超大高人多，求解读——中国的高温气冷堆安全吗？

自从1999年清华的高温气冷堆临界，这个堆型在中国沸沸扬扬宣传十年了。一般印象中，人们听说这个堆靠氦气传热，不怕全厂停电，具有具有固有安全性和非能动安全性等等.

清华的高温气冷堆技术，是八十年代末期德国提供的堆型设计，它的基准堆是德国的1.5万千万的高温气冷球床堆AVR。清华与华能雄心勃勃搞40万千瓦的山东石岛湾核电厂高温气冷堆商业示范工程，原计划2009年8月开工。

近日查了一下英文维基对德国AVR反应堆的描述（http://en.wikipedia.org/wiki/AVR_reactor），惊诧发现AVR堆在1988年停堆后极其困难地退役经历。概略地说，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，导致部分燃料球过高的燃耗，温度显著高于设计温度，放射性裂变产物过多及球粒包壳破损，对一回路的污染比现在的压水堆高5个量级；这种严重放射性污染的石墨粉尘造成了退役拆解的几乎无法克服的困难，只好在停堆24年后用轻混凝土灌入一回路边界内固定放射性粉尘、将存放60年直到21世纪末期再考虑如何后处理；此外，这种堆型在有空气进入时面临引发堆芯起火的外部影响；当有水进入堆芯后，可能产生正的空泡反应性系数的风险。还有一大难题就是这个 堆型的乏燃料后处理非常困难。美国从政治考虑，因为它几乎不能后处理，符合核不扩散政治要求，属于核不扩散型反应堆，所以备受受美国推崇。

高温气冷堆作为第四代反应堆推荐堆型，目前世界上只有中国在役运行。不知道清华大学核研院是如何面对这些问题的。至少从国内的宣传中没见到提及这些固有不安全性与技术风险。

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华能国际：荣成核电站尚未拿到建造许可证

2011年03月29日 01:55
来源：每日经济新闻

每经记者 李泽民 发自北京

3月24日，《每日经济新闻》刊登《荣成第四代核电站仍在稳妥筹建》一文，引发业界强烈关注。

该核电站是否拿到了建造许可证？按照国务院最新政策，我国将暂停审批新的核电项目，那么山东荣成石岛湾核电站是否受此影响？这些问题成为关注的焦点。




日本核电泄漏危机，让公众对核电安全的忧虑加码。3月16日，国务院常务会议决定，对我国核设施进行安检，立即停建不符合要求的核电站，并暂停审批新的核电项目。

近日有消息称，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程项目核准报告顺利通过国务院办公会议批准，即将获颁建造许可证。

同时，山东荣成市有关方面传闻，华能山东石岛湾核电厂作为我国首座高温气冷堆核电站，在经过数年准备后，即将开工。

据了解，华能山东石岛湾核电站，由华能集团、中核建和清华大学以47.5%、32.5%、20%的投资比例共同建设和运营。作为该核电站的大股东，华能集团在回复《每日经济新闻》记者时称：“项目处于前期阶段，国家核安全局不可能发建造许可证。”

据悉，荣成核电站远期规划容量为780万千瓦，包括380万千瓦高温气冷堆核电机组和400万千瓦压水堆核电机组。而由于该核电站同时拥有四代和三代核能系统，其中所建的高温气冷堆是世界上首座，所以受到公众的空前关注。

据《每日经济新闻》记者调查，该核电站在审批方面，已经完成了大部分程序。当地政府有关部门的评估文件显示，2004年8月17日，国家发改委批复同意开展高温气冷堆示范电站项目前期工作。

2005年11月24日，华能石岛湾核电厂初步可行性研究报告通过审查。随后几个月，在国务院发布的《国家中长期科学和技术发展规划纲要》中，大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程成为国家重大专项。

2008年2月15日，荣成石岛湾高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准。2009年8月，在国核安函〔2009〕72号文件中，国家核安全局就拟向华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程颁发建造许可证。

