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來源：核科學與工程（作者：田嘉夫，華大學核能與新能源技術設計研究院，北京100084）

摘要：具有第四代安全經濟特性的核電應該是人們期待的先進的清潔低碳能源。高溫氣冷堆是當今研發的第四代核電堆型之一，但現有的設計還存在需要排除的嚴重的安全隱患。堆芯不熔化，不等于說不會有嚴重事故發生。需要吸取國外球床高溫堆和柱狀高溫堆兩種實驗堆型運行的經驗教訓、擴展安全觀念和應對安全低概率事件，確保反應堆不出現后果極其嚴重的放射性釋放事故。當熱電轉換系統采用與燃氣蒸汽聯合循環耦合應用的技術以后，會發揮高溫堆所長，更大地提升轉換效率，形成一種高安全低投資和高效率的雙燃料清潔能源，可用于大堆或小堆的應用環境，可滿足電力系統基本負荷和調鋒負荷的需要。在工程設計上采取一系列改進和創新措施，包括釆用規則床模塊化及地下反應堆設計以后，可在提高反應堆核心部位安全防衛能力的同時，防范低概率事件，成為一種新的安全經濟高效的先進能源。

關鍵詞：核能安全；低概率事件；規則床模塊堆；地下核電站；燃氣聯合循環

中圖分類號：TL3,TL4            文章標志碼：A           文章編號：

Advanced energy with safety, economy and high efficiency

TIAN Jia-fu
(Institute of nuclear and new energy technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China)

Abstract: The fourth generation of nuclear power is expected to generate advanced, clean and low carbon energy. The High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) is the new generation of nuclear power with new safety feature, but there are still potential safety issues that must be addressed in the existing HTGR design. In the event where reactor core meltdown prevented, other serious safety issues could cause serious radioactivity release accidents. It is imperative to rethink “safety conception” to address low probability events and learn from the experiences made in the earlier models of pebble bed reactor and prismatic reactor in the new type HTGR design. In addition, HTGR reactor could be coupled with conventional natural gas combined cycle and forms a nuclear-natural gas coupled cycle, it will provide an energy system with low investment and high cycle efficiency. Using nuclear heat and natural gas, this system can be used for base-load and peak power production. When the ordered bed modular HTGR is placed under ground, it can improve defense capabilities, prevents low probability events and becomes a new energy source that offers safety, economy and high efficiency.
Key words: nuclear safety；low probability event；ordered bed modular reactor; underground nuclear plant；natural gas combined cycle

0 前言
 
    國家能源局公布的《2014年能源工作指導意見》，要求安全高效發展核電。我國面對資源有限、環境污染嚴重、生態系統退化的嚴峻形勢，人均用電量偏低，電力裝機容量還處于大幅增長階段，需要加大力度開發更高水平的安全核電。

    更高水平的安全核電是當今探索的目標，并沒有成熟樣板可循。我國在2006年，將高溫氣冷堆列為國家中長期科學和技術發展規劃綱要的重大專項。準備通過20萬千瓦模塊式高溫氣冷堆示范電站的建造，對核心技術突破，實現開發具有重大戰略意義的先進能源。可是今天看來，啟動國家自主研發先進核電技術十分必要，列為專項表明我國需要在國際上尚不成熟的條件下，實現跨越發展。但在當時條件下制定的高溫氣冷堆的實施方案，卻不像當初想象的那樣可以安全地用于商業發電。在國內10兆瓦實驗堆運行的基礎上，設計和建造的20萬千瓦（實際上后來改成2座10萬千瓦堆同時建造）球床高溫氣冷堆，主要是參照80年代德國運行的球床實驗堆，不僅問題很多，還存在需要排除的重大安全隱患。

    主要問題出現在原型堆設計上，需要在新的設計安全準則基礎上，對原有技術進行必要的改進和提高，才能承諾不會發生放射性物質對環境的嚴重污染，達到創新的第四代機型的良好安全性和經濟性。

1  新情況和新問題

    在這些年中，主要揭露出的問題是來自國際研究環境，使高溫氣冷堆原有技術受到兩次重大沖擊。一次是原來作為設計基礎的德國球床實驗堆，以前實驗運行中存在的重大安全隱患，在2008年前后被揭露出來[1,2]。另一次是2011年日本發生的福島核事故，事故后人們改變了對低概率事件的看法，提出了新的應對后果嚴重事件的防范要求。新情況和新問題是挑戰也是機遇，我們必需直面現實問題，無論列為專項的計劃進展到何種程度，都必須有自己獨到的針對新問題的解決方案，才能獲得核心技術突破，完成國家期望的安全核電示范應用的重大任務。

