世界首座模块式球床高温气冷堆

游战洪

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。桃花谷堆运行情况很好，1974年10月烧完第二炉燃料，完成试验和研究任务后关闭，在七年半的运行期间平均负荷因子达到74%，可用度达到88%。AVR堆在建成后十年中，平均可用度达到78%，其中1976年可用度92%，负荷因子91%。1974年，该堆一回路氦气出口温度由原设计温度75℃提高到950℃，运行情况仍很好，其间进行了多次事故模拟试验，都证明高温气冷堆安全性能良好。

第二阶段以联邦德国钍高温球床堆电站THTR-300（发电功率315兆瓦）和美国的圣弗兰堡（Fort St.Vrain）电站（发电功率330兆瓦）为代表，它们都是用来发电的高温堆。THTR-300氦气出口温度750-785℃，未达到工艺供热堆的要求。为促进高温堆实现商用化和核高温供热技术发展，联邦德国对供热用的HTR-500高温堆进行了设计研究，建立了相应的大型试验装置，在高温核供热方面做了大量富有成效的试验研究。1971年，美国准备将高温堆推向商业电力市场，先后有过10套发电功率从700兆瓦到1160兆瓦高温堆设备的订货，但由于1970年代中期美国经济衰退，这些订单都陆续取消。

第三阶段的模块式高温气冷堆是国际公认的新一代先进反应堆，其模块式的特点体现在反应堆被设计成一个个中小型、可以在工厂批量加工制造的标准堆，当要建设一个大的核电站时，可以把多个标准堆并联起来。这样的设计具有良好的经济性。模块式高温气冷堆具有良好的固有安全性，通过降低单堆的功率和功率密度，使反应堆在任何事故情况下，都可以将堆芯剩余发热通过导热和辐射导出，使得燃料的最高温度低于1600℃，不致引起燃料颗粒的破坏和大量放射性释放。1979年，联邦德国电站联盟首先提出球床式模块堆设计概念（HTR-M），反应堆的堆芯采用球形燃料元件，这样的设计可随时连续地装卸核燃料，免去定期停堆拆卸更换燃料元件的步骤，核电站的可利用率以及反应堆的功率输出等均有显著提高。

1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核电站发生堆芯熔化的严重事故，大量放射性物质逸出，造成了严重后果，全世界谈核色变。受到该事故的影响，高温气冷堆在全世界进入寒冬期，联邦德国取消了所有先进反应堆的发展计划，包括高温气冷堆、快中子反应堆等。

设计与研制

清华大学核能与新能源技术研究院（简称核研院）几代人经过近三十年坚持不懈的研发，最终掌握高温气冷堆的关键技术。

1966年，清华大学核能技术研究所（简称核能所，后更名为核能技术设计研究院、核能与新能源技术研究院）所长吕应中在英国召开的高温气冷堆国际会议上了解到有关高温气冷堆的知识，并在会上结识了联邦德国的“球床高温气冷堆之父”——苏尔登（R.Schulten，又译舒尔滕）博士。1979年，清华大学邀请苏尔登博士来核能所讲学。苏尔登除讲授高温气冷堆的基本知识外，还着重介绍联邦德国设计、建造与运行高温气冷堆的主要经验与教训，并邀请核能所四位科学家到于利希核研究中心进修，学习高温气冷堆计算机程序等。王大中于1981年1月到达于利希核研究中心，师从苏尔登从事模块式中小型高温气冷堆的设计和研究。

当时，模块式高温气冷堆的概念刚被提出，其功率最高只能达到20万千瓦。王大中做了一百多个方案的设计、计算、分析，基于在国内跟同事一起研究钍高温气冷增殖堆双区球床堆芯方案时积累的经验，他提出了双区球床堆的新概念——环形堆芯模块式高温气冷堆，使得模块式高温气冷堆的设计功率一下子提高到50万千瓦。经苏尔登教授推荐，他的《一种在严重事故下具有安全自稳定性的球床核反应堆》专利很快获得联邦德国专利局的批准，并且分别在美、英、法、日、意、苏联等国专利局进行了登记。王大中后又做了进一步的方案设计，他于1982年9月获得亚琛大学自然科学博士学位。

1982年10月，从德国学成归来的王大中担任核能所副所长，他利用游泳池式屏蔽试验反应堆进行低温核供热试验，在国内首次成功实现实验规模的核供热，开辟了核能应用的新途径。1985年，王大中担任核能所所长，开始主持国家“七五”重点攻关项目——5兆瓦低温核供热堆，该反应堆于1986年3月正式动工兴建。1986年，王大中担任国家“863”计划能源领域专家委员会首席科学家，将快堆、高温气冷堆以及聚变裂变混合堆列为“863”计划研究发展的三种先进反应堆堆型，核能所负责主持高温气冷堆的研究。

