首页 > 客观看待高温气冷堆的安全性

客观看待高温气冷堆的安全性

互联网 2021-04-18 08:45:53

核能是世界能源的重要组成部分。自1979年美国三哩岛核事故以来,人们开始认识到核能的巨大潜在危害。切尔诺贝利和福岛事故之后,人们尤其担心核能的安全性。由于核事故危害范围大,时间长,安全性已经成为核能利用的首要问题。对于我国核能发展,李克强总理曾在很多场合提到,要保证核能利用的绝对安全。

经过长时间的跟踪研发,我国最近将高温球床氦冷堆(俗称高温气冷堆)列入重要发展方向。除了在山东石岛湾在建的第一座商用示范堆之外,已经开始在江西,湖南,浙江,福建,广东等地寻求建设不同规模的商用堆。石岛湾的示范堆按计划将于2017年建成,而江西,湖南的两座堆也计划2017年开工建设。可是这里有一个严重的问题,即第一座商用规模示范堆刚刚建成,还没有实际运营经验,没有经过运营安全评估,怎么可以建设后续堆呢?

国内关于高温气冷堆的材料中,几乎都有“世界公认安全性好”的说法。支持这一说法的理由都是理论上的,如良好燃料元件性能,堆芯大热容,大负反应性余量,冷却剂的优良性能等。还有“即使发生任何类型的事故,都不需要任何人为干预,反应堆都能保持安全状态”,“傻子都可以安全运行”的说法。

中国对高温球床氦冷堆的研究,只经历了一座小型研究堆,HTR-10。该堆仅有1万千瓦热功率,2千千瓦发电功率。发电功率仅有第一座商业示范堆的百分之一。

为了更全面地分析球床氦冷堆的安全性,我们先来看看该堆型发展的历史。

高温气冷堆有很多堆型,如英国的二氧化碳冷却石墨堆,美国和日本的棱柱氦冷石墨堆,西德(东西德1991年合并为现在的德国)的球床氦冷堆等。我国的高温气冷堆是球床氦冷堆。

球床高温氦冷堆的确有很多优点,比如热容大,能量密度低,燃料球在很高的温度下仍然稳定,负反应性系数储备大,非能动余热排出,氦气出口温度高,发电效率高,等等。作为冷却剂的氦气,也有化学性质稳定,不对反应堆部件产生化学侵蚀,中子截面小,密度变化对反应性影响小,容易提纯净化,粘度小,风机效率高,按质量计算的比热容大等优点。作为慢化剂的石墨,也有很多优点,如中子吸收截面小,膨胀率低,机械性能在工作温度区间随温度上升而提高,等等。

反应性是链式反应中子倍增率的一个描述。一个裂变中子可以被一个铀235核吸收,引起铀235裂变,产生更多中子。但是也会跑出堆芯,或者被别的原子核吸收,从而浪费掉。如果一个上一代裂变中子,正好产生一个引起裂变的下一代中子,这叫临界核反应,也就是中子倍增率k = 1。k如果大于1,大于1那一部分叫做正反应性,反之叫负反应性。反应堆工作状态的变化(温度高低,冷却剂密度大小,控制棒插入深度)都会影响反应性。任何反应堆功率的意外增加,都应该引起负的反应性,这样功率会自动降回来,而不会几何级数上升导致反应堆失控。所以负反应性是核反应堆的基本安全保证。任何正反应性都应该避免,或者必须有足够的负反应性,来补偿特殊(主要是事故)情况下出现的正反应性。

因为氦冷和石墨慢化的上述优点,石墨气冷堆在上世纪80年代前后是核能研究的一个热点。除较早开展二氧化碳冷却的英国外,美、苏、德、日等国都有研究。球床概念是西德50年代提出来的。

1990年代之前,只有西德实际建设了反应堆研究这一堆型。美国虽有研究,但未建堆。西德的研究堆是于里希研究所的AVR,于1960年开始建设,1967年发电,热功率4.6万千瓦,电功率1.5万千瓦。1970年前,世界上只有这一座球床研究堆。该堆于1988年停堆。反应堆运行期间,事故不断。2011-2014年间,外部专家审查了该堆的运行情况,提出了严厉批评。2014年,于里希研究所公开承认了该堆的失败。由于放射性污染,该堆的拆除工作极端困难。