1.1  第一次重大沖擊

    高溫氣冷堆技術受到的第一次重大沖擊，是2008年揭露出來的早年德國AVR實驗堆存在的問題[3]。發現的問題包括：堆芯曾出現嚴重放射性污染，堆內有異常高溫區域，吸附有裂變產物的石墨粉塵累積達50～60kg之多。如果當時該堆發生氦氣泄漏事故，很可能造成環境放射性污染，甚至發生高溫石墨粉遇到空氣爆燃或火災等事故。大量含放射性的石墨粉使這座實驗堆退役遇到困難，后來只好向壓力殼內灌入水泥，變成一個200多噸的混凝土塊，暫時存放在那里。現在設計的高溫氣冷堆，依據的是在氦氣發生泄漏時可直接排放到環境，但存在石墨粉以后，由于石墨粉吸附放射性，就改變了原有對環境影響的結論。燃料球隨機堆積的堆芯，對燃料、溫度和功率分布以及冷卻劑分配，自始至終都沒有任何手段可以測量，對堆內狀態無法了解是出現問題的另一個原因。我國和南非都是在德國這座球床實驗堆技術基礎上，發展的商業化示范電站設計，問題揭露以后，直接導致了南非球床高溫氣冷堆工程項目（PBMR），在投入10億美元后完全停工[4]。我國不排除這些危險性和問題，就無法達到商業化應用的目的。

1.2  第二次重大沖擊

    高溫氣冷堆技術受到的第二次重大沖擊，是2011年日本福島核電站發生了嚴重核事故。世界所有核電站安全技術都經受了一次深刻檢驗，有些國家甚至因此放棄核電，保留核電的國家也都提高了安全防范水平。簡單地放棄和保留不符合我國政策，我國還要求加大力度開發核電，出路何在？

1.3  考驗安全觀念

    我們需要從對福島事故教訓的認識上提高，才能去尋找更合理的開發途徑。過去在反應堆設計中，更多地強調降低發生嚴重事故概率，概率很低了就認為可以忽視。可是在福島事故教訓面前，人們改變了態度，變成了即使低概率，如果后果嚴重也要準備應對措施。例如：新一代的壓水堆、沸水堆，雖然堆芯熔化概率一再降低，但還是增加一些應對措施。如增設氫氣監測和氫氧復合裝置、提高能動和非能動應急補水能力、增加可移動電源等防范措施。我國核安全局在福島事故后，對核電廠提出了“通用技術要求”，作為安全性改進的指導文件。雖然改進的主要內容都是針對壓水堆制定的，但高溫氣冷堆同樣需要吸取教訓，核心問題是必需對高溫氣冷堆后果嚴重的低概率事件有所準備。

2  低概率事件

2.1  概率低但后果極其嚴重

    模塊式高溫氣冷堆覆蓋粒子燃料、溫升停堆和靠輻射傳導的余熱冷卻能力，與其它堆型相比，的確具有防范堆芯熔化的高水平的安全性能。但堆芯和石墨體即使在停堆狀態，也是一個有內熱源的巨大可燃物體，幾個月或更長時間溫度都不會降下來，需要在極高的（有時高溫區會超過1000℃）溫度下，可靠地封閉在惰性氣體中。堆芯不熔化，不等于說不可能有大量放射性釋放。過去設計基準事故只考慮氦氣系統出現一個小破口，氦氣泄漏僅僅造成系統失壓，或進入的空氣數量很少，堆本體仍處于惰性氣氛中。但如果破口不止一處或破口尺寸較大，氦氣會全部溢出，空氣進入，高溫石墨立刻燃燒，燃燒界面會越來越大，造成巨大破壞。堆芯石墨和燃料粒子覆蓋層燃燒后，裂變產物會隨著煙火釋放出來。其放射性釋放量有可能超過切爾諾貝利核電站事故石墨燃燒時的放射性排放量，遠遠超過福島的危害程度，因為福島的放射性釋放量僅為切爾諾貝利的十分之一。后果極其嚴重，是任何國家都無法承受的，雖然發生概率低，但在福島事故后，應該考慮預防措施和應對手段。這些措施寧可備而不用，但不可不設防。

2.2  新型堆必需擴展安全觀念以適應新情況新要求

    在上世紀80年代，德國兩座球床高溫氣冷堆和美國一座柱狀燃料高溫氣冷堆都在運行中，但在1986年切爾諾貝利核電站發生事故后，于1988和1989年相繼關閉。在至今的26年間除中國的10 MW和日本的30 MW小型高溫實驗堆外，世界上再沒有大型石墨高溫堆投入建設和運行。

    今天我國在世界上率先開發和建造大型石墨高溫氣冷堆，考慮到自然災害頻繁，恐怖襲擊等人為損壞因素倍增的情況下，對石墨高溫體燃燒的預防措施，別的國家沒有深入研究，但我國必需首先開展這方面研究，研究福島后高溫堆應該備用的應對措施。按照“中國核安全觀”和習主席提出的“發展和安全并重，以確保安全為前提發展核能事業”的精神，我國應該轉變安全觀念，把先進核能科學技術的研發工作建立在無重大事故隱患的基礎上，做出應對最壞情況的準備。初步研究顯示，如果采取適當的工程措施，能夠避免高溫氣冷堆出現上述后果嚴重的低概率事件，我們就可能開發出世界上獨一無二的最終安全穩定性遠好于壓水堆的堆型，這會對國家的經濟發展做出重大貢獻。

