0.0025每周工作40小时Ⅱ常规工作区(绿区)0.0025<D ㊃ɤ0.0075每周工作不超过40小时Ⅲ间断工作区(黄区)0.0075<D ㊃ɤ0.03通常工作时间不超过每周10小时,并依此确定剂量率上限Ⅳ限定工作区(橙区)0.03<D ㊃ɤ3工作时间由负责辐射防护的工作人员决定Ⅴ特许工作区(红区)D ㊃>3临时特准21 辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期图5㊀临时屏蔽体评估计算点位图6㊀剂量率随屏蔽层厚度变化模拟计算结果㊀㊀可以看出,随着屏蔽厚度的增加各点位的剂量率迅速降低㊂考虑2倍安全系数,在屏蔽厚度为16cm 时,屏蔽体表面及孔洞正上方所有点位的γ剂量率都降低至3mSv /h 以下,从特许工作区(红区)转为限定工作区(橙区),人员可在充分防护的状态下进入该区域进行短时间作业㊂4㊀结论及辐射防护建议㊀㊀针对高温气冷堆乏燃料贮存系统检修过程中需要人工操作的位置,采用蒙特卡罗方法,利用MCNP 程序,评估计算了位于乏燃料装料间21.4m 层平台和检修设备间28m 层平台上的10组共30个点位的γ辐照剂量率㊂研究结论如下:(1)由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间和检修设备间内混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,应严格禁止人员进入此区域㊂各点位处,辐照剂量率随着与孔洞距离的增加而降低㊂(2)乏燃料贮罐在出料管正下方状态下,考虑2倍安全系数,乏燃料装料间内水平方位距孔洞中心50cm 内点位剂量率几乎都大于3mSv /h,处于特许工作区(红区)范围内,人员应尽量避免在该区域内工作;检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm 外的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂(3)在临时屏蔽体厚度不小于16cm 时,可将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂针对维修过程中的辐射防护措施,建议如下:(1)开展实体模拟培训,缩短作业时间㊂通过培训,提高工作人员对于操作步骤和工器具的熟悉程度,缩短维修作业所需时间㊂(2)建议人员操作时,在剂量率较高的混凝土平台孔洞周围设置临时屏蔽体,以降低作业区域剂量㊂(3)对待检修设备进行测量,确定设备本身污染水平,对设备表面局部热点进行去污,以降低作业人员受照强度㊂(4)维修过程中,乏燃料贮罐为开口状态,混凝土平台与平台内的屏蔽体以及屏蔽体与输球管道之间存在缝隙,放射性粉尘及气溶胶存在外溢的可能性,操作人员按照控制标准穿戴相应的空气污染附加防护用品作业㊂参考文献:[1]周红波,齐炜炜,陈景.模块式高温气冷堆的特点与发展[J].中外能源,2015,20(9):35-40.[2]周湘文,卢振明,张杰,等.球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制[J].原子能科学技术,2014,48(7):1228-1233.[3]梁宇,郭丽潇,邓少刚,等.HTR-PM 高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算[J].辐射防护,2018,38(5):409-414.[4]杨林,刘兵,邵友林,等.高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型[J].核科学与工程,2010(3):210-215+222.31 HTR-PM 高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊[5]NS-6.1.1Working Group.American national standard neutron and gamma-ray flux-to-dose rate factors:ANSI/ ANS-6.1.1 1997(N666)[S].American Nuclear Society,LaGrange Park,IL,1977.[6]清华大学核能与新能源技术研究院.高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则:T/CNS22 2020[S].北京:中国核学会,2020.Study on radiation protection during the overhaul of HTR-PMspent fuel storage systemLEI Weijun1,SHI Jin1,DING Ming2,HUANG Shulong3(1.Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co.Ltd.,Shanghai200126;2.China Nuclear Power Operation Technology Co.Ltd.,Wuhan430223;3.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006) Abstract:In order to address the radiation protection during equipment maintenance and overhaul of HTR-PM high-temperature gas-cooled reactor(HTGR)spent fuel storage system,a three-dimensional model of the spent fuel storage tank and its related compartments was established.The gamma dose rate at staff maintenance location was calculated using the Monte Carlo method.The results show that:the dose rate decreases rapidly with the increase of the distance between the assessed point position and the opening of the concrete platform; due to the existence of holes on the shielding cover and the concrete floor slab,a high dose rate directly above the holes on the concrete platform of the spent fuel loading room was found.Considering the2-fold safety coef-ficient,the dose rate is in the range of the red zone around50cm from the center of the holes,and the entry of personnel into the area should be strictly limited;the point of radiation protection in the service equipment room is in the range of30-70cm from the center of the holes.The dose rate within30-70cm from the center of the maintenance equipment room is in the restricted working area(orange zone),and the working time of the personnel in this area should be as short as possible.In order to ensure safety,it is recommended to carry out physical simulation training and shorten the working time,to set up a temporary shield of lead sand not less than16cm and protective equipment,and to decontaminate the local hot spots to reduce the intensity of the source term.Key words:HTGR;spent fuel storage system;radiation protection;Monte Carlo methosd(责任编辑:任颖芳)41辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期。

