核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的 核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量 热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器 内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就 源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是 最普通的压水反应堆核电站的工作原理

燃气轮机－模块氦冷反应堆（GT-MHR）技术介绍 　　燃气轮机模块氦冷反应堆（GT-MHR）使高温气冷堆与布雷顿（Brayton）动力转换循环系统相结合高效率发电。它基于在过去40年里开发的HTGR技术，包括7座HTGR电厂的设计、建造和运行。 　　GT-MHR满足了第四代核能系统（Gen IV）关于非能动安全性、优良的经济性、高度的防核扩散性和改善环境特性的目标，包括比当前一代核电厂具有更少的核废料以及更好的燃料利用率。由于其能够产生高冷却剂出口温度（至少850℃，且仍有更高温度的潜力），模块化氦反应堆系统也能有效地利用高温电解或热化学分解水来制氢。 　　在GT-MHR设计中所包含的技术，只要作适当的进一步开发就具有很大潜力，能够满足计划建在爱达荷国家工程和环境实验室（INEEL）的下一代核电厂（NGNP）示范项目的要求。下一代核电厂的目的是为了验证非能动安全性、新核电厂的许可证申请、利用布雷顿循环进行高效发电以及利用高温核热进行氢气生产。 　　技术背景 　　高温气冷堆（HTGR）概念演化自早期的空气冷却和二氧化碳冷却的反应堆。采用氦气取代空气和CO2作为冷却剂并采用石墨作为慢化剂，提供了更高的中子效率和热效率。氦冷却剂与石墨慢化剂相结合使得产生高温核热成为可能，于是这种反应堆被命名为高温气冷堆。 　　迄今为止，已建造和运行了7座HTGR电厂（见表1）。第一座是英国的20 MWt Dragon试验堆，接下来是两台功率相对较低的电厂，分别是美国115 MWt的Peach Bottom-1（PB-1）和德国49 MWt的AVR。PB-1和AVR展示了HTGR利用兰金（Rankine）（蒸汽）循环从核能发电。 表1 建造和运行的HTGR电厂 特性 Dragon Peach Bottom AVR Fort St.Vrain THTR HTTR HTR-10 地点 英国 美国 德国 美国 德国 日本 中国 功率 （MWt/MWe） 20/- 115/40 46/15 842/330 750/300 30/- 10/- 燃料元件 柱形 柱形 球形 六角形 球形 六角形 球形 氦气温度(入口 /出口，℃) 350/750 377/750 270/950 400/775 270/750 395/950 300/900 氦气压力 （Bar） 20 22.5 11 48 40 40 20 功率密度 （MW/m3） 14 8.3 2.3 6.3 6 2.5 2 燃料包壳 TRISO(a) BISO(b) BISO(b) TRISO(a) BISO(b) TRISO(a) TRISO(a) 燃料芯块 硬质合金 硬质合金 氧化物 硬质合金 氧化物 氧化物 氧化物 燃料浓度 LEU(c)/HEU(d) HEU(d) HEU(d) HEU(d) HEU(d) LEU(c) LEU(c) 反应堆 压力容器 钢 钢 钢 PCRV(e) PCRV(e) 钢 钢 运行年限 1965-1975 1967-1974 1968-1988 1979-1989 1985-1989 1998- 1998- (a) TRISO是指一种燃料包壳系统，其利用3种类型包壳：低密度热解碳、高密度热解碳以及碳化硅。 (b) BISO是指一种燃料包壳系统，其利用2种类型包壳：低密度热解碳、高密度热解碳。 (c) LEU意指低浓缩铀（＜20% 235U）。 (d) HEU意指高浓缩铀（＞20% 235U）。 (e) PCRV意指预应力混凝土反应堆压力容器。 　　随后建造的两座中等规模的蒸汽循环电厂是美国842 MWt的Fort St. Vrain电厂和德国750 MWt的THTR（钍高温堆）电厂。除了验证氦冷却剂（出口温度高达950℃）和石墨慢化剂的使用外，这些早期的核电厂还展示了包覆颗粒燃料的使用，　这种形式的燃料采用了陶瓷涂层来包容高温下的裂变产物，这是HTGR的一个重要特性。 　　