球床堆的第二座,也是第一座球床概念的商业示范堆,是西德于1970年开始建设的THTR-300(钍燃料球床高温气冷堆)。该堆热功率75万千瓦,电功率30万千瓦,于1983年建成,1985年开始发电。正式发电6个月后,1986年5月4日,一个燃料球卡住了。处理卡住的燃料球时,导致大量放射性泄露。厂方为了掩盖事实,谎称是切尔诺贝利事故(发生在8天前)飘过来的放射性,但被揭穿,因而造成信任危机。此后反应堆事故不断,不停有燃料球破损。后来因为发现热气导管上的一些栓梢坏了,于1988年秋停堆。到停堆为止,总共满功率运行了423天。短短的运行期内,记录的大小事故有80起之多。如果不是西德政府出手救援,投资方业已破产。1989年9月,停堆一年之后,该堆彻底关闭。1991年10月,二回路的冷却塔(当时世界最高)被炸毁。1993年10月到1995年4月,燃料球卸除并转运到一处临时堆放地。剩余部分被“安全封闭”。由于残余的放射性,拆除工作在2027年之前不会开始。目前的日常维护和安保由政府出资。

我国的高温气冷堆研究,实际上相当于德国球床氦冷概念的继续,堆型设计更是直接采用了德国的后续方案。主要参数如堆芯直径,燃料球设计等都没有变化。当然,我国研究人员也在很多方面做了改进和创新,如氦气机磁悬浮轴承系统,气动燃料球排出系统,蒸汽发生器的小螺旋盘管,数字化的控制保护系统等。

我国第一座研究型球床高温气冷堆,也是世界上第三座,是HTR-10。技术原型是德国核能专家G.H.Lohnert提出的HTR-MODUL(模组式球床高温氦冷堆)。该堆型所有“固有安全性”也是Lohnert首先提出的。HTR-10相当于HTR-MODUL的一个缩减版,规模远小于AVR。HTR-10于1995年开始建设,2000年首次临界,2003年1月达到全功率。

由于德国于1989年已经关闭了所有的球床堆,1995年到目前为止,全世界只有中国有一座可以运行的球床堆。在建的石岛湾示范堆,将是全世界第二座可以运行的球床堆,也是世界第一座商用规模的模组式球床堆。

HTR-MODUL的设计开始于80年代中期,90年代初基本成型,这时AVR和THTR-300都已退役。经过了AVR和THTR的经验教训,HTR-MODUL进行了一些改进。具体包括:1、缩小堆芯尺寸,降低堆芯功率密度,以利于实现非能动散热,并控制堆芯最高工作温度。2、将控制棒设置在堆芯外围,而不是直接插入燃料球中(TFTR-300),避免控制棒被卡住和扎坏燃料球。3、降低燃料中铀的装量和浓缩度(TFTR-300),一来可以降低功率密度,二来大大降低了进水后发生恶性核事故的危险,三是直接采用浓缩度较低的燃料铀可以避免核扩散。4、采用钢制压力容器,(代替THTR-300的预应力混凝土),可以工厂预制,避免长时间现场施工。

这些改进是直接针对AVR和THTR-300发现的问题提出的,但还没有得到实践验证,也不知道会不会有新的问题出现。对于燃料球破损,放射性泄露等已经发生过的问题,也没有提出改进办法。

为了验证球床氦冷堆的“固有安全性”,我国2003年底在HTR-10上进行了一系列实验。可是这些实验非常值得商榷。

所有的实验设计的环境都非常友好,不是实际事故工况。功率都设定在3MW,而不是满功率10MW。氦气压强不是设计的30大气压,而是降到了25大气压。氦气出口温度也不是设计的700度,而是降到了650度。在失去冷却实验中,没有遵循先满功率运行100小时以上的惯例。在抽出控制棒实验中,抽出过程非常缓慢,而且关掉了冷却,这样堆芯温度有足够的时间上升,好让温度负反应性起作用。该实验只要控制棒抽出快一点,就会因反应堆功率大增而发生事故。这些实验结果也没有在同行评议的杂志上发表,而是发表在自己出的一个文集上。

没有实验支持的情况下,安全的理论计算或者分析也不尽人意。

在HTR-PM失去冷却的安全性计算中,没有计算结构复杂,承受热冲击能力较差的反应堆上部受热情况,算法也不尽合理。尽管如此,在不失压失冷计算中(氦气不流失),仍然可以看出堆芯上部温度高于1000℃,意味着紧挨堆芯上部的上部结构温度也会在1000℃左右,足以造成破坏。