高温气冷堆的固有安全性能指标高温气冷堆的固有安全性能指标引言：高温气冷堆作为一种新型的核能反应堆，具有很多优势，例如可以产生高效的、低污染的能源，具备较高的燃烧效率和灵活性等。

然而，由于核能的特殊性，核能反应堆的安全性一直备受关注。

高温气冷堆的固有安全性能指标是评估和确保反应堆在不同工况下能够安全运行的重要指标。

本文将重点介绍高温气冷堆的固有安全性能指标，以期为相关研究和实践提供参考。

一、高温气冷堆的固有安全概念固有安全是指从设计上寻求一种自动稳定的能力，使核能反应堆在发生事故或异常工况时，不依赖外部设备或人为干预，能够自动稳定或安全关闭，避免辐射物质的泄漏和核事故的发生。

固有安全目标是从设计和材料选择上，使得核能反应堆在整个运行过程中遵循内在的、固有的安全原理，从而降低事故的概率和后果。

二、高温气冷堆的固有安全性能指标1. 温度系数和迁移率温度系数是指当温度发生变化时，反应堆中核反应的快中子速度变化的比例。

高温气冷堆一般采用的核燃料是球形颗粒状结构，具有较高的热导率和热容量，可以稳定反应堆温度。

迁移率是指核燃料中燃料粒子之间的热和质量传递速率，其快速迁移率可以有效控制核反应堆的温度。

2. 阳性温度系数和功率反应系数阳性温度系数是指当反应堆发生运行异常、温度升高时，反应速度加快的现象。

高温气冷堆一般能够保持负的温度系数，即温度升高时核反应速率减小，稳定了燃料球的温度。

功率反应系数是指当反应堆功率调整时，反应速率的变化幅度。

高温气冷堆应保持功率反应系数尽可能小，使反应堆在功率调整时稳定。

3. α和β效应α效应是指当反应堆出现小规模挂探棒时，反应堆功率会有所增加的情况。

β效应是指当反应堆出现大规模挂探棒或控制棒全插时，反应堆功率会有所下降的情况。

高温气冷堆的α效应和β效应应该保持较小，以确保反应堆在控制棒运动情况下的稳定性。

4. 安全壳和冷却系统高温气冷堆一般应当设置安全壳，以防止放射性物质泄漏和核事故的发生。

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。

石墨粉尘行业职业病危害风险分类【实用版】目录1.石墨粉尘行业简介2.职业病危害风险分类3.石墨粉尘对健康的影响4.如何预防石墨粉尘危害5.结论正文一、石墨粉尘行业简介石墨粉尘行业是指以石墨为原料，通过加工、研磨、筛分等工艺生产石墨粉尘的企业。