2.3  設計原則改

    為實現這樣的目標，需要集中我國各有關方面的技術力量，率先對高溫氣冷堆開展如下五方面的設計原則改進，將安全性和經濟性提升到真正第四代核電水平：

    （1）考慮應對后果嚴重的低概率事件，堆芯和石墨本體在必要時能夠允許進入被水淹沒的水冷最終穩定狀態；

    （2）反應堆艙室作為第二道密封系統，氦氣泄漏時向外排放，但在大量氦氣排放后，還能非能動地保持密封狀態；

    （3）考慮抵御外界強飛射物影響，反應堆本體和氦氣系統具備大型商用飛機沖擊力度的防護能力；

    （4）排除球形元件隨機堆積和在線換料造成的嚴重問題；

    （5）采用新的能量轉換方式，與技術成熟的燃氣蒸汽聯合循環耦合，開發安全經濟高效的清潔能源電站。

    為實現上述設計原則改進，需要在工程設計上開展多方面改進和創新。

3  應對后果嚴重事件的設計改進

3.1  防范不測事件

    一座商用模塊式高溫氣冷堆壓力殼內，包括燃料球在內的石墨材料總量都在300噸以上，萬一氦氣密封系統遭到破壞，惰性氣體溢出，空氣進入，所有封堵空氣進入措施失效的危機情況下，可以采取“終極”策略。不怕犧牲堆芯和石墨材料，有措施可直接向破口或裸露的堆芯石墨體噴水，用大量水的汽化來隔絕空氣，防止燃燒。在持續排放蒸汽的同時，石墨體降溫，隨后堆芯和石墨體被水淹沒，再由水蒸發保持余熱冷卻，以后根據需要適時補充水量（或增加冷卻設備），維持長期安全冷卻狀態

    這是在危機狀態下，也只有在萬分危機的極端情況下，才采取的終極策略。這也是任何反應堆設計者和建設者都不愿意看到的局面，但卻是在系統受到破壞，可能發生火災和嚴重放射性外泄事故時的明智選擇。設想，如果日本福島反應堆在發生事故時，能夠向系統內注水，哪怕能注入海水，也不會發生堆芯熔化和氫氣爆炸事故。可是人們在當初設計時，不愿意留有余地，不愿意有這種犧牲自我的準備，結果釀成大禍。這種安全觀念也與火箭發射衛星類似，當發射出現事故時，可以啟動自毀裝置，以避免更為嚴重的后果。反應堆無法自毀，但可以盡可能回歸到與自然界相容的穩定狀態。有這種準備，在特殊的自然的或人為的惡劣環境出現時，可確保反應堆不出現后果極其嚴重的放射性釋放事故。

3.2  滯留裂變產物

    在采取了上述“終極”措施以后，堆芯燃料球表面和石墨材料受損，同時向大氣中排放了含有少量放射性的大約幾十噸蒸汽。石墨是一種陶瓷體，在劇烈降溫過程中，不會發生大的破損和變形（國外曾有高溫石墨球投入水中的實驗，燒紅的石墨球投入水中，幾乎沒有大的變化）。燃料球石墨層受損，覆蓋粒子不會被破壞，因此能夠保持絕大部分裂變產物滯留其中，使重大放射性污染事故得以避免。這是由覆蓋粒子燃料特性決定的，因為堆芯全部裂變產物被分散到幾十億個覆蓋粒子球殼中，由熱解碳和碳化硅構成的直徑小于1 mm的球殼，有很高的強度，有散熱能力，在上述“終極”過渡過程和其后的水冷過程中它不會損壞，具有滯留裂變產物的高度可靠性和安全性。而壓水堆和沸水堆則不同，它們的燃料元件鋯包殼十分單薄、易熔化和易破損，還會產生氫。直徑和高度達幾十米的大安全殼沒有充分散熱功能，包容能力有限，裂變產物向環境泄漏的概率要大得多。而包含覆蓋粒子的球形燃料元件只要浸沒在水中，具有比壓水堆高得多的最終安全特性，我國已經投產的這種核燃料元件為我國開發高安全水平核電準備了基礎條件。

3.3  開展終極措施研究

    為研究和證實上述的終極措施與自然界相容的安全性能，我國需要在世界上率先開展終極措施相關實驗研究。利用模擬的覆蓋粒子（不含核材料）和石墨材料，加熱至高溫下進行預防燃燒的水冷實驗，確認實施終極措施的必要條件，檢驗覆蓋粒子和石墨材料的受損情況。同時還需要評價終極手段的可靠性和終極過程蒸汽釋放對環境的影響。這種實驗就如同1993年法國進行的世界首次核反應堆燃料元件熔化試驗[5]，以及其后俄羅斯的堆芯熔化實驗一樣[6]，他們的目的是再現堆芯熔化物行為，驗證阻止嚴重事故擴大的措施，準確地了解放射性事故的全過程。高溫氣冷堆終極措施需要的實驗僅僅是大量高溫石墨材料預防燃燒的水冷實驗，一種類似消防手段，不涉及放射性問題，因此實驗簡單得多，也不需要在核實驗室進行。