在多次评审会上，专家委员会建议颁发高温气冷堆示范工程建造许可证，然而，《每日经济新闻》记者调查了解，在此后的两年间，华能集团一直未拿到。而同位于山东半岛上的海阳核电站，其一期工程一、二号机组早在2009年9月就已获证。


对于迟迟未能获得建造许可证的原因，业界人士认为，或许是主管部门加强了对高温气冷堆的安全考量。

针对上述疑问，华能集团发给《每日经济新闻》记者的书面材料详细讲述了四代核电的优势所在，并认为其安全性可以保证。

该公司称，在2008年高温气冷堆核电站专项实施方案获批后，2009年9月，该工程的环境影响报告和建造许可证申请，通过了由环保部（国家核安全局）组织的专家委员会评审。

由此，我国研究了30多年的高温气冷堆核电工作，正式进入实操层面。而根据相关资料显示，美国核电项目的未来目标是在2020年前研制出高温气冷堆。我国在此领域领先了10余年。

记者实地探访表明，尽管石岛湾核电站一时无法“准生”，但高温气冷堆的项目在稳妥进行中。

2010年7月，该示范工程反应堆压力容器下筒体I特大锻件（第一件）经全体积超声波探伤，检测结果合格，反应堆压力容器锻件制造工作取得突破性进展。

2011年3月，高温气冷堆核电站示范工程核岛及其BOP土建工程、安装工程施工承包合同签字仪式进行等。

华能集团称，高温气冷堆具有固有安全性、多道安全屏障以及不停堆换料等安全特性。有关核电专家也告诉记者，这种代表了第四代核能系统的核电站，由于不会产生熔堆，采用的是高温保护等，因此不会上演核危机。

不过，原国务院核电领导小组办公室副总工程师及副主任、国家核电技术公司专家委员会委员汤紫德向《每日经济新闻》记者表示，目前国内上马的许多核电站都为二代加技术，现在四代技术的安全性“还未被检验”。

汤紫德说，如果核电真正发展到第四代技术，优势就非常明显，诸如堆芯不会熔化、辐射很小等，这是世界核电发展的一个方向。


华能集团向 《每日经济新闻》介绍，模块式高温气冷堆（HTR-PM）具有固有安全性和非能动安全性。具体采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，具有优异的高温性能（1620℃），在任何事故下将放射性裂变产物几近全部阻留在燃料颗粒内。堆芯为石墨燃料元件和石墨反射层，热容量大，功率密度低，延缓事故时堆芯燃料温度的上升。

另外，事故情况下余热采用非能动方式载出，主传热系统失效时，堆芯余热可仅借助于热传导、热辐射和自然对流等自然机理非能动地导出。

对于可能产生的核辐射，高温气冷堆采取纵深防御的安全原则，设置了阻止放射性外泄的三道屏障。其中，采用全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层及外层的石墨包壳，可有效防止裂变产物及放射性物质外泄。同时，具有通风式低耐压型安全壳，由混凝土结构的一回路舱室组成，可有效阻止放射性气体向周围环境释放。

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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：2009-08-31


作者：张禄庆

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『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。1948年就发现，石墨只在足够潮湿的情况下才有良好的润滑性能，有氧气存在时润滑效果要差一些。而这一点恰恰被AVR的设计者们忽略了。所有的石墨球流动摩擦堆外试验都是在低摩擦状态下进行的，然后就想当然地推绎到氦气气氛下。殊不知在球床堆要求的氦气气氛下，石墨间的摩擦系数增大4倍，而磨损率则增大至10000倍。这导致在AVR中产生了大量的石墨粉尘。直到AVR投入运行若干年以后才观察到大量石墨粉尘的出现、燃料装卸料机的出料出现困难，以及燃料堆内滞留时间的计算值与观测值之间的显著差异。
燃料球流动的不可控性会改变堆内功率及温度的分布。靠近反射区周边的燃料球流动不可避免的迟缓将导致不可接受的高燃耗，同时增大裂变产物释放的可能。