在“863”计划的统一安排下，核能所与国内有关单位协作，把高温气冷堆项目分解为设计研究、燃料元件研究、石墨堆体性能研究、氦技术及氦关键设备研究、球床流动特性和燃料装卸系统技术研究、结构材料使用性能研究等8个研究课题，后细分为43个子课题。“七五”期间，进行了系统、深入的开发论证和单项关键技术实验研究，至1990年底，研究计划全部按期完成。

1991年9月16日，国家科委、国家教委、能源部、机电部、中国科学院和中国核工业总公司联合向国务院呈报《关于八六三计划能源领域2000年发展目标的请示》，拟申请2000年在清华大学核研院建成一座热功率为l万千瓦的高温气冷实验堆，以掌握高温气冷堆的设计、建造及运行技术，验证模块式高温气冷堆的固有安全特性，进行燃料元件和材料的辐照实验以及材料和区域供热实验，开展高温核工艺的应用研究。1992年3月14日，国务院正式批准立项，中国高温气冷堆从此由实验研究转入工程建造的新阶段。

“八五”期间，核研院完成了建堆的全部前期工作。1994年12月26日，国家核安全局向核研院颁发10兆瓦高温气冷实验堆建造许可证。1995年4月6日，《国家科委关于高温气冷堆（HTR-1O）工程初步设计的复函》批准初步设计，同意动工兴建。6月14日.10兆瓦高温气冷实验堆在清华大学核研院正式动工兴建。1997年10月27日至29日，主厂房封顶顺利完成。1998-2000年，完成反应堆各系统、设备的加工、制造与安装。2000年11月20日，顺利完成装放核燃料。12月1日，反应堆一次成功实现首次临界，12月21日，反应堆正式达到临界状态。

10兆瓦高温气冷堆包含34个系统、近千台设备，涵盖物理、热工水力、化学、材料、机械、加工制造、仪表控制等多个学科，经过了试验研究、设计、实验验证、加工制造、安装调试等多个环节。清华大学核研院、中国核动力研究设计院、核工业第二研究设计院和清华大学土木建筑设计研究院联合完成初步设计；中国核工业第24建设公司和第23建设公司承担土建与安装施工；清华大学核研院设计，上海锅炉有限公司、上海动力设备有限公司、上海第一机床厂生产反应堆压力壳、蒸汽发生器与金属堆内构件；上海鼓风机厂和上海先锋电机厂联合设计制造氦气风机；清华大学核研院设计，上海先锋电机厂制造控制棒驱动机构：中国电力进出口总公司承揽3000千瓦发电机组工程：清华大学核研院金工车间加工石墨堆内构件。清华大学核研院作为10兆瓦高温气冷实验堆的设计、建造与营运单位，全面承担安全责任。

在“863”计划能源技术领域高温气冷堆项目15年工作验收会上，验收专家组认为：高温堆项目已有物理设计研究等42项成果通过鉴定，燃料元件研制等17项成果获部委级奖励，有两项达到国际领先水平；中国首座高温气冷堆具有一些重大的创新，有中国特色，具有世界先进水平。

安全技术创新

美国三英里岛和苏联切尔诺贝利核电站的严重事故表明，核安全是核能发展的生命线，核能技术的先进性首先体现在核安全性能上。10兆瓦高温气冷堆的安全技术具有独特的创新性。

模块式设计概念和肩并肩式设计布置 模块式反应堆最大的特点就是固有安全性好。为了从根本上避免反应堆堆芯熔毁的事故，10兆瓦高温气冷堆将每个模块式反应堆的单堆功率设计得较小（如热功率为20万千瓦），并将堆体设计为细长圆柱体，以利于反应堆停堆后衰变热排出与冷却。多个模块堆组合成的大功率规模核电站具有高经济性。

10兆瓦高温气冷堆采用肩并肩式设计，将反应堆和应用的设备分开布置。这样既确保了反应堆的独立性，又有利于反应堆的应用。堆芯、蒸汽发生器和氦风机分别设置在相邻布置的两个压力壳内，它们通过同轴双层热气导管及热气导管压力壳相连接，热气导管内外分别流过高温和低温氦气。热气导管的性能关系到肩并肩式设计方案能否实现，也关系到整个堆的安全运行。为验证在高温、中压和变工况情况下，热气导管内外流道间的有效绝热性能、抗热循环、压力循环的能力及其结构的完整性等，研究人员在1.6-3.4兆帕压力下，以氦气为工质，对热气导管进行了长时间的连续热态考验。实验结果表明，热气导管整体外观良好，尺寸无变化；热气导管内外表面未见温度过热点、烧蚀点及变形；波纹管完好、有弹性、颜色和尺寸无变化：绝热材料没有板结、拉裂现象，仍为光亮的白色。这意味着热气导管具有良好的热绝缘性能以及抗热循环、抗压力循环的能力，其设计和结构是合理的。