在美国，通用原子能公司（GA）利用这些早期电厂的HTGR技术设计了许多种大型的2000~3000 MWt的HTGR电厂，它们中的10种得到了订单。但是上世纪70年代初发生的石油禁运和随之采取的节能措施大幅度地减少了能源需求以及对新建发电容量的需求，因此大型HTGR核电厂和其它核电厂的许多订单都被取消。 　　最近，又有两台HTGR试验反应堆建成并成功运行，它们是日本的30 MWt高温试验堆（HTTR）和中国的10 MWt高温反应堆（HTR-10）（表1），两者的设计出口温度分别为950℃和900℃。 　　美国的模块化HTGR设计始于1984年，当时国会要求工业界探讨利用HTGR技术开发一种"更简单、更安全"核电厂设计的可能性。　目标是开发一种具有非能动安全性同时又具经济竞争力的HTGR核电厂。与当时的大多数核电厂一样，HTGR核电厂被设计成堆芯长度与直径之比（L/D）大约为1以获得中子的经济性。详细的评估显示L/D之比为2或3甚至更高的低功率密度HTGR堆芯对于非能动地排出衰变热是有效的。在长而细的低功率密度HTGR堆芯内，发现衰变热可以通过自然方式（传导、对流和热辐射）非能动地传递给钢反应堆压力容器壁，然后通过热辐射（非能动地）从压力容器壁传递给周围的反应堆腔壁，然后再传导给一个自然循环冷却系统或传导给地面。 　　为了在衰变热非能动排出期间使包覆颗粒燃料温度保持低于损坏的限值，则堆芯的物理尺寸必须受限制，而对立体柱形堆芯几何结构获得的最大功率容量约为200 MWt。然而，一个200 MWt功率电厂是不具有经济竞争力的。这就导致开发一种环形堆芯设计以能具有更大的堆芯，因而，具有较高的反应堆功率。用环形堆芯设计的第一台模块化高温气冷堆（MHTGR）的功率为350 MWt。在连接一个蒸汽循环动力转换系统后，该电厂净热效率为38%，并且在当时（80年代后期）具有经济竞争力（在一定程度上）。为了在保持非能动安全性基础上改善经济性，则接着将堆芯功率提高到450 MWt，然后提高到现在的标准堆芯功率600 MWt。现在称为模块化氦反应堆（MHR）的最终模块化HTGR设计展示了反应堆设计和安全基本原理方面的根本性变化。 　　为经济性所拟订的最新发展目标是用高效率的布雷顿（燃气轮机）循环动力转换系统来代替兰金蒸汽循环动力转换系统，使热转换效率增至48%左右。MHR与燃气轮机联合循环构成了GT-MHR。GT-MHR保留了MHR所有非能动安全特性，但预计其比任何其它可用发电方法都具有更诱人的经济性。 　　设计目标 　　GT-MHR设计特性很适合于满足与安全性、经济性、环境影响以及防核扩散有关的第四代目标。MHR设计的原先基准是提供非能动安全性，然后再提供具有经济竞争力的高热效率。高效率确保减少环境影响，而反应堆设计具有极好的内在防核扩散能力，这主要是因为用于低堆芯功率密度的裂变材料总量较少。 　　GT-MHR设计目标可以概括如下： 　　安全性--GT-MHR安全设计目标是仅通过非能动（自然）热传递方式（传导、对流和辐射）提供排出堆芯衰变热的能力，而不需要利用任何能动安全系统来排出衰变热。 　　经济性--GT-MHR经济性设计目标是母线发电成本（20年平准化）低于最低成本的发电方式。该目标的具体部分包括：（1）隔夜的投资成本小于1000美元/kW和（2）标准四模块式GT-MHR电厂第一个模块的建造时间为3年，而后续建造的其它模块的建造时间逐渐缩短。 　　环境影响--GT-MHR环境影响的设计目标（与轻水堆对环境的影响相比较）是：减少了热排放，减少了重金属废物以及降低了乏燃料贮存库内放射性核素迁移到生物圈的风险。 　　防核扩散--GT-MHR防核扩散设计目标是电厂和燃料系统具有极强的抗破坏能力以及具有极强的防止向可用于武器的专用核材料或放射性材料的转换能力。 　　设计描述 　　GT-MHR把位于一个压力容器内的气冷模块化氦反应堆（MHR）与位于另一个相邻压力容器内的一个高效布雷顿循环燃气轮机（GT）动力转换系统（PCS）联接起来。反应堆和动力转换容器通过一个短卧容器相联并位于一个地面以下的混凝土地坑内。地面以下的地坑结构提供了极强的抗破坏能力，这是在9·11事件后全球的一个基本要求。 　　MHR的主要HTGR技术设计特性是利用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂并利用耐热的包覆颗粒燃料。氦冷却剂是惰性的，并且在所有情况下均保持单相，石墨慢化剂具有高强度并对高温具有稳定性，而耐热包覆颗粒燃料能在高温状态下包容裂变产物。 　　