4  具有終極穩定特性的工程設計

4.1  增強到能抵御大型商用飛機沖擊力度的防衛水平

    對一般核電站防飛射物的設計，有些國家已經提出了能承受大型商用飛機撞擊的設防要求。我國核安全局提出，對于存在大型商用飛機撞擊風險的核電廠，應在設計中考慮大型商用飛機撞擊的效應。高溫氣冷堆保證惰性氣氛至關重要，加強防范沖擊能力，具有特殊的生存重要性。因此安置反應堆本體于地下豎井內，應該是必要的和可能的，其目的之一是滿足實體防護要求。豎井之上覆蓋高強度保護頂蓋，頂蓋可以移動，在安裝和檢修期間可以移開，頂蓋和地下豎井共同構成堅固防護體，成為一種名副其實的地下核電站，其示意圖見圖1。這樣不僅增強了預防外界事件損壞的防衛能力，而且在必要時可進入水淹沒的最終穩定狀態。高溫氣冷堆的這種改進也為它更廣泛的應用，包括出口到對防飛射物要求更嚴格的一些國家準備了條件。

4.2  工程設計上需要采取的措施

    （1）通過反應堆的測量系統，證實反應堆處于深度次臨界狀態，即常溫下有足夠的停堆余量，否則在向反應堆本體注水前，需要啟動附加停堆措施；

    （2）反應堆本體放置地面以下的另一個目的，是即使地面以上建筑物損壞，仍具有從地面高度向地下注水的可能，注入的水不易流失；

    （3）向大氣非能動散發余熱的散熱器，安裝在豎井壁面內側；

    （4）地面以上建有大容量貯水池，水量大于2000噸，作為終極狀態的備用水源；

    （5）貯水池兼做氦氣泄漏排放過濾水池，排放后還可非能動地形成反應堆艙室的密封系統，以降低發生終極事故概率；

    （6）在萬分危機的情況下，采取終極策略，反應堆本體逐漸降溫，最終處于水淹沒狀態，余熱能夠靠水蒸發或裝設冷卻設備維持長期冷卻。

4.3  工程設施如何應對各種事故

    上述工程設施如何應對可能出現的各種事故，按事故的不同嚴重程度，參照圖1分析說明如下：

    4.3.1  當失去所有電源時，反應堆停堆并失去冷卻循環動力，堆芯①升溫后，依靠傳導和輻射通過壓力殼側壁使安裝在豎井壁面的空腔冷卻系統③升溫，空氣通過煙囪⑦產生對流循環，以此維持余熱冷卻；

    4.3.2  反應堆艙室⑤在運行中保持負壓，當氦氣壓力邊界破損，系統發生泄漏時，艙室壓力迅速升高，氣體會通過貯水池⑥和煙囪⑦向外界排放，池水的過濾減少了對環境的放射性影響；貯水池內的氣體出口，大約在水深8米處，因此艙室⑤壓力降至180kPa時自動封閉，并維持惰性氣氛的密封狀態；

    4.3.3  當氦氣系統發生泄漏，同時艙室系統⑤出現較小破損，氦氣泄漏后空氣可能進入時，應該開啟閥門及注水系統④，以艙室空腔中產生的蒸汽阻斷空氣。大部分蒸汽仍可能進入水池⑥冷凝，少量排放到環境，艙室以正壓狀態維持反應堆本體不與空氣接觸，并設法恢復艙室密封性；

    4.3.4  當氦氣壓力邊界和艙室系統均破壞嚴重時，采取終極措施后，會有幾十噸蒸汽排放到環境。如果此時地面以上建筑物損壞，貯水池⑥的水可能流失，這時需要其它水源來保證系統的最終安全。