3 推论
摩曼先生的文章见诸报端已有150天之久，并未看到PBR的坚决支持者们的批驳或澄清。看来人们似乎无法否认，反应堆一回路被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物严重污染是球床高温气冷堆的一种固有不安全性，而且是在整体参数也许还正常的运行工况下就可能出现的不安全。这些飘忽不定的局部热点无法被捕捉并加以控制。作为球床堆祖师爷的德国于利希研究中心在缄口20年后，仍然未能想出很好的解决办法。这次摩曼先生在眼看又要有人跌进陷阱时，毅然亮起红灯示警。笔者对摩曼先生的科学道德与良心表示敬佩。前车之鉴，后事之师。显然在对这种固有的安全问题制定出确实可操作的安全防范措施之前，任何新的工程尝试都难免重蹈覆辙，千万不可抱侥幸心理去冒险。驾驶员都知道及时刹车远胜于处理事故的道理。
笔者认为，TRISO包覆颗粒性能已臻完美，矛盾的主要方面不在于它。不解决球床堆燃料球的超高温问题，恐怕再包覆两层也无济于事。
降低高温气冷堆的出口温度也不可取，没有高温这个核心优势，发展这种堆型也就失去了意义。
因而柱状高温气冷堆可能是一种较好的解决途径。在柱状堆中，可以较好地掌控燃料的最高温度，避免金属裂变产物的超温释放。而且由于不存在石墨球的流动，不会产生石墨粉尘。举一个例子可以帮助理解。上世纪六、七十年代中国家庭用的煤球炉起初都是烧小煤球，经常出现有些煤球因为堆积太密，空气流通不好而烧不透。后来改用蜂窝煤，确保空气流通性，问题就解决了。当然这种堆型也有其自身的技术问题，但并不显示具有固有的不安全特征。
参考文献

1 PBR safety revisited，Rainer Moormann，JFZ，Germany
2 模块式高温气冷堆的技术特点和发展前景，董玉杰、李富、刘伟
3高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径，张作义、吴宗鑫、王大中 （清华大学核能与新能源技术研究院）[/quote]自从1999年清华的高温气冷堆临界，这个堆型在中国沸沸扬扬宣传十年了。一般印象中，人们听说这个堆靠氦气传热，不怕全厂停电，具有具有固有安全性和非能动安全性等等.

清华的高温气冷堆技术，是八十年代末期德国提供的堆型设计，它的基准堆是德国的1.5万千万的高温气冷球床堆AVR。清华与华能雄心勃勃搞40万千瓦的山东石岛湾核电厂高温气冷堆商业示范工程，原计划2009年8月开工。

近日查了一下英文维基对德国AVR反应堆的描述（http://en.wikipedia.org/wiki/AVR_reactor），惊诧发现AVR堆在1988年停堆后极其困难地退役经历。概略地说，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，导致部分燃料球过高的燃耗，温度显著高于设计温度，放射性裂变产物过多及球粒包壳破损，对一回路的污染比现在的压水堆高5个量级；这种严重放射性污染的石墨粉尘造成了退役拆解的几乎无法克服的困难，只好在停堆24年后用轻混凝土灌入一回路边界内固定放射性粉尘、将存放60年直到21世纪末期再考虑如何后处理；此外，这种堆型在有空气进入时面临引发堆芯起火的外部影响；当有水进入堆芯后，可能产生正的空泡反应性系数的风险。还有一大难题就是这个 堆型的乏燃料后处理非常困难。美国从政治考虑，因为它几乎不能后处理，符合核不扩散政治要求，属于核不扩散型反应堆，所以备受受美国推崇。

高温气冷堆作为第四代反应堆推荐堆型，目前世界上只有中国在役运行。不知道清华大学核研院是如何面对这些问题的。至少从国内的宣传中没见到提及这些固有不安全性与技术风险。

