放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性.docx

放射性石墨粉尘球床式高温气冷堆的固有不安全性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。作者摩曼（RainerMoormann）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。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