衰变热非能动载出设计 10兆瓦高温气冷堆采用被动式余热冷却系统，不依赖人为介入，完全依靠热传导、热辐射等自然物理规律，把反应堆停堆后的剩余发热排出冷却，确保反应堆不会发生堆芯熔化和核泄漏。

余热载出是反应堆安全性研究的关键难题之一，也是当今核电站安全性面临的最大挑战之一。对于压水堆来说，当发生一回路冷却剂流失失压事故时，必须由应急堆芯冷却系统给一回路补水，并藉助辅助给水系统和余热去除系统排出余热。而在模块式高温气冷堆内，发生同样事故时，余热可完全藉助热传导、热辐射和自然对流非能动地载出。当一回路冷却剂流失失压和主传热系统失效同时发生时，余热不能由主传热系统排出，可依靠堆芯石墨燃料元件的热传导和热辐射载出，再经反射层石墨块和反应堆压力壳导出，辐射传给设置在压力壳周围的堆腔冷却器。堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土壁上的冷却水管，这些冷却水管与空气冷却器相连，完全依靠自然循环将余热载出。

性能良好的包覆颗粒燃料和新型反应堆燃料元件装卸系统10兆瓦高温气冷堆总共装载了27000多个燃料元件球，每个燃料元件球中含有约8300个包覆燃料颗粒，共计有2亿多个包覆燃料颗粒。每个包覆燃料颗粒直径只有1毫米，由二氧化铀燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成，每层只有几十微米厚。

在所有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度接近1600℃。在该温度下，致密的碳化硅包覆层要求保持完整性，气态和固态放射性裂变产物几乎完全留在燃料颗粒内。通过反复试验，课题组研究出用于生产包覆燃料颗粒的具有多气体入口的新型喷动流化床和4层连续包覆的新工艺，掌握了制造包覆颗粒元件的核心技术，并建成生产线，用化学气相沉积法在流化床沉积炉中批量生产了2万个球形燃料元件，合格率达98.1%，达到当时最先进的德国制造水平。

燃料元件装卸系统是10兆瓦高温气冷堆的关键技术之一，经过十多年的技术攻关，课题组采用吸送方法输送球形燃料元件，并利用脉冲气流实现燃料元件从卸料管中单列化排出，此装卸系统可以不停堆地连续装卸核燃料元件，所有元件球通过它一次成功地进入堆芯。这套获得国家发明专利的装卸系统远优于国际上通常采用的机械运动式单列器，在德国举行的技术交流会上，它引起了德国专家的极大兴趣并受到一致好评。

先进的数字化保护系统 10兆瓦高温气冷堆的另一个创新点是采用了更安全可靠的数字化保护系统。反应堆保护系统是反应堆仪表控制系统中最重要的部分，是反应堆安全运行的可靠保障，必须具备极高的可靠性和安全性。它用于连续监测反应堆保护变量，当保护变量的值达到或超过保护给定值时，它在规定时间内给出保护动作触发信号，驱动保护动作执行机构，完成系统预设的保护动作，以防止事故发生或减轻事故后果。

在计算机技术成熟之前，反应堆保护系统多采用模拟仪表与控制技术。在1980年代末，国内外都反对反应堆保护系统数字化，禁止在反应堆保护系统中使用计算机。我国国家核安全局起初也不准采用数字化保护系统。核研院从“863”项目攻关时就开始研发数字化保护系统，决定采用高可靠性工业控制计算机、智能化6B系列模块等设计，并在开发过程中对设计说明书、安全软件和系统功能等环节进行专门的验证与确认。通过在实验室阶段和反应堆现场的长期运行考验，系统共进行了863小时、70万次功能测试。这套比传统仪器仪表保护系统更安全可靠的数字化保护系统，最终获得国家核安全局专家审查小组的认可，经国家核安全局批准应用在10兆瓦高温气冷堆上。

