放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性

1、工作管理样本| WORK MANAGEMENT放射性石墨粉尘球床式高温气冷堆的固有不安全性Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In TheOrganization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.编订：审核：单位：Word格式/完整/可编辑文件编号：KG-A0-3187-44放射性石墨粉尘球床式高温气冷堆的固有不安全性使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方

2、式、方法、进度等进行 具体的部署，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或 活动达到预期的水平。下载后就可自由编辑。20xx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 (Rainer Moormann)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工于利希 研究中心20xx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。

3、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-

4、Bottom)堆和330MWe 的圣符伦堡(Fort. St. Vrain)核电原型堆。它们大 多采用社-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Si emens/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

5、 模块。1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、 采用氨气直接循环发电的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60mmo 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5rmi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)oTRISO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

6、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

7、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氨气做冷却剂。氮气是 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

8、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年建成其第一座高温气 冷试验堆AVR(45MWth、15MWe)。该堆的氨气(He)冷却剂出口温度高达990,原则上适用 于高温裂解

9、水的工艺热之需。1985年，利用社作燃料 的高温气冷堆THTR300 （750MWthx 300MWe,出口氨气 温度750）投入运行。但是1988 1989年间这两座 反应堆相继被关闭至今。特别是THTR300机组1989年 关闭时，仅折合运行了 1.2个满功率年。后来听说，正是安全方面的考虑促使永久关闭了 AVR。该堆缺乏足够的保护措施来对付那些伴有空气进 入从而引发堆芯起火的外部影响；此外当有水进入堆 芯后，可能产生正的空泡反应性系数。因此两者均作 为设计基准事故在现在的球床高温气冷堆设计中予以 考虑。THTR300永久关闭也已成定局，现在一直在就经 济补偿问题扯皮。德国人停建PBR的决

10、心很大，连制 造燃料球的家什都送人了。笔者是这次从摩曼先生的文章中才第一次听说， AVR的一回路被与石墨粉尘混在一起的金属裂变产物 （主要是舞一90和饰一137）严重污染，成为反应堆 拆除的主要难题。虽然AVR只在大于或等于900的 工况下运行了4年左右，最终的沾污量达到单个堆芯 裂变产物总量的百分之几。功率运行时的污染要比现 在德国压水堆核电厂高5个量级。尽管AVR的尺寸小， 但其主要由铜一90引起的B沾污却可列为世界之最（两起严重事故除外）。而B石墨粉尘的这种可移动特 性成了反应堆拆除时最头痛的事。考虑到AVR的压力 容器包含了整个一回路，最后只得用轻混凝土灌满整 个压力容器，以固定住粉尘

11、。这样就成了 200吨重的 压力容器将于20xx年运至中间储存地址，在那儿搁置 30-60年，以等待政府的最后决定。在THTR300上 也观察到了类似现象，只是由于其出口温度比AVR的 要低200K,运行时间不太长，问题没有AVR那么严重 罢了。在THTR300上仍然测出了放射性释放。葩137 仍会沾污一回路，其程度要比同功率水平的压水堆高 3个量级。人们还发现THTR300内燃料球的流动仅限 于堆芯中轴附近，堆芯外围区完全难以流动起来，导 致过高的燃耗。堆芯出口附近的热气导管出口温度大 大高于预期值，这可能就是该堆运行1个满功率年后 发生热气导管的金属部件受损的原因。此外，在该堆 上还发现了

12、未预料到的燃料球密实化问题。关于 THTR300运行经验的评价至今尚未结束，还在加紧进 行之中。人们很自然地要问：难道反应堆被与石墨粉尘混 在一起的金属裂变产物严重污染是与球床堆相伴而生 的运行现象吗？这些现象是否暗示球床高温气冷堆存 在固有的安全问题呢？2.3球床堆发生放射性严重沾污的原因分析AVR一回路出现放射性沾污，只可能有两种原因: 一是堆芯燃料球温度过高，放射性裂变产物扩散出来 T；二是燃料球制造质量问题，燃料球破损使得放射 性裂变产物逸出。于利希研究中心的研究报告给出了 明确的结论：金属裂变产物严重污染一回路主要是由 堆芯温度高到了不可接受的程度所致，并不是象过去 推测的那样只是由

13、于燃料球制造质量不佳造成的。其 依据是：（1）完全相同结构的燃料球在美国桃花谷柱 状高温气冷堆2#堆芯上使用，但没有发现任何明显的 锢一90逸出；（2）在金属裂变产物释放与显示燃料球 破损的裂变惰性气体逸出之间几乎没有什么联系；（3） 当AVR出口温度提高到950后不久，即可观测到其 污染显著提高几个量级。实验显示，如果对于某种核 素的温度限制被超过，则该种核素就会穿过芯核、包 覆层和石墨球壳扩散出来。这个弱点至今尚未解决。研究指出，从完整无缺的THTR300燃料球中扩散出来 的裂变产物远比从破损球中释放出来的多。现在让我们来分析一下决定燃料球温度的因素。首先，燃料球的发热取决于燃料球所在位置