    上述措施在工程上容易實現，能夠在提高反應堆核心部位安全防衛能力的同時，將反應堆安全性提升到避免出現危害嚴重的低概率事件的水平。

    5  排除已經揭露出的球形元件隨機堆積和在線換料造成的嚴重問題

    5.1  球形燃料堆的問題

    德國AVR實驗堆是世界上第一次建造球形燃料堆，雖然在建造前做了大量的球形元件堆積和流動實驗，但都是在常溫和空氣條件下進行的。出現問題的原因之一是因為在高溫氦氣環境中，石墨間摩擦系數增大幾倍[7]，球的流動規律和摩損特性與從前實驗有很大差別。有些區域球的流動過慢，特別是某些平的壁面或邊角處容易出現結晶化堆積，造成滯留、燃耗超限和產生不應有的放射性釋放。原來設想建造球床堆的目的之一是希望實現在線換料，但運行中全堆每個燃料球都時刻不停的旋轉和移動，產生了大量石墨粉。石墨粉吸附放射性，改變了放射性的遷移規律，當氦氣發生泄漏時，還會引發放射性泄漏和高溫石墨粉爆燃的可能。雖然在線換料在運行中添加燃料可以補償燃耗反應性和減少換料的停堆時間，但卻有更多的不利因素。如燃料球在堆芯內從上向下移動造成軸向功率分布嚴重不均。為減少軸向不均，現在的模塊化設計，都在燃料球移動速度上加快了幾倍到十幾倍，不僅會產生德國AVR實驗堆是世界上第一次建造球形燃料堆，雖然在建造前做了大量的球形元件堆積和流動實驗，但都是在常溫和空氣條件下進行的。出現問題的原因之一是因為在高溫氦氣環境中，石墨間摩擦系數增大幾倍[7]，球的流動規律和摩損特性與從前實驗有很大差別。有些區域球的流動過慢，特別是某些平的壁面或邊角處容易出現結晶化堆積，造成滯留、燃耗超限和產生不應有的放射性釋放。原來設想建造球床堆的目的之一是希望實現在線換料，但運行中全堆每個燃料球都時刻不停的旋轉和移動，產生了大量石墨粉。石墨粉吸附放射性，改變了放射性的遷移規律，當氦氣發生泄漏時，還會引發放射性泄漏和高溫石墨粉爆燃的可能。雖然在線換料在運行中添加燃料可以補償燃耗反應性和減少換料的停堆時間，但卻有更多的不利因素。如燃料球在堆芯內從上向下移動造成軸向功率分布嚴重不均。為減少軸向不均，現在的模塊化設計，都在燃料球移動速度上加快了幾倍到十幾倍，不僅會產生更多石墨粉，不均勻系數仍然很高，這是球床堆模塊化功率低于柱狀元件高溫堆的主要原因。堆內的中子注量率分布和功率分布在球床堆中無法實驗測量。燃料球多次通過堆芯循環后，僅憑常溫下測量的球移動曲線加上中子物理計算得到的分布預測值，會越來越不準確，形成一個“黑匣子”堆芯，大大降低了物理性能，只能一次又一次的降低功率運行。在線換料的堆芯結構復雜，裝卸料機需要連續可靠地運轉，運行中高溫高壓下的維護和檢修也很麻煩。從實用發電的要求來看，不應該采用在線換料[8]。

    5.2  柱狀燃料堆的問題

    上世紀60和70年代美國建造的兩座柱狀元件高溫氣冷堆，Peach Bottom（電功率40 MW）及Fort St. Vrain（電功率330 MW）, 多年運行中就沒有出現上述這些問題[9]。事實說明只要不采用燃料球不停滾動的在線換料，像柱狀元件高溫堆或除重水堆外的各類反應堆那樣定期換料，球床堆的上述問題就可以解決。而柱狀元件高溫氣冷堆，由于燃料塊體積大，加工制造和輻照考驗困難，燃料裝卸系統和機構復雜，燃料塊輻照后變形、出現間隙和振動是它難以解決的問題。但它的模塊化設計的單堆功率、輸出溫度和熱電轉換效率都高于球形燃料堆。

    5.3  規則床模塊式高溫氣冷堆

    柱狀燃料堆的問題，在球形燃料堆上不存在。利用兩種堆的優點，就發展出一種新型高溫氣冷堆，這就是獲得我國發明專利權的規則床模塊式高溫氣冷堆[10]。規則床高溫氣冷堆采用球形燃料元件，在堆芯內形成正四棱錐規則堆積。

    圖2是正四棱錐規則堆積原理圖。只要在堆芯的底面上，加工很多正方形排列的半球形凹陷，堆芯側面圍成八角形，由頂部落入的燃料球就會成正方形排列。每4個球的中心又形成新的凹陷，它又成為次一層球的位置，以此層層累積就自動形成了正四棱錐規則堆積。燃料球在堆芯形成“結晶式”的固定結構，能夠在高溫和強輻照條件下適應形變和維持穩定的特性。外形同柱狀堆一樣有一個規則的外形。運行中燃料球沒有移動，就排除了上述球床堆存在的所有問題。燃料球從頂部裝入，也從頂部卸出，實施定期換料。球形元件堆停堆換料操作和所需的換料機械比柱狀燃料堆簡單得多[11,12]。

5.4  規則床模塊堆的優點

    規則床模塊式高溫氣冷堆是對現有的球形燃料堆和柱狀燃料堆模塊化設計的重要改進和創新，是在現有成熟技術基礎上的最先進的設計，它具有如下一些方面的優點：

    （1）在模塊化高溫堆設計中，除特有的防止堆芯熔化的固有安全性外，還具有先進的設計性能和參數，如單堆功率、輸出溫度和熱電轉換效率都超越球形燃料堆，而接近和高于柱狀燃料堆設計；

    （2）排除了球形燃料堆在實驗運行期間發現的許多問題，如石墨粉產生、軸向功率畸變、石墨塊更換頻繁、堆內功率分布特性無法探測造成黑匣子堆芯等；

    （3）堆體結構和運行方式簡化，堆芯形狀規則，沒有上下錐形堆積，沒有上空腔和下卸料管，上下和四周有完整的反射層或增值層，有利于提高反應堆物理和熱工性能，有利于提高燃料增殖轉化能力；在高溫高壓運行條件下，不需要連續運轉裝卸料系統，大大減少運行和維護的復雜性；

