如何看待敦煌100兆瓦熔盐堆实现各工况运行

日前，中国60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案在清华大学发布，该项目建成后将成为国际首个商用高温气冷堆核电站。标志着中国高温气冷堆技术达到国际领先水平。那么，高温气冷堆有何神奇之处？又对我们的生活有怎样的改变呢？

核电技术的发展历程

目前的核电站都采用核裂变技术，将中子打入铀235的原子核，原子核会分裂成两个新原子核，同时释放能量，并发出2—3个中子和其它射线，而发射出去的中子又会引起新的核裂变，从而形成了链式反应。核电站就是利用核裂变原理将裂变时释放出的中子的过程减速后，达到安全可控的状态实现核能利用。

核电技术发展历经迭代演进，50—60年代建成的核电站所使用的技术都被归类为第一代核电反应堆，证明了核能发电技术上的可行性。他们不仅在可靠性上或多或少存在瑕疵，发电功率仅仅相当于同期火力发电机组的零头，基本不具备商业竞争力。

第二代核电反应堆证明了核能发电经济上的可行性，单一核电机组的发电能力大幅提升达到千兆瓦级，是第一代核电机组的上百倍。全球四百多台现役核电机组中，绝大多数仍然为第二代核电反应堆。第二代核电反应堆有着一系列专设安全设施和严格的操作规程，最初被认为理论上不会发生堆芯融毁这种严重事故，因此也未考虑针对严重事故的缓解措施。美国三里岛核电厂（压水堆）因为一系列的误操作引发堆芯融毁事故后，核电界开始从理论和实践的角度认识到，二代核电反应堆发生堆芯熔化事故和大量放射性物质释放的概率是相对偏高的。前苏联切尔诺贝利核电站（压力管式石墨慢化沸水堆）、日本福岛核电站（沸水堆）都采用第二代核反应堆，前者因设计缺陷和违规操作引发严重事故，后者因超设计基准的全厂断电引发严重事故。

在汲取了第二代反应堆运行经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出第三代反应堆。三代核电技术具有更好的安全性、经济性及模块化设计的特点。与二代核电反应堆在技术上最显著的差别在于，三代核电技术有着比较完善的严重事故缓解措施。各个国家的三代/三代半核电反应堆有着各自不同的技术路线，最典型的是法国阿海珐EPR的专设安全设施加法路线和美国西屋公司AP1000的非能动安全设施减法路线。AP1000/CAP1400通过非能动技术已经能够实现事故后72小时无人值守而不发生大规模放射性物质泄漏，足以应对三里岛那种因操作失误和福岛那种因全厂断电引起的严重事故。

2002年核能系统国际论坛（GIF）确立了6种有前途的第四代核电反应堆作为重点研发对象，包括3种快中子堆——钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR），以及3种热中子堆——超临界水冷堆、超高温气冷堆（VHTR）和熔盐堆（MSR）。2021年又公布了一份新的《第四代核能系统技术路线图》，对2002年路线图的相关内容进行了更新，并明确了未来10年内第四代核电反应堆研发工作的重点。

气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型，这种反应堆初期被用来生产军用钚，20世纪50年代中期以后发展成为商用核电站的堆型之一。气冷堆的发展大致可以分为四个阶段：即早期气冷堆（Magnox）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）和模块式高温气冷堆（MHTGR）。

高温气冷堆按燃料元件的形状可分为两种：球床型高温气冷堆、棱柱型高温气冷堆。棱柱型高温气冷堆采用棱柱形燃料元件，如美国圣?符伦堡核电厂、日本HTTR试验堆。棱柱燃料因为有固定形状，避免了球床燃料的内部状态（如高温热点）难以探测、难以预测、难以控制的问题，但棱柱燃料也有在高温下可能变形肿胀从而堵塞流道的问题。德国、南非和我国的高温气冷堆则为球床型，具有不停堆换料的独特优点。而技术路线的选择往往是综合考虑下的反复权衡，两种技术路线各有利弊。