14、处的热中 子注量率以及燃料球的燃耗。燃耗愈浅，中子注量率 愈高，燃料球发热愈多。再来看氨气导热，氨气流量 愈大，带走的热量愈多，燃料球温度愈低。而氨气的 流量取决于流道的阻力，相邻球体的空隙率愈小，氨 气流动愈不通畅，带走的热量愈少，燃料球温度就会 升高。球床堆要求整个寿期内高、低燃耗的燃料球足 够均匀地混合。在球床堆中，未达到最终燃耗值的燃 料球要重新放入堆内使用，所以堆内燃料球的燃耗是 不一样的。如果燃耗浅的燃料球局部累积，就可能使 局部功率、温度显著高于其它区域。燃料球一旦投入 堆芯，其在堆内的逗留时间和移动路线完全不在人们 的掌控之中，相邻球间的空隙率也完全是随机不可控的。因此，球床堆

15、堆芯的黑匣子特性使得对于堆芯内某点附近区域而言，其燃料球 发热量与氨气导出热量两者不但是不可预计的，而且 是随时间改变的。研究指出，球床的随机空隙率为0.4, 而最低的空隙率则可达0. 26o球床的流动会导致球床的密实化。这样不仅使得局部功率密度增加，而且使 得局部的冷却剂流阻增加，这两者均会使该局部的温 度显著高于其它区域。这就不难想象，在球床堆内可 能出现一些球温非常高的局部区域，即所谓热点。球床高温气冷堆苦于难以在堆芯内设置堆内测量装置，无法精确测量出堆内的温度和中子注量率。AVR 直到被完全关闭前1年的1987年都还没有解决这个 测量难题。1986年,于利希研究中心向AVR投放了 19

16、0 粒内装一组熔丝的温度监测球，当然这些监测球只能 记录下它们所经历过的最高温度，并不能给出堆芯内 燃料球温度的空间与时间分布。监测球投放后15个月 才得到第一批报警结果。直到AVR关闭时，尚有25% 的监测球留在堆芯没有出来。对流出堆芯的监测球的 检查发现有相当大部分的球内熔丝已经完全熔断。这 表明：虽然堆芯最高温度尚不得而知，但可确定堆芯 局部温度已超过2000K,远超过先前的计算值。初步 估算堆芯最高温度高达3000K,这就加速了裂变产物 从燃料球向外释放。此外，在反射层侧进行的测量表 明堆芯功率分布并不对称。在热气导管中还测量到未 预计到的温度高于1100的热气流。对AVR乏燃料球 的

17、检测表明堆芯内确实存在热点。这些问题至今尚未 完全搞清楚球床堆中存在大量的可移动、与金属裂变 产物混在一起的石墨粉尘，使得问题更为复杂、严重。 那么，这些粉尘又是如何产生的呢？球床堆设计是建立在石墨球流动摩擦力非常小的 基础上。1948年就发现，石墨只在足够潮湿的情况下 才有良好的润滑性能，有氧气存在时润滑效果要差一 些。而这一点恰恰被AVR的设计者们忽略了。所有的 石墨球流动摩擦堆外试验都是在低摩擦状态下进行的, 然后就想当然地推绎到氨气气氛下。殊不知在球床堆 要求的氨气气氛下，石墨间的摩擦系数增大4倍，而 磨损率则增大至10000倍。这导致在AVR中产生了大 量的石墨粉尘。直到AVR投入运

18、行若干年以后才观察 到大量石墨粉尘的出现、燃料装卸料机的出料出现困 难，以及燃料堆内滞留时间的计算值与观测值之间的 显著差异。燃料球流动的不可控性会改变堆内功率及温度的 分布。靠近反射区周边的燃料球流动不可避免的迟缓 将导致不可接受的高燃耗，同时增大裂变产物释放的 可能。3推论摩曼先生的文章见诸报端已有180天之久，并未 看到PBR的坚决支持者们的批驳或澄清。看来人们似 乎无法否认，反应堆一回路被与石墨粉尘混在一起的 金属裂变产物严重污染是球床高温气冷堆的一种固有 不安全性，而且是在整体参数也许还正常的运行工况 下就可能出现的不安全。这些飘忽不定的局部热点无 法被捕捉并加以控制。作为球床堆祖师爷的德国于利 希研究中心在缄口 20年后，仍然未能想出很好的解决 办法。这次摩曼先生在眼看又要有人跌进陷阱时，毅 然亮起红灯示警。笔者对摩曼先生的科学道德与良心 表示敬佩。前车之鉴，后事之师。显然在对这种固有 的安全问题制定出确实可操作的安全防范措施之前， 任何新的工程尝试都难免重蹈覆辙，千万不可抱侥幸 心理去冒险。驾驶员都知道及时刹车远胜于处理事故 的道理。笔者认为，TRISO包覆颗粒性能已臻完美，矛盾 的主要方面不在于它。不解决球床堆燃料球的超高温 问题，恐怕再包覆两层也无济于事。降低高温气冷堆的出口温度也不可取，没有高温 这个核心优