堆芯进水事故的安全分析没有看到细致计算,只有Lohnert一人的简单稳态估算。该估算假定事故变化过程足够慢,反应堆任何时候都是热平衡的。任何正反应性事件引入,总有足够的时间慢慢达到新的平衡。这是一个不容易成立的假定。实际上,根据Lohnert本人的数据,如果根据实际事故过程,计算进水后反应堆的反应性变化,可以发现,并不需要非常大的进水量(每秒几十公斤),就可以造成堆芯反应性大增而引发严重事故。原因是除了水本身带来的反应性增加,水与石墨反应还能吸收大量热量,导致温度下降而进一步增大反应性。在稳态计算中,忽略了温度下降的影响。

上述事故中,即使因为进水量较小,不足以引起超临界爆炸,也会因为反应性的突然增加导致燃料过热(燃料温度升高也可以抵消反应性增加的影响,但是燃料本来温度就比较高,负反应性的温度因子也比较小,需要大幅升高温度,才能抵消水和低温石墨正反应性的影响),从而破坏燃料球的完整性。大量燃料球的破损,引起堆芯燃料密实率上升,带来更大的正反应性,并堵塞冷却氦气通道,造成堆芯温度过高,从而破坏更多的燃料球……所以,如果发生大量进水,事故最好的结果是废堆,最坏的结果是超临界爆炸。

综上所述,从球床堆的发展历史、现状、和研究范围来看,“世界公认安全性好”的说法很难成立。HTR-MODUL和我国的HTR-10 (HTR-PM,即模组式高温气冷示范堆)虽然做了一些改进,但这些改进,到目前为止,还仅仅停留在纸面上,没有经过实践检验。

对于核反应堆这样一个庞大和复杂的系统工程,很多特性不会很好地顺从设计者的意愿。希望采取一种措施克服以前的某一缺陷,但经常又会带来新的问题。任何一个优点都有它的负面。比如:

能量密度低导致富余热容大,融堆难以发生,但整个堆必然体积庞大,提高复杂性和成本,而且出力小。示范堆的反应堆体积,比功率是它十倍的压水堆还要大。

低功率密度和大热容还意味着,作为慢化剂的石墨温度变化很慢。如果出现瞬间的反应性上升,石墨的温度负反应性要很长的时间才能起作用,或者反应堆功率要增加很多倍,才会让石墨的温度快速地升高(以产生负反应性),而这是非常危险的。

氦气密度小,按质量算热容大,但是需要在比较高的压强下工作,因此压力容器需要很厚,跟功率是它十倍的沸水堆差不多。

氦中子截面小,设计的时候几乎不用考虑氦对中子的影响,但是也少了一个负反应性来源(水堆多一个空泡负反应性)。

氦的分子量低,热速度大,气体中的传热好,但是和固体表面的换热不好,因为通过分子碰撞的换热效率低。这就导致了氦气与燃料及蒸汽发生器之间都需要很大的换热面积。

氦是单原子分子,化学惰性好。但它的热力学自由度少,导致摩尔热容量低,需要很大的温升才能传递较多的热量。

高温堆可以产生很高的工质温度,但是高温会对反应堆材料提出严重挑战。反应堆本来就工作在高温高压高辐照环境,对材料的要求非常高,再大幅度提高工质温度,无疑会产生很多问题,因为任何情况下,都需要隔断高温工质与金属部件的接触。

石墨虽然可以在高温下机械性能提高,但是本身却不是好的结构材料。随着温度升高,机械性能的提高也很有限。即使在强度最高点,也不如普通水泥(没有钢筋)。高温气冷堆里面有很多石墨结构件,如热气导管,堆芯壁,底部结构等,都要承受较大的结构负荷,石墨并不胜任。

一个能量比较高的裂变中子,绝大部分情况下要慢化后才能引起新的裂变。作为慢化剂的石墨,它的最大优点是中子吸收截面比水小很多。但是,石墨的慢化效率比水低。高能中子平均要与石墨碰撞114次,才能变成可以引起裂变的热中子,而与水里面的氢只要碰撞18次,而且,虽然石墨(碳)原子核比氢原子核大很多,可是中子与碳核碰撞的截面(也就是可能性)反而只有氢核的四分之一。也就是,一个氢核的慢化能力是碳核的25倍。氢核的一个缺点是,对中子的吸收要远大于碳核,但是仍然只有铀235裂变截面的几百分之一。

