10MW高温氣冷堆

歷史 在國家“863”計劃的支持下，自上世紀八十年代中期，中國開展了10MW高温氣冷實驗堆的研究、開發，於2000年12月建成臨界，2003年1月實現滿功率併網發電， 中國對高温氣冷堆技術的研發取得了突破性成果，基本掌握了核心技術和系統設計集成技術。這一科技成果在國內外引起廣泛的影響，使我國在高温氣冷堆技術上處於國際先進行列。2006年1月，國務院正式發佈的“國家中長期科學和技術發展規劃綱要(2006——2020年)”中，將“大型先進壓水堆和高温氣冷堆核電廠示範工程”列為國家重大專項。

高温氣冷堆特點 高温氣冷堆是國際核能界公認的一種具有良好安全特性的堆型。三里島核事故後世界核反應堆安全性改進的趨勢，其堆芯融化概率有了顯著的改進。目前世界上的核電廠堆芯融化概率均能達到“滿足要求的電廠”的水平，而且一些核電廠達到了“優異安全性電廠”的水平。美國電力研究所(EPRI)制定的《電力公司用户要求》文件提出的先進輕水堆的堆芯融化概率設計要求為10－5/堆.年。模塊式高温氣冷堆(MHTR)為革新型的堆型，其估計的堆芯熔化概率低於10－7/堆.年，遠小於先進輕水堆堆芯熔化概率的要求。

高温氣冷堆採用優異的包覆顆粒燃料是獲得其良好安全性的基礎。鈾燃料被分成為許多小的燃料顆粒，每個顆粒外包覆了一層低密度熱介碳，兩層高密度熱介碳和一層碳化硅。包覆顆粒直徑小於1mm，包覆顆粒燃料均勻彌散在石墨慢化材料的基體中，製造成直徑為6cm的球形燃料元件。包覆層將包覆顆粒中產生的裂變產物充分地阻留在包覆顆粒內，實驗表明，在1600℃的高温下加熱幾百小時，包覆顆粒燃料仍保持其完整性，裂變氣體的釋放率仍低於10。

高温氣冷堆具有如下的基本安全特性 反應性瞬變的固有安全特性。在整個温度範圍內，高温氣冷堆堆芯反應性温度係數(燃料和慢化劑温度係數之和)均為負，具有瞬發效應的燃料温度係數也為負。因此，在任何正反應性引入事故情況下，堆芯均能依靠其固有反應性反饋補償能力，實現自動停堆。

餘熱載出非能動安全特性。模塊式高温氣冷堆堆芯的熱工設計時考慮了在事故工況下堆芯的冷卻不需要專設的餘熱冷卻系統，堆芯的衰變熱可籍助於導熱、對流和輻射等非能動機制傳到反應堆壓力容器外的堆腔表面冷卻器，再通過自然循環，由空氣冷卻器將堆芯餘熱散發到大氣(最終熱阱)中。當發生一回路冷卻劑流失的失壓事故時，堆芯的餘熱已不可能由主傳熱系統排出，只能依靠上述的非能動餘熱載出系統將堆芯衰變熱載出，這樣必然使堆芯中心區域的燃料元件温度升高。為了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃的温度限值內，模塊式高温氣冷堆堆芯功率密度和堆芯的直徑將受到限制。模塊式高温氣冷堆餘熱非能動載出功能的實現基本上排除了發生堆芯熔化事故的可能性，具有非能動的安全特性。

阻止放射性釋放的多重屏障。縱深防禦和多重屏障是所有核電廠的基本安全原則。作為模塊式高温氣冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有運行和事故工況下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃內。在此温度以下，熱解碳層和緻密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使氣態和金屬裂變產物幾乎完全被阻留在包覆燃料顆粒內。而且裂變材料被大量分散到許多小的燃料顆粒內，獨立形成屏障，具有很高的可靠性。一回路的壓力邊界是防止放射性物質釋放的第二道屏障。一回路的壓力邊界由以下幾個壓力容器所組成：反應堆壓力容器，蒸汽發生器壓力容器，以及連接這兩個壓力容器的熱氣導管壓力容器。這些壓力容器發生貫穿破裂的可能性可以排除。

由於在任何工況下不會發生燃料元件温度超過1600℃而使裂變產物大量釋放的事故，而且在正常運行工況下一回路冷卻劑的放射性水平很低，故在發生失壓事故時，即使一回路冷卻劑全部釋放到周圍環境中，對周圍環境造成的影響也是很小的。因此，在模塊式高温氣冷堆的設計中不設置安全殼，而採用“包容體”的設計概念。“包容體”不同於安全殼，無氣密性和承全壓的要求，無需噴淋降壓和可燃氣體控制等功能，系統大為簡化。

高温氣冷堆的“包容體”功能是由具有一定密封性能的一回路艙室來實現的。在10kPa壓差下的泄漏率小於10/天。在正常運行工況下，由排風系統保持一回路艙室的負壓，防止一回路艙室內放射性物質向反應堆建築內擴散，排風經過濾後由煙囱排出；當發生一回路冷卻劑失壓嚴重事故，一回路艙室中的壓力超過10kPa時，自動打開事故排風管道的爆破膜，放射性物質不經過濾直接由煙囱排向大氣。由於直接釋放放射性的後果並不嚴重，加之一回路艙室內壓力經短時間後立即下降到正常壓力，系統又恢復經過濾排出，這樣可以防止事故過程中大量放射性裂變物質直接向環境的釋放，避免了大量放射性釋放的風險性。