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华能国际：荣成核电站尚未拿到建造许可证

2011年03月29日 01:55
来源：每日经济新闻

每经记者 李泽民 发自北京

3月24日，《每日经济新闻》刊登《荣成第四代核电站仍在稳妥筹建》一文，引发业界强烈关注。

该核电站是否拿到了建造许可证？按照国务院最新政策，我国将暂停审批新的核电项目，那么山东荣成石岛湾核电站是否受此影响？这些问题成为关注的焦点。




日本核电泄漏危机，让公众对核电安全的忧虑加码。3月16日，国务院常务会议决定，对我国核设施进行安检，立即停建不符合要求的核电站，并暂停审批新的核电项目。

近日有消息称，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程项目核准报告顺利通过国务院办公会议批准，即将获颁建造许可证。

同时，山东荣成市有关方面传闻，华能山东石岛湾核电厂作为我国首座高温气冷堆核电站，在经过数年准备后，即将开工。

据了解，华能山东石岛湾核电站，由华能集团、中核建和清华大学以47.5%、32.5%、20%的投资比例共同建设和运营。作为该核电站的大股东，华能集团在回复《每日经济新闻》记者时称：“项目处于前期阶段，国家核安全局不可能发建造许可证。”

据悉，荣成核电站远期规划容量为780万千瓦，包括380万千瓦高温气冷堆核电机组和400万千瓦压水堆核电机组。而由于该核电站同时拥有四代和三代核能系统，其中所建的高温气冷堆是世界上首座，所以受到公众的空前关注。

据《每日经济新闻》记者调查，该核电站在审批方面，已经完成了大部分程序。当地政府有关部门的评估文件显示，2004年8月17日，国家发改委批复同意开展高温气冷堆示范电站项目前期工作。

2005年11月24日，华能石岛湾核电厂初步可行性研究报告通过审查。随后几个月，在国务院发布的《国家中长期科学和技术发展规划纲要》中，大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程成为国家重大专项。

2008年2月15日，荣成石岛湾高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准。2009年8月，在国核安函〔2009〕72号文件中，国家核安全局就拟向华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程颁发建造许可证。

在多次评审会上，专家委员会建议颁发高温气冷堆示范工程建造许可证，然而，《每日经济新闻》记者调查了解，在此后的两年间，华能集团一直未拿到。而同位于山东半岛上的海阳核电站，其一期工程一、二号机组早在2009年9月就已获证。


对于迟迟未能获得建造许可证的原因，业界人士认为，或许是主管部门加强了对高温气冷堆的安全考量。

针对上述疑问，华能集团发给《每日经济新闻》记者的书面材料详细讲述了四代核电的优势所在，并认为其安全性可以保证。

该公司称，在2008年高温气冷堆核电站专项实施方案获批后，2009年9月，该工程的环境影响报告和建造许可证申请，通过了由环保部（国家核安全局）组织的专家委员会评审。

由此，我国研究了30多年的高温气冷堆核电工作，正式进入实操层面。而根据相关资料显示，美国核电项目的未来目标是在2020年前研制出高温气冷堆。我国在此领域领先了10余年。

记者实地探访表明，尽管石岛湾核电站一时无法“准生”，但高温气冷堆的项目在稳妥进行中。

2010年7月，该示范工程反应堆压力容器下筒体I特大锻件（第一件）经全体积超声波探伤，检测结果合格，反应堆压力容器锻件制造工作取得突破性进展。

2011年3月，高温气冷堆核电站示范工程核岛及其BOP土建工程、安装工程施工承包合同签字仪式进行等。

华能集团称，高温气冷堆具有固有安全性、多道安全屏障以及不停堆换料等安全特性。有关核电专家也告诉记者，这种代表了第四代核能系统的核电站，由于不会产生熔堆，采用的是高温保护等，因此不会上演核危机。

不过，原国务院核电领导小组办公室副总工程师及副主任、国家核电技术公司专家委员会委员汤紫德向《每日经济新闻》记者表示，目前国内上马的许多核电站都为二代加技术，现在四代技术的安全性“还未被检验”。