石墨慢化效率低带来三个后果:

第一,中子跑得远,平均需要跑出很长的距离才能充分慢化。在堆芯,这个距离大约是1米(水堆中,即使考虑空泡效应,这个数字也只有两三厘米)。由于堆芯直径只有3米,必然有很多中子跑出堆芯浪费掉。这个数字是20%以上。中子浪费量大意味着需要更多的铀235产生中子,也就是核燃料中铀235的浓缩度必须比较高。高浓缩度的核燃料和大的中子漏失率意味着,作为主要核燃料的铀235利用率低,也就是燃料效率低。同样多的天然铀资源,三代压水堆能发两度电,高温气冷堆只能发一度电。

第二,中子漏失量大,但是还不能让中子跑到反应堆外面(否则整个厂房甚至周边地区都会带很强的放射性),也就是在反应堆压力容器内壁必须安装中子吸收层。中子被吸收之后,吸收它的原子核处于激发态,必然辐射出高能射线以降到稳定的基态。因此中子漏失量大意味着厂房的放射性也大。放射性大将恶化厂房工作环境,破坏反应堆部件,降低各种部件包括压力容器的寿命。

第三,水是可能进入第一回路,也就是堆芯的,而水的慢化效率比石墨高很多,这样进水就会带来较大的正反应性。简单的理解方式是,水降低了中子往外跑的能力,很多中子没有漏失而是引起更多的铀235裂变。水也能更快地让快中子慢下来,每代中子的时间间隔也短了。这都是正反馈效应,中子会更多,导致更多裂变,……。一般来说,如果这个过程足够慢,慢化剂的温度会升高,铀燃料的温度也会升高,这两个效应将降低反应性,以抵消水的影响,但是如果同时还有别的原因引起温度下降,即像上面计算的那样,正反应性克服不了,就会发生超临界爆炸,或大量燃料球破损的废堆事故。

高温气冷堆还有很大的一个特点是“球床”,也就是燃料由很多直径为6厘米的燃料球构成。燃料球结构类似火龙果,里面有1万多个直径一毫米的三层保护燃料核(TRISO),燃料核和石墨一起压实,再在外面包一层0.5厘米厚的石墨。燃料核最里面是直径0.5毫米的二氧化铀燃料,外面一层0.1毫米厚的多孔碳,用来吸收铀的裂变产物,并隔开外面的保护层,接着三层0.04毫米左右的裂解碳,碳化硅,裂解碳。裂解碳有很好的导热性,用来导热,碳化硅强度高,用来提供强度。根据设计,燃料球应该在堆芯可能出现的最高温度以下,提供很好的强度,导热性,和对放射性核废料“囚禁”。

普通石墨的导热性跟铁差不多,不是很好,但是热解碳在它的裂解面上导热性特别好。这是TRISO燃料如此设计的原因。但是有一个问题,就是热解碳并不是一个稳定的结构,在高通量辐照和高温的影响下,会失去某一方向导热良好的特点。也就是,运行一段时间后,燃料球的导热性会下降。另外,紧靠燃料的多孔碳导热性本来就不好。所以,燃料到石墨的导热并不会非常好。

燃料到石墨导热性不好的后果是,如果堆芯意外反应性上升,反应堆功率上升,再加上石墨热容大,石墨来不及升温产生足够的负反应性,导致燃料温度特别高。因为大部分额外产生的热量都分配到重量轻、热容小的燃料上了。这将引起碳化硅爆裂,破坏燃料球的完整,后果上面已经说过了。

燃料球本身还有不少问题:

第一,石墨的机械强度并不高,燃料球里面还有很多“沙粒”,因此整体强度还要下降。示范堆堆芯高度达11米,下面还有很高的排料管,超过以前所有球床堆的堆芯高度。AVR和THTR-300都发生过燃料球破裂事故(THTR-300尤其严重)。燃料球的生产工艺并没有很大的改进,因此示范堆燃料球的完整难以保证。对于球床堆,燃料球的完整性非常重要。因为一旦有球破损,不但将放射性释放到一回路,大量“沙粒”还会加速其它燃料球的磨损,引起更多破损。破损的燃料球还会让一回路充满粉尘。粉尘的沉积和“沙粒”将引起燃料球和氦气流动困难,并造成石墨密实度上升,带来正的反应性。氦气流动困难导致反应堆不得不降功率运行。