    （4）燃料裝卸運輸和貯存系統與壓水堆相比有重大改變，燃料球可以在管道內自由輸送，容易設置防護和進行強放射性操作。當堆芯換料時，只需要打開壓力殼上的一些開孔，不需開啟壓力殼封頭，不需深水防護，不需要龐大的操作空間和換料廠房。燃料元件轉移和運輸也不需要在水下操作，是一種較簡單的干法運輸和貯存，因此它會給反應堆的設計和更廣泛的應用帶來新變化。

    （5）創建新的燃料元件循環利用系統，覆蓋粒子燃料具有深燃耗特點，現在確認的深度是80000～120000 MWd/tU。球形燃料便于裝卸、運輸和循環利用，每個燃料球都可進行燃耗測量，能夠平均地達到深燃耗。在功率較小的反應堆用過的燃料球，也可以在較大功率堆上繼續利用，這能顯著改善小堆燃料成本較高的問題，對提高小堆經濟性有重要意義[13]。

5.5  規則床模塊堆設計參數

    一種典型的規則床模塊式高溫氣冷堆設計，如圖3所示。堆芯直徑3 m，堆芯高8 m，可采用高溫氣冷堆較小直徑壓力殼，由于在軸向和徑向展平功率，在現有設計的安全限值下，熱功率就可以達到400 MW。如將堆芯直徑稍加放大，規則堆積床的中心部位可放置石墨球，在保持燃料球比功率不變的情況下,就可以擴大反應堆功率，能夠將熱功率提升到600 MW，參見表1中的設計參數（取自參考文獻[18]）。

小吸收球出口；2- 下石墨反射層；3- 下石墨球反射層；4- 反應堆堆芯；5- 中心石墨球；6- 上石墨球反射層；7- 上石墨反射層；8- 小吸收球貯罐；9- 控制棒驅動機構；10- 換料穿管；11- 壓力殼；12- 控制棒；13- 外石墨球反射層；14- 外石墨反射層；

由圖3可見，堆芯燃料球的上下和側面可以規則堆積石墨球，形成石墨球反射層，能夠降低相鄰石墨塊的快中子輻照劑量，減少和避免石墨塊更換問題。這些規則堆積的外圍區域還可以安置釷覆蓋粒子增殖球，產生U-233后,在下一次換裝堆芯中作為燃料直接應用，能夠以最簡單方式有效地實現釷的利用。關于燃料球如何堆積成規則床，可以觀看一個由塑料球演示的規則堆積視頻（大約13 MB，可由郵件發送）。

6  采用嶄新的能量轉換方式，打造既是小堆又是大堆效率極高的清潔能源電站

    高溫氣冷堆的熱電轉換以前有兩種方式，一種是將冷卻堆芯的氦氣，直接進入氦氣輪機發電。這種直接氦氣布雷頓循環，柱狀堆設計轉換效率可以達到47％[14]，球床堆可以達到42％[15]。氦氣輪機發電技術先進但不成熟，尚處于小規模示范研究階段。另一種是高溫氦氣經過熱交換，與高參數蒸汽輪機配合，球床堆也能達到42％的熱電轉換效率。由于蒸汽回路壓力高達13MPa,而氦回路壓力為7MPa，需要考慮熱交換過程中水蒸汽漏入氦回路，導致堆芯進水的可能，并需要采取一些應對措施。

    現在我們提出的能量轉換方式是高溫氣冷堆與燃氣蒸汽聯合循環機組耦合，釆用成熟技術而且具有一系列優異性能。天然氣燃氣蒸汽聯合循環是國際上商用成熟技術，已經具有較大規模的使用經驗。這兩項技術的結合，在工程上是可以實現的。核能與聯合循環耦合的工藝流程如圖4所示，空氣被壓縮以后首先由核能加熱，即通過氦氣與壓縮空氣熱交換，被加熱至800℃（以后可能提高至950℃）后，再進入天然氣燃燒室及燃氣蒸汽聯合循環系統。高溫氣冷堆與聯合循環之間由氣氣換熱器連接，該換熱器選用微流道板式換熱器。聯合循環的流量和壓比等設計參數需要考慮與核能聯合的新特點，其中壓縮機有中間冷卻器，獲得壓比高和溫度低的參數，將更有利于發電的總體經濟性[16-18]。

    可以在初步預測的參數下，分析新聯合系統的技術性能和應用特點。假如空氣壓縮后，溫度為220℃，氦氣回路在換熱器的進出口溫度為850和250℃，高溫氣冷堆的熱功率為400 MW，壓縮空氣被加熱到800℃。同時假定加入天然氣的燃燒功率也是400 MW，燃氣輪機初溫可以達到1380℃，燃氣蒸汽聯合循環的熱電效率能夠達到60％。聯合系統的結構示意圖見圖5，這種核能燃氣蒸汽聯合循環可以有四種應用和運行方式：