数字化保护系统不仅提高了保护系统的可视性与可操作性，有效地改善了反应堆控制系统的人机接口，而且还提高了控制系统的整体运行性能和安全可靠性。整个系统由3个执行安全功能的通道站和2个独立的系统监视站组成。3个通道站是3个完全独立的多处理机系统，采用冗余的三取二逻辑结构。每个通道站包括3个输入输出站、2台安全功能计算机、1台监测功能计算机、1台显示功能计算机，能完成数据采集、计算、数据处理、信息显示、数据传输等工作。系统监测站由系统显示计算机、系统监测计算机、带触摸屏的大屏幕彩色显示器组成，主要用以显示通道站的各种信息和图形，供操作员监控反应堆的状态。

事故试验验证为验证模块式高温气冷堆的固有安全性，经国家核安全局审批，10兆瓦高温气冷堆于2003年4月、10月和2004年9月成功进行了厂外电源断电试验、主氦风机停机试验以及甩负荷试验三项试验。在这三项试验中，通过人为设置模拟出严重的核事故工况，反应堆功率急剧增长，并且闭锁安全保护、控制棒不能落棒，10兆瓦高温气冷堆经受住了考验，不仅没有发生堆芯熔化的严重后果，而且靠反应堆的负温度系数实现了自动停堆。这是国际上首次通过反应堆的实际运行来验证模块式高温气冷堆所具有的优异固有安全性。

2004年9月30日，核研院在10兆瓦高温气冷堆上进行了“不插入控制棒下反应堆丧失冷却”的核安全试验演示，国际原子能机构负责人与来自30多个国家和地区参加“国际原子能机构高温气冷堆专题研讨会”的60多名代表在现场进行了观摩。安全演示成功展示出高温气冷堆在任何故障情况下，不采取任何人为的干预能保持安全状态，向公众证明核电的安全性。国际原子能机构官员金柄九（Kim Byung Koo）认为，国际原子能机构组织的此次会议很重要，因为亲眼看到了高温气冷堆的重要安全演示，看到了它的固有安全性。美国核学会前任主席、美国麻省理工学院教授卡达克（A.C.Kadak）指出：“这个安全实验非常有意义，大多数反应堆不能做这样的实验。这种安全特性对于先进反应堆特别重要，希望成为未来的工程指导。”

未来应用和发展

2000年前后，美国能源部和核能专家提出了具有革命性创新的第4代核能系统的概念：2030年之前可投放市场，具有可持续性、安全性、可靠性以及经济性的新一代核能系统。尽管核电站反应堆的主流仍是压水堆或改进型压水堆，但是第四代核电站首选堆型还是具备固有安全性、供热和发电效率更高的模块式球床高温气冷堆。中国的先进压水堆仍依赖进口，清华大学10兆瓦高温气冷实验堆的建成，意味着中国赢得了十几年的宝贵时间，抢先跨入了自主建造高温气冷堆的世界先进水平。

10兆瓦高温气冷堆在实现临界后，正式进入热试验调试阶段。核研院用了两年时间，完成了100项安全系统的热态调试试验，包括物理、热工、设备性能、系统运行、环境影响等方面试验，其中在国家核安全局专家现场监督下进行的重要试验达28项，如控制棒系统、燃料装卸系统、主氦风机、余热载出系统、氦气净化系统等的试验，对系统的安全性和运行可靠性做了全面验证。2002年11月14日，国家核安全局对10兆瓦高温气冷堆进行了提升功率前的检查，批准了提升功率并网发电的申请。2003年1月7日，高温气冷堆成功并网发电：26-29日，顺利实现满负荷72小时连续运行。实验证明，该反应堆在10兆瓦满功率下，主要指标达到设计要求，运行性能良好，成功地实现了项目的预定目标和要求。2006年，“10兆瓦高温气冷实验反应堆”项目获得国家科技进步一等奖。

在国家“863”计划的支持下，中国高温气冷堆的发展将分三步走：第一步建造一个10兆瓦的模块式球床高温气冷实验堆，掌握高温堆设计、建造、试验、运行的基本技术，以便进一步发展；第二步把高温气冷堆用于供热和发电，热电联供，在补充我国工艺热和核电方面发挥作用；第三步发展高温气冷堆的工艺供热，进行煤的气化和液化、高温制氢、甲烷重整等，为国家长远能源做贡献。2006年2月9日，国务院发布《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006-2020年）》，将“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”列为16个重大专项之一。2012年12月4日，国家核安全局批准颁发了高温气冷堆核电站示范工程建造许可证，高温气冷堆核电站示范工程在山东荣成石岛湾正式开工兴建。

在日本福岛核电站发生的堆芯熔化核事故对全球核能发展造成的巨大冲击下，中国20万千瓦高温气冷堆核电站示范工程正在顺利实施中。目前示范电站的一系列关键技术和设备研制已得到试验验证，电站重要设备从2015年开始逐步运抵现场，预计示范电站将于2017年并网发电。