汤紫德说，如果核电真正发展到第四代技术，优势就非常明显，诸如堆芯不会熔化、辐射很小等，这是世界核电发展的一个方向。


华能集团向 《每日经济新闻》介绍，模块式高温气冷堆（HTR-PM）具有固有安全性和非能动安全性。具体采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，具有优异的高温性能（1620℃），在任何事故下将放射性裂变产物几近全部阻留在燃料颗粒内。堆芯为石墨燃料元件和石墨反射层，热容量大，功率密度低，延缓事故时堆芯燃料温度的上升。

另外，事故情况下余热采用非能动方式载出，主传热系统失效时，堆芯余热可仅借助于热传导、热辐射和自然对流等自然机理非能动地导出。

对于可能产生的核辐射，高温气冷堆采取纵深防御的安全原则，设置了阻止放射性外泄的三道屏障。其中，采用全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层及外层的石墨包壳，可有效防止裂变产物及放射性物质外泄。同时，具有通风式低耐压型安全壳，由混凝土结构的一回路舱室组成，可有效阻止放射性气体向周围环境释放。

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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：2009-08-31


作者：张禄庆

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『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。1948年就发现，石墨只在足够潮湿的情况下才有良好的润滑性能，有氧气存在时润滑效果要差一些。而这一点恰恰被AVR的设计者们忽略了。所有的石墨球流动摩擦堆外试验都是在低摩擦状态下进行的，然后就想当然地推绎到氦气气氛下。殊不知在球床堆要求的氦气气氛下，石墨间的摩擦系数增大4倍，而磨损率则增大至10000倍。这导致在AVR中产生了大量的石墨粉尘。直到AVR投入运行若干年以后才观察到大量石墨粉尘的出现、燃料装卸料机的出料出现困难，以及燃料堆内滞留时间的计算值与观测值之间的显著差异。
燃料球流动的不可控性会改变堆内功率及温度的分布。靠近反射区周边的燃料球流动不可避免的迟缓将导致不可接受的高燃耗，同时增大裂变产物释放的可能。

3 推论
摩曼先生的文章见诸报端已有150天之久，并未看到PBR的坚决支持者们的批驳或澄清。看来人们似乎无法否认，反应堆一回路被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物严重污染是球床高温气冷堆的一种固有不安全性，而且是在整体参数也许还正常的运行工况下就可能出现的不安全。这些飘忽不定的局部热点无法被捕捉并加以控制。作为球床堆祖师爷的德国于利希研究中心在缄口20年后，仍然未能想出很好的解决办法。这次摩曼先生在眼看又要有人跌进陷阱时，毅然亮起红灯示警。笔者对摩曼先生的科学道德与良心表示敬佩。前车之鉴，后事之师。显然在对这种固有的安全问题制定出确实可操作的安全防范措施之前，任何新的工程尝试都难免重蹈覆辙，千万不可抱侥幸心理去冒险。驾驶员都知道及时刹车远胜于处理事故的道理。
笔者认为，TRISO包覆颗粒性能已臻完美，矛盾的主要方面不在于它。不解决球床堆燃料球的超高温问题，恐怕再包覆两层也无济于事。
降低高温气冷堆的出口温度也不可取，没有高温这个核心优势，发展这种堆型也就失去了意义。
因而柱状高温气冷堆可能是一种较好的解决途径。在柱状堆中，可以较好地掌控燃料的最高温度，避免金属裂变产物的超温释放。而且由于不存在石墨球的流动，不会产生石墨粉尘。举一个例子可以帮助理解。上世纪六、七十年代中国家庭用的煤球炉起初都是烧小煤球，经常出现有些煤球因为堆积太密，空气流通不好而烧不透。后来改用蜂窝煤，确保空气流通性，问题就解决了。当然这种堆型也有其自身的技术问题，但并不显示具有固有的不安全特征。
参考文献

1 PBR safety revisited，Rainer Moormann，JFZ，Germany
2 模块式高温气冷堆的技术特点和发展前景，董玉杰、李富、刘伟
3高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径，张作义、吴宗鑫、王大中 （清华大学核能与新能源技术研究院）[/quote]