6.1  核能基本負荷運行

    核能燃氣蒸汽聯合循環的基礎是高溫氣冷堆配合空氣布雷頓循環，不加入天然氣只消耗核燃料時，是一個典型的小堆設計，適合供應基本負荷。燃氣輪機的初溫為800℃（或以后可能提高到950℃），配備專用的低參數燃氣蒸汽聯合循環機組，以熱電效率40％發電。當熱功率為400 MW或600 MW時，滿足電網160 MW或240 MW的需要。當電功率為240 MW時，這樣的4座堆也可以組合成大型核電站，滿足電網對大型電站的需要。

    與壓水堆相比，它的特點是具有固有安全性，在斷電事故時，即使控制棒不動作，也能停堆和排出余熱，不會出現堆芯熔化事故。反應堆核心部位安置在地下，具有高度防衛能力，可以避免出現危害嚴重的低概率事件。它的包覆顆粒燃料中，U－235富集度較壓水堆高，但燃耗深度可能達到120000 MWd/tU以上，具有較好的燃料利用率，因此是一種安全性、經濟性有競爭力的堆型。燃氣蒸汽聯合循環還有許多優點，特別是它需要的冷卻水量少，廠址選擇較容易，能夠在不靠近海洋和大河流的內陸地區建設。

6.2  雙燃料滿功率運行

    在具有燃氣供應條件時，以上述小堆系統為基礎，在燃燒室加入天然氣（或其它燃氣），以雙燃料供應基荷方式運行。假定反應堆和燃燒功率均是400 MW，燃氣輪機初溫可以達到1380℃，耦合循環機組將以60％效率產生電力。一套裝置的電功率就能達到480 MW。如果以兩座小堆聯合幾臺燃氣輪機和蒸汽輪機，則可成為960 MW的大型發電站。

    這種雙燃料運行的大型電站，與1000 MW的核電相比，大大提高了安全性，已經達到第4代地下核電的安全水平。具有近1000 MW發電能力，其中核電僅為320 MW（兩座小堆）。雙燃料電站的投資由1000 MW燃氣蒸汽聯合循環機組及320 MW核電（不包括其中常規島）投資組成，初步估計其總投資大約僅為大型核電站的50％，總投資的降低對發電成本影響較大。在燃料費中，按現在的假定條件是核燃料和天然氣各占一半，兩種燃料均以60％的效率發電，估計天然氣價格在2元/m3以下時，雙燃料發電成本不高于現在核電的上網成本。再考慮到在這種系統中，核電安全系統簡化、施工要求降低、建造工期縮短和選址容易等因素，與大型核電相比，具有突出的優越性。

    從天然氣利用的角度來看，也具有明顯的優點，天然氣用于核能聯合循環系統，雖然投資增加，但在發電成本中，燃料成本降低近50％，因為核燃料成本還不到天然氣成本的1/10。如上例所示，一個160 MW核能聯合循環發電機組，加入400 MW天然氣燃料后，電功率就升到480 MW，凈增加320 MW，這相當于天然氣以80％，而不是60％的效率獲得電力。總之，這種雙燃料系統是利用了高投資低燃料費的核能與低投資高燃料費和高效率的燃氣蒸汽聯合循環相結合，產生的新型發電系統具有明顯的經濟競爭力。

    當采用較大型600 MW熱功率高溫氣冷堆時，按這種組合方式，兩座堆配合燃氣蒸汽聯合循環系統，電功率可以達到1440 MW，將有更優越的性能。

6.3  雙燃料調峰運行

    由于系統內壓縮空氣被核熱源加熱到800℃或更高，已超過各種燃氣燃點，加入的燃氣可以是任何比例，能在極短時間內（大約幾百毫秒）將功率提升到所需要的水平，這種性能正是電網調峰所需要的。因此，核能燃氣蒸汽聯合循環以核能供應基本負荷，以可能獲得的燃氣供應尖峰負荷，成為既能帶基荷又能調峰的機組，大大降低了單純燃氣機組調鋒成本，電網對此有廣泛需求。

    特別是，將核能、燃氣配合風能，以組合形式建設。以核能和風能滿足基本電力需要，當風力不足時，由燃氣補充，這樣可以避免“棄風”，更有效地發揮風能或其它間歇式可再生能源效益，獲得清潔能源綜合性的良好的環境效益和經濟效益。

    雙燃料新型發電站適合國情，對于核電投資高、天然氣價格高的國家，這種組合可以充分發揮清潔能源的經濟優勢，有利于解決燃煤電站效率低、污染大的問題，轉變電力能源結構，支持國民經濟可持續發展。

6.4 全核能雙燃料運行

    氫是未來最有希望得到大規模利用的清潔能源，高溫氣冷堆具有高效核能制氫的優勢，能夠以很少產生溫室氣體的方式制取氫。在雙燃料發電系統中，氫替代天然氣或其它燃氣加入燃燒室，能夠成為一種全新的只依靠核能的高效電力能源。氫的燃點大約為570℃，在加入由核能加熱的系統后，可以在極短時間內提升功率，滿足電網調峰的需要。