（1）燃料 　　命名为TRISO包覆颗粒燃料的MHR耐热包覆颗粒燃料是由球形颗粒组成的，而球形颗粒或是低浓缩裂变燃料或是增殖性材料（天然铀），为了适于应用，将其封装在多层的耐热包壳内。多层包覆层构成了一个微型的抗腐蚀性强的压力容器，而实质上是作为密封释放气体和金属裂变产物的屏障。标准TRISO包覆颗粒的总直径从650微米左右到850微米左右。对于MHR设计，使TRISO包覆颗粒燃料与含碳基体混合并放入柱形燃料压块内，该压块标称尺寸为12.5 mm（外径）×50 mm（长），然后装入六角形燃料块，其尺寸为360 mm（宽）×800 mm（长）。 　　TRISO包壳内为包容非常高燃耗的裂变产物提供了一个高温、高度完整性的结构。包壳温度接近2000℃时包壳才开始热劣化。正常运行温度不超过1250℃，而最坏情况事故下堆芯温度低于1600℃，冷却剂出口设计温度为850℃。美国、欧洲和日本进行的广泛试验已验证了该燃料的潜在性能，但是仍需进行试验以验证其满足正常运行和事故工况下的GT-MHR性能要求。 　　（2）反应堆 　　MHR堆芯设计包括一排六角形燃料元件，其周围是相同尺寸的固态石墨反射层元件，其垂直方向的底部由堆芯支撑栅格板结构支撑，而其横向由堆芯筒体支撑。在一个环形排列的102个柱内堆放着10层燃料元件，以构成活性堆芯。该堆芯封装在一个钢反应堆压力容器内。控制棒驱动机构位于反应堆压力容器的上封头内，而在下封头内仅包括用于维修的停堆冷却系统。 　　在标准MHR设计中，均匀混合的氦气出口温度为850℃。反应堆堆芯来的出口热氦气流通过位于横置容器中心内的一根热导管流到动力转换系统，在动力转换系统内氦气被冷却到490℃。然后通过在横置容器外壳和中心热导管之间形成的环形空间返回到反应堆。冷却的氦气通过反应堆压力容器和堆芯筒体之间的环形空间流到堆芯顶部的入口膨胀空间。从顶部入口膨胀空间，氦气向下流过燃料元件内的冷却剂通道被加热，然后汇集入底部出口膨胀空间并导入横置压力容器热导管。正面接触热氦气的所有堆芯部件或是石墨层或与高温氦气热隔离层。石墨具有高的强度，不易燃烧，并且具有稳定尺寸，不易受高温的影响（约2300℃）。 　　下一代核电厂（NGNP）的目标是堆芯出口温度为1000℃，　以便为发电或生产氢气提供更高的效率。NGNP要达到1000℃出口温度所面临的主要挑战是反应堆燃料和金属材料性能。可能需要采用较低峰值因子的堆芯设计，以便不超过燃料的峰值温度限值，或者需要修改燃料颗粒包覆系统（即ZrC包层代替SiC包层）以便具有更高的温度限值。 　　关键的NGNP金属材料方面的挑战来自反应堆压力容器和热屏障结构材料。可能需要一种可替代的具有耐更高温度的反应堆压力容器材料，因为决定反应堆压力容器温度的堆芯入口温度可能因更高的堆芯出口温度而更高。更高温度的压力容器材料可以得到，　但尚不能制造成NGNP所需的压力容器尺寸。具有丰富制造经验的类似的最大压力容器是先进沸水堆（ABWR）压力容器，其用较低工作温度的材料制成。NGNP规定的尺寸要求是反应堆压力容器重约为ABWR压力容器的1.5倍，并且用耐更高运行温度的材料制造。在GT-MHR中，包括绝热层的热屏障用于保护金属结构部件免受热出口冷却剂气体温度的影响，但是热屏障利用金属材料来保持热隔离物。对于NGNP 1000℃的出口温度，可能需要替代材料（如碳-碳复合材料）以取代这些热屏障金属材料。 　　因为1986年切尔诺贝利核事故，石墨在反应堆安全性中所起的作用受到了更多的关注。然而，切尔诺贝利事故的后果是由大规模燃料失效引起的，而不是由事故期间的石墨氧化所引起的。核燃料的衰变热能使石墨长时间地处于相当高的温度，从而使石墨发出在该事故期间所观察到的红色辉光。高纯度的核级石墨与氧反应相当缓慢，根据常规标准可将其归类为不燃物质。事实上，石墨粉还是可燃金属（包括锆）的D级灭火材料。对于GT-MHR，石墨的抗氧化和热容量用来减缓而不是增强伴随有空气进入反应堆压力容器的假想严重事故后的放射性后果。 　　（3）动力转换系统 　　GT-MHR的直接布雷顿循环（燃气轮机）动力转换系统包括一台燃气轮机、一台发电机、位于一根共用的由磁轴承支承的约29 m长的垂直方向的轴上的空气压缩机。动力转换系统也包括同流换热器、预冷却器和中间冷却器热交换器。加热的氦气直接从MHR流进燃气轮机以驱动发电机和压缩机。从燃气轮机排出的氦气流经同流换热器热侧并流经预冷却器然后通过低压和高压压缩机作中间冷却。从高压压缩机出口流出的氦气流经同流换热器的冷高压侧，

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