第二,燃料球中铀235的浓缩度高达9%,是所有热堆中最高的。一般水堆,最高也不会到5%。高浓度的铀很容易被用来做成“脏弹”——当量很低的原子弹。

第三,由于核材料的敏感性,世界范围内,核燃料的管理非常严格。全世界任何一根压水堆或者沸水堆使用的燃料棒,都在国际原子能机构登记在册。生产,运输,燃烧,暂存,后处理,每一个阶段都有登记,管理严格。而高温气冷堆的燃料球,数量太大(一个电厂随时使用上百万颗),材料还是石墨,连个序列号都打不上(会被磨掉),自然无法登记追踪。如果生产或者发电过程中失窃,很难察觉。

第四,燃料球不会在每个发电厂生产,必然在专门的燃料厂生产,然后运输到核电站。水堆燃料组件中,核燃料占总重量的一半以上,而球床堆的燃料球,燃料只占球的百分之三。这意味着运输量要大几十倍。而且,由于燃料球比较脆弱,运输的时候需要一颗一颗保护,更是加大了运输成本。

第五,燃料球很难后处理,作为核废料的乏燃料体量巨大,比同样燃耗的水堆乏燃料多出几十倍。乏燃料或者核废料的处理非常困难,现在全球都没有好的解决办法。高温气冷堆核废料巨大的体量,显然又把这个问题放大了几十倍。

堆芯中,燃耗相同的情况下,燃料球的功率与中子通量和温度有关。中子通量差别不很大,因为堆芯周围有中子反射层(其实更合适的叫法是中子阻碍层),而中子的自由程也比较大。因此燃料球功率主要取决于其周围的温度。温度越低,裂变功率越高。一般来说,中心温度会高一些,周围因为靠近较冷且不发热的石墨壁,温度会低一些。这样,周边的燃料球裂变热功率反而高。

燃料球是循环流动的。由于出口在正下方,芯部的燃料球走得更快(作为对比,观察沙漏,中心部位会先出现一个坑),也就是燃耗低的燃料球更容易排出,周边燃耗高的更不容易。时间长了,周边的燃料球燃耗高,功率下降,温度更低。这会引起两个问题:第一、部分燃料球燃耗太高,影响堆芯的整体反应性,使堆芯功率下降。第二、引起严重的热流体不稳定性。即周边温度低,中心温度高,温度高的部分因为有向上走的趋势(浮力),风速更低,周边冷的部分风速更大,也就是冷的更冷,热的更热。250度和750度的氦气密度相差近一倍,所以这一效应是很强的。热的部分得不到冷却,而且由于周边燃耗高,功率低,为了保证出力,中心功率必然更高,冷却气体的温度也更高,浮力更大,冷却更差,如此恶性循环。这一热流体不稳定性,很可能是AVR出现超高温,和TFTR燃料球大量破损的重要原因。

高温气冷堆的燃料球流动无法控制,这是业界都知道的一个问题。上面说的热流体不稳定性一定存在,但是没有看见相关研究。热流体不稳定性带来的后果是,一旦堆芯出现温度不均匀,不稳定性将放大温度差别,致使部分区域达到很高的温度,超过燃料球可以承受的温度极限,引起燃料球破损和放射性释放。

核反应堆是一个复杂的系统工程。我国科学家经过长期努力,掌握了模组式球床高温气冷堆的全套技术,的确是一个很大的成就。但是科学有自己的规律,不可能一蹴而就。石墨堆有一些“固有不安全性”,比如进水危险,燃烧危险,超临界危险等。球床堆的发展历史也可以看出,还有很多技术问题没有解决。几乎所有的设计缺陷,都是事后才发现的。不能希望模组式的一次改进,能够解决球床堆型的所有问题,特别是还没有商业规模堆运行的情况下。

核能发展,对国家的影响远不止百年。希望高温气冷堆的研究者,核能发展部门,以及决策部门,能够以科学的态度,为了核能的长远发展,和国家的长治久安,更客观地看待高温气冷堆的安全性。

参考:

科学网-高温气冷堆问题总结 - 雷奕安的博文​blog.sciencenet.cn

免责声明:非本网注明原创的信息,皆为程序自动获取互联网,目的在于传递更多信息,并不代表本网赞同其观点和对其真实性负责;如此页面有侵犯到您的权益,请给站长发送邮件,并提供相关证明(版权证明、身份证正反面、侵权链接),站长将在收到邮件12小时内删除。