中国高温气冷堆到底如何

严格讲，核能系统国际论坛定义的六种四代堆之一的是超高温气冷堆（VHTR），出口温度要达到1000摄氏度。而中国高温气冷堆的出口温度为750—900摄氏度（二代改进型气冷堆出口温度650摄氏度）。按照这个标准，清华的高温气冷堆（HTR）是不算四代核电反应堆的。想必也是因此，清华和华能对外的宣传是“世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组”——并没有直说这就是四代堆，意思是安全性达到了VHTR的标准，从而避开了出口温度的问题。

（60万千瓦高温气冷堆核电站厂房立体剖面图）

本次中国的60万千瓦高温气冷堆采用6个反应堆模块连接1台蒸汽机轮机的设计方案，每个反应堆模块热功率为250兆瓦，机组的热功率将达到1500兆瓦，电功率可达655兆瓦，发电效率43.7%（也有资料称是40%）。43.7%的发电效率是什么概念呢？

中国引进的美国AP1000发电效率32.7%(也有资料称是36.8%)；中国实验快堆发电效率38.2%。从中可见，虽然60万千瓦高温气冷堆热功率和电功率数据并非首屈一指，但考虑到提高效率的难度非常大，43.7%的效率已经很高了。

而且高温气冷堆还有进一步提高发电效率的潜力。根据二回路能量转换装置的匹配方式不同，高温气冷堆可以分为三种回路系统：蒸汽循环系统、气体间接循环系统和氦气直接循环系统。目前的60万千瓦高温气冷堆方案采用的只是其中热效率最低的蒸汽循环系统，后两种循环系统还能进一步提升机组热效率。尤其是氦气直接循环系统将堆芯出口的高温一次氦气直接送入氦气透平发电机组做功发电，是最理想的一种循环方式，能充分发挥高温堆的高温潜力，提高发电效率。不过，要实现还有很多技术难题未解决。

除了在发电效率上性能卓越，中国高温气冷堆还具有非常好的固有安全性，共有四道放射性实体屏障：包覆燃料颗粒、石墨燃料元件、一回路压力边界和反应堆建筑物包容体。其核岛厂房不同于压水堆的安全壳，无密封和承压要求。

高温气冷堆的燃料元件采用包覆燃料颗粒构成的全陶瓷型球形燃料元件，在1620摄氏度以下基本可以包容所有裂变产物，完全包容气体裂变产物，同时还有比较完善的衰变热非能动载出系统。由于不会产生燃料大范围损坏、堆芯熔化的严重事故情况，所以HTR不专门设置三代轻水堆都有的严重事故管理规程，甚至可以取消厂外应急措施。

除了上述优点，由于高温气冷堆的蒸汽参数与燃煤电厂一致，高温气冷堆核电站的常规岛可以很好地利用我国现有成熟的火电技术和建造能力，具有较好的经济性，并对改变中国以火力发电为主的现状有积极作用。不久前，雾霾再度席卷神州大好河山，如果能以核电替代火电，那么将对降低大气污染，减少雾霾起到一定促进作用。此外，高温气冷堆还能为核能制氢、冶金、化工等领域提供大量的高温工艺热。

存在的不足

不过，高温气冷堆也并非什么都好。从安全性上讲，由于轻水堆经过几十年来的使用，积累了上万堆年的机组运行经验，而高温气冷堆才刚刚开始商用，除固有安全性外，实际运行过程中的可靠性和安全性还需要长期验证。核电是个为了安全极端保守的行业，不确定性就是最大的缺点。

从经济性上讲，由于高温气冷堆堆芯功率密度低，单堆占地面积大，而提升功率与堆芯功率密度低与固有安全性存在矛盾。且高温气冷堆的燃料制造、回收和各种设备的制造与传统核电产业没有传承要新建一套体系，因此与传统核电机组比经济性优势并不明显。一旦出现燃料小球卡住或内部局部热点等必须降功率甚至停堆的事件，经济性更会大打折扣。从长远看，因陶瓷燃料球不如压水堆燃料棒好处理而导致高温气冷堆如何除役也是个比较棘手的问题。

因此，在现阶段，高温气冷堆还是不宜与沸水堆、压水堆等成熟核电堆型开展直接的商业竞争的。高温气冷堆和超高温气冷堆目前最好的发展方向之一是与核电反应堆实现差异化竞争，进军需要高温工艺热源的工业领域。