    在夜間或用電少的時候，可由高溫氣冷堆或電力系統制取氫，在用電高峰時，以雙燃料運行方式加入氫，能夠獲得更高的效率和良好的經濟性。氫是可運輸可貯存的能源載體，不僅能用于大規模的電力系統，還能夠在許多其它應用領域替換不可持續的化石燃料，使能源體系向環境友好的方向轉變，雖然目前還有許多工作要做，但開發了高溫氣冷堆和雙燃料發電系統以后，就可能實現更清潔的雙燃料高效率運行方式。

7  安全經濟高效清潔能源電站的主要研究開發工作

    （1）首先需要利用無核材料的覆蓋粒子球形元件和石墨材料，在高溫條件下模擬水冷降溫過程、研究注水條件及材料受損情況，同時開展高溫氣冷堆終極措施相關設計研究；

    （2）反應堆本體安置地下豎井的結構設計，高強度可移動的保護頂蓋及其它輔助結構設計，以及池水對泄漏氦氣的過濾特性等相關設計研究；

    （3）利用實際尺寸的石墨球在模擬堆芯上進行規則床燃料裝卸和堆積實驗，同時開展專用裝卸設備、工具和儀器的研制，并進行規則床流動阻力等參數測量實驗研究；

    （4）研究有關燃料球屏蔽轉運和燃料球循環利用問題，為各種中小功率規模的發電或非電高溫堆應用準備條件；

    （5）開展與燃氣蒸汽聯合循環機組耦合的設計、配套設備和開發應用前景等研究工作；

    （6）開發研制氦氣與壓縮空氣換熱專用的微流道板式換熱器。
 
8  結論

    我國已經將高溫氣冷堆列為開發更高安全水平核電的重要方向，通過前期研究，已經具有燃料球、壓力殼、氦氣風機、控制棒傳動機構等燃料和設備的初步生產基礎條件和經驗，但還需要實現最重要的安全性和經濟性向商業應用的跨越發展。在完成上述專項研究開發以后，就可以直接設計和示范建造規則床模塊式高溫氣冷堆燃氣蒸汽聯合循環清潔能源電站，這會在世界上邁出具有戰略意義的新一代安全經濟高效清潔能源應用開發的重要一步。

參考文獻：

[1] Rainer Moormann. A safety re-evaluation of the AVR pebble bed reactor operation and its consequences for future HTR concepts [C],  Proc. HTR2008-58336, Washington D.C., USA, 28 Sept. – 1. Oct.2008.

[2] Rainer Moormann. PBR safety revisited [J]. Nuclear Engineering International. 1 April 2009.

[3] 張祿慶. 話說德國球床高溫氣冷堆的安全教訓[EB/OL]，中國核電信息網，2009-8-31. /uploads/ueditor/image.

[4] 王海丹. 南非PBMR項目被無限期推遲[J]. 國外核新聞. 2009年10期.

[5] J.Y. Blan, B. Clément, P von der Hardt. Fuel bundle examination techniques for the PHEBUS fission product test (C). IAEA-TECDOC-921. P177.

[6] Vladimir Asmolov, Alex Miller, Klaus Mollath and Harri Tuomisto. Core-melts at Kurchatov [J]. Nuclear Engineering International. 30 September 1999.

[7] P. W. Humrickhouse. HTGR Dust Safety Issues and Needs for Research and Development[R]. INL/EXT-11-21097. June 2011.

[8] 田嘉夫. 高溫氣冷堆技術開發需要改進和創新（上,下）[N].中國能源報，2010年8月2日,8月9日.

[9] International Atomic Energy Agency. Current Status and future development of modular high temperature gas cooled reactor technology [R]. IAEA-TECDOC-1198, 2001.

[10] 田嘉夫. 規則床模塊式高溫氣冷堆及其燃料球布置方法:中國, 200510092973.3 [P]: 2007-1-24.

[11] Tian J.  A new ordered bed modular reactor concept [J]. Annals of Nuclear Energy, 2007, 34/4: 297-306.

[12] 田嘉夫. 先進的規則床模塊式高溫氣冷堆概念[J]. 核科學與工程，2008, 28(2):147-157.

[13] Tian J. A Novel Concept of the Modular HTGR and Its New Application [C], Proc. HTR2008-58042, Washington D.C., USA, 28 Sept. – 1. Oct. 2008.

[14] Kodochigov N, Sukharev Yu, Marova E, Ponomarev-Stepnoy N, Glushkov E, Fomichenko P. Neutronic features of the GT-MHR reactor [J]. Nuclear Engineering and Design, 2003, 222: 161–171.

[15] Koster A, Matzner H.D, Nicholsi D.R. PBMR design for the future [J]. Nuclear Engineering and Design, 2003, 222: 231–245.

[16] 田嘉夫. 雙燃料清潔能源電站揚長避短[N]，中國能源報，2013年10月14日.

[17] 田嘉夫. 核能+燃氣：更安全經濟[N],中國能源報,2013年10月21日.

[18] Tian J.  A nuclear natural gas coupled cycle for power generation [J], Annals of Nuclear Energy, 2015, 77: 281-284.

作者簡介：田嘉夫(1937—)，男，遼寧，教授，主要從事先進核反應堆開發研究工作。