石墨粉尘在工业生产中具有广泛应用，如作为涂料、润滑剂、电极等，但同时也带来了一定的职业病危害风险。

二、职业病危害风险分类根据我国《职业病危害因素分类与分级标准》，石墨粉尘属于生产性粉尘，其职业病危害风险类别为严重。

长期吸入石墨粉尘可能导致肺部疾病，如矽肺、石墨肺等。

三、石墨粉尘对健康的影响1.肺部损伤：长期吸入石墨粉尘会导致肺部组织纤维化，从而降低肺功能，出现呼吸困难等症状。

2.癌症风险：石墨粉尘中的纳米颗粒可能具有致癌作用，长期暴露于高浓度石墨粉尘环境中的工人存在较高的肺癌风险。

3.其他疾病：石墨粉尘还可能引发其他呼吸道疾病、皮肤病等。

四、如何预防石墨粉尘危害1.使用有效的防尘口罩：佩戴经过 GB2626-2006 标准认证的防尘口罩，如选择复式半面罩型、KN100 等级、硅胶材质面罩等，可以有效降低石墨粉尘对呼吸道的损害。

2.加强通风：在生产过程中加强通风换气，减少石墨粉尘在空气中的浓度，降低工人的吸入风险。

3.减少粉尘产生：采用湿式作业、封闭式设备等措施，从源头上减少石墨粉尘的产生。

4.定期体检：定期对石墨粉尘作业工人进行体检，及时发现并治疗肺部疾病。

五、结论石墨粉尘行业存在严重的职业病危害风险，为保障工人的健康与安全，企业应加强石墨粉尘的防护措施，提高工人的防尘意识，并定期对工人进行体检。

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。

石墨粉安全技术说明书石墨粉是一种常见的工业原料，广泛应用于建筑材料、电池、涂料、导电材料等领域。

石墨粉的安全使用对于保障生产工作和员工健康非常重要。

下面将对石墨粉的安全技术进行说明。

一、石墨粉的性质和危害性分析：石墨粉是一种无色、无味、具有导电性的细粉末，具有较好的稳定性和耐高温性。

然而，在一些特定情况下，石墨粉也可能对人体和环境造成一定的危害。

1.健康危害：石墨粉的细粉末状态可以导致其悬浮在空气中，被人体吸入后会对呼吸道、肺部等造成损害。

长期接触或大量吸入石墨粉可能引发职业性肺病，如石墨尘肺、石墨体反应等。

2.火灾和爆炸危险：石墨粉是一种可燃物质，可以支持火焰燃烧。

在高温、火花或明火作用下，石墨粉可能发生自燃、爆炸等危险。

二、石墨粉的安全使用措施：为了确保石墨粉的安全使用，以下是一些必要的安全措施：1.通风环境：在处理和使用石墨粉的场所应保持良好的通风条件，避免石墨粉在空气中悬浮浓度过高。

2.个人防护装备：工作人员在接触石墨粉时应佩戴防尘口罩、防护眼镜、防护服等个人防护装备，以减少石墨粉对人体的直接接触。

3.涂覆措施：当进行涂覆操作时，应避免石墨粉粉尘的扬散，可以选择湿拭、喷雾等方式进行操作。

4.防火措施：在储存和使用石墨粉的场所应设置防火设施，并保持整洁有序。

禁止在靠近石墨粉储存区域使用明火，不得将石墨粉混合可燃物质。

5.废物处理：废弃的石墨粉应按照相关规定进行正确处理，不得随意抛弃或排放到水体中。

6.储存注意事项：石墨粉储存在干燥、通风的库房中，远离火源和热源。

要避免阳光直射，储存温度不得超过40℃，与酸、氧化剂等物品隔离存放。

三、应急处置：遇到石墨粉泄漏、扬尘、火灾等突发情况时1.疏散人员：确保周围人员的安全，将受威胁的人员疏散到安全地带。

2.隔离区域：为避免事故扩大和接触到石墨粉，需要设立隔离区域并进行标识。

3.切断火源：如果事故与火源相关，应尽快切断火源，采取灭火措施，防止火灾蔓延。

高温堆相关技术及安全性摘要：以清华大学核研院10MW高温气冷堆为基础，简要地介绍高温堆的应用及其安全性，高温堆的使用现状及其应用前景等。

经过科学的分析和大量的实验经验验证了：高温气冷堆较其他堆型是具有较强竞争力的。

关键词：高温堆安全性一、高温堆的的简介高温气冷堆是采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料、用化学惰性和热工性能良好的氦作冷却剂、用耐高温的石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达750~950 ℃的核反应堆，甚至更高。

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。

其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。

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，这是一个很有前途的方案，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(400MW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10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。