在军用动力方面，由于压水堆在结构上非常紧凑，最初就是作为军用动力而开发，然后才转为民用发电的（美国第一座核电厂Shippingport的堆芯就来自一个取消建造计划的核动力航母，因此采用的是U-235达93%的高富集度燃料）。而这也是中国有了自己的高温气冷堆后，依旧要持续发展压水堆的重要原因之一。因此，高温气冷堆在很长一段时间无法与压水堆在军用动力领域竞争。不过，如果更换了石墨慢化剂并实现氦气直接循环，那在未来还是有希望上艇上舰的，相关工作就不便透露了。

总而言之，如果高温气冷堆能在将来的使用和验证中，将理论上的安全性转变为实践中的安全性，在经济上就能和传统成熟堆型竞争，毕竟省去厂外应急是一大笔钱。而在核电领域，安全性和经济性往往是矛盾的，高温气冷堆能够很好的平衡两者，这就弥足珍贵了。

并非一日之功

目前，美国、俄罗斯、日本、法国等国家都在发展高温气冷堆：

美国通用公司与俄罗斯原子能部、法国的法玛通公司、日本富士电子公司合作，MHTGR氦透平直接循环研究；日本小型化高温工程试验研究堆HTTR，高温制氢技术；俄罗斯除了与美国共同开发利用高温气冷堆烧毁军用钚（Pu）的研究外，还有自己的GH-MHR项目；南非也着手研发高温气冷堆PBMR项目。

必须指出的是，中国高温气冷堆技术突破也并非一日之功，而是数十年的技术积累和对国外技术的消化吸收。在国家863计划中，清华大学在中核集团的支持下设计建造了10兆瓦实验堆，2003年1月7日实现并网发电。2021年12月9日，由中核工业建承的山东石岛湾高温气冷堆示范工程开工建设，而本次发布的60万千瓦设计方案，是在山东荣成的示范工程基础上设计的。

（山东石岛湾高温气冷堆示范工程建成后假想图）

更关键的是，通过几十年如一日的努力，中国完全掌握了高温气冷堆的关键技术：反应堆压力容器、蒸汽发生器等主设备已完全国产化，在陶瓷包覆颗粒球形燃料元件和电磁轴承主氦风机等方面更是实现全球首创。2021年8月，中国成功研制高温气冷堆核电站示范工程的核心装备之一主氦风机试验样机——主氦风机将氦气加压后作为冷却剂，将反应堆堆芯产生的热量带走，使承压壳不承受高温，这就有效提升了安全性。这台主氦风机问世时在当时国际上还没有容量相当、结构相似的产品。2021年9月，拥有完全自主知识产权的高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线已完成安装，可每年可提供约30万个球形燃料元件。

正是因为卓越的性能和固有安全性，以及在关键技术上基本实现国产化，中国60万千瓦高温气冷堆核电站技术不仅有助改善中国以火力发电为主的现状，还可成为中国核电走出去战略的重要力量。

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奥克洛核反应堆

由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月（曼哈顿计划期间）在世界顶级学府 芝加哥大学建成。

【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。 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，中国开展了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， 中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——2021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
第四代核能系统国际论坛(GIF)于近日正式发布2021年度报告。年报涵盖了GIF成员国所取得的研发进展、超高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆等6个系统的进展报告。 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。 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示“满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10－5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10－7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。
高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性：
1.1　反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
①控制棒误抽出；②蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力增强引入正反应性事故；③一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温度下降引入的正反应事故等。
事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率上升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功率的上升，燃料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。
1.2　余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的衰变热可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终热阱)中。
当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。
模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。
1.3　阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的基本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃内。在此温度以下，热解碳层和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态和金属裂变产物几乎完全被阻留在包覆燃料颗粒内。而且裂变材料被大量分散到许多小的燃料颗粒内，独立形成屏障，具有很高的可靠性。
一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压力边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。
由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过1600℃而使裂变产物大量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很低，故在发生失压事故时，即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中，对周围环境造成的影响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设计中不设置安全壳，而采用“包容体”的设计概念。“包容体”不同于安全壳，无气密性和承全压的要求，无需喷淋降压和可燃气体控制等功能，系统大为简化。
高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实现的。在10kPa压差下的泄漏率小于10－2/天。在正常运行工况下，由排风系统保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向反应堆建筑内扩散，排风经过滤后由烟囱排出；当发生一回路冷却剂失压严重事故，一回路舱室中的压力超过10kPa时，自动打开事故排风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由烟囱排向大气。由于直接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经短时间后立即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的风险性。 模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950℃的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。
南非ESKOM公司设计的高温气冷堆核电厂即采用了氦气透平直接循环方式[1，2]，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电，反应堆压力为7MPa，氦气出口温度为900℃，高温氦气首先驱动高压氦气透平，带动同轴的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同轴的压缩机，最后驱动主氦气透平，输出电力。经过整个循环，氦气的压力将降到2.9MPa，温度降为571℃。为了将氦气加压到反应堆一回路的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到27℃后，再经两级压缩机后升压到7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到558℃，回到堆芯的入口，其流程见图5所示。该循环方式发电效率可达到47%。
该循环系统的主要优点为：系统简单，全部电力系统都集成在同轴相连的三个压力容器内，造价低；避免了堆芯进水事故的可能性；热力循环效率高。 氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的发展方向。但是，目前这项技术需要研究开发的项目较多，主要有：
①研制高质量、低释放率的燃料元件(以保证进入透平发电系统的放射性水平很低)；
②研制立式氦气透平技术，包括：磁力悬浮轴承、停机擎动轴承以及在高温氦气氛下相接触金属表面的处理等相关技术；
③研制高效(98%)的板翅式回热器技术等。
从技术可行性角度，目前考虑的替代氦气热力循环方式还有以下两种方式：
3.1　直接联合循环方式
循环流程如图6所示，6.9MPa的900℃高温氦气先驱动一个氦气压缩机透平，带动同轴的压缩机，再驱动主发电氦气透平，向外输出电力。出口的氦气再通过一直流蒸气发生器，加热另一侧的水，使之产生蒸汽。产生的蒸汽推动蒸汽透平发电机，向外输出功率。氦气经直流蒸气发生器后由压缩机加压到7.0MPa，183℃，回到堆芯入口。该系统的氦气透平和蒸汽透平联合循环发电效率可达48%。
这个循环系统的主要优点：不需要采用高效回热器，避开了一个技术难点。但是，由于采用氦气?蒸汽联合循环，增加了系统的投资成本，故不能排除堆芯进水事故的可能性。
3.2　间接联合循环
图7给出的间接联合循环流程为：反应堆出口的900℃高温氦气经过中间热交换器(加热二次侧的氮气)，冷却到300℃，再经过氦风机回送到堆芯的入口。二次侧的氮气经中间热交换器加热到850℃，实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。该循环的发电效率为43.7%。
由于采用氮气作工质，可以采用成熟的气体透平技术，在现有技术基础条件下具有更好的可行性。但是投资成本增加，也不能排除堆芯进水事故的可能性。
从上述循环流程的比较可以看出，氦气热力循环方式都可以得到很高的发电效率，根据技术的发展水平，可以选择合适的循环流程。 模块式高温气冷堆由于采用非能动余热载出方式，其单堆的输出功率受到限制，最大热功率只能达到200～260MW。其输出电功率只能达到100MW规模容量，相比压水堆核电厂，其容量规模较小。但是，南非ESKOM公司设计的100MW发电容量的高温气冷堆的经济分析结果表明，与大容量的压水堆核电厂相比较，其发电成本有很好的竞争力，而且可以与当地廉价的煤电成本相比较。主要的因素有以下几点：
①高的发电效率：其发电效率比压水堆核电厂高出约25%。
②建造周期短：100MW容量高温气冷堆采用模块化建造方式，建造周期可缩短到两年，与压水堆核电厂5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比投资减少20%左右；
③系统简单：高温气冷堆具有的非能动安全特性使系统大为简单，不必设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造投资。
④安全性高：具有固有安全特性，在最严重事故情况下不会发生堆芯融化等传统风险。