小身材大能量——第四代高温气冷堆核燃料球_风闻

马氏体-2021-12-20 18:23

2021-12-20

今天（2021年12月20日），全球首座第四代高温气冷堆核电站——山东荣成石岛湾示范电站并网发电，标志着我国在这一领域成为世界核电发展的领跑者。

世界上核电的发展，可以划分为四代。在第一代原型验证堆的基础上，上世纪70年代起世界各国相继建设了数百座第二代核电站，构成了当下商业运行核电站的主力。然而，美国三哩岛（1979年）、苏联切尔诺贝利（1986年）和日本福岛（2011年）核电站发生的严重事故给第二代核电技术的安全性敲响了警钟。于是，在二代核电基础上进一步强化安全性的第三代核电技术成为近年来新建核电站的主力。

（石岛湾核电站建设画面）

我国的第三代核电发展采取了博采众长、消化吸收再创新的路线，在新建核电机组中有引进自俄罗斯的VVER-1200、引进自法国的EPR、引进自美国的AP1000、在早先引进的二代技术基础上自主研发的“华龙一号”和在AP1000基础上自主研发的CAP1400等。与这些装机容量高达百万千瓦及以上的第三代核电“大哥”相比，仅仅20万千瓦的山东荣成石岛湾核电站只是一个“小弟”，却有着开商用第四代核电站风气之先的特殊意义。

第三代核电技术的品牌看起来五花八门，其实大部分是压水反应堆（简称为“压水堆”），即用高压液态水（“压水”的含义所在）带出反应堆中核裂变的热量（一回路，红色），通过蒸汽发生器将二回路水（蓝色）加热为高温高压水蒸气，驱动蒸汽轮机旋转，进而带动发电机发电。除了冷却剂外，水还起到慢化剂（又称“减速剂”）的作用，依靠中子和氢原子的碰撞将裂变产生的高能量（平均2Mev）的“快中子”慢化为低能量（0.03eV左右）的“热中子”，因为热中子更容易引发铀-235的裂变，快中子则容易被核燃料中含量更高的铀-238吸收而不发生裂变。

与第三代相比，进一步追求核电安全性和清洁高效性的第四代核电技术就显得更加百花齐放了，目前世界各国已确定了六种技术路线，石岛湾核电站使用的是其中的高温气冷堆技术路线，具体来说是球床模块化高温气冷堆。这是在清华大学牵头研发的HTR-10型10兆瓦（1万千瓦）高温气冷实验堆基础上，发展出的高温气冷堆示范工程，用两台10万千瓦高温气冷堆并联驱动一台蒸汽轮机，构成一座20万千瓦高温气冷堆示范电站。

要简单理解高温气冷堆，可以从其名称中“高温”和“气冷”两大特征入手。根据卡诺定理，高温热源温度越高，热机的热效率就越高。石岛湾的高温气冷堆氦气出口温度达到750℃，经蒸汽发生器可产生570℃的水蒸气，发电效率可达40%以上。此外，高温蒸汽还能用于热电联产、稠油热采、化工、冶金等领域。相比之下，传统压水堆为了保证核反应安全可控，产生水蒸气温度只有280℃左右，发电效率一般就在30%出头。进一步提升水冷反应堆的运行温度也是第四代核电的发展方向之一。

至于“气冷”，是指反应堆采用7MPa高压氦气作为冷却剂。要高效传导出热量，就得使用高热导率的气体，而气体的热导率和气体摩尔质量成负相关。因此，热导率第二高且绝对惰性的氦气成为不二之选（氢气热导率最高，然而你敢用吗？）。相比于用CO2等气体作为冷却剂的早期气冷堆，高温气冷堆有了脱胎换骨的变化，因而能够担当起第四代核电技术的重任。

攻克了冷却的问题，慢化问题仍然有待解决。氦气的密度远低于水，对中子缺乏足够的慢化效果。高温气冷堆使用石墨作为慢化剂（利用中子与碳原子的碰撞），用石墨和碳化硅把UO2核芯层层包裹，同时也利用这两类材料的高温稳定性把核燃料和裂变产物牢牢包裹起来，防止放射性物质泄漏。

传统反应堆的燃料制成块状，封装在锆合金包壳管内，一次性全部装入反应堆内，运行一段时间后（一般为一年到一年半）停下反应堆统一更换。石岛湾核电站正在建设的是球床高温气冷堆，使用球形核燃料元件。燃料球在反应堆中自上而下运动，经过一段时间的核反应后从反应堆底部排出，经过分选除去破损和耗尽的燃料球之后，仍然可用的燃料球和新的燃料球从上方重新加入反应堆中。这种设计大大延长了反应堆停堆检修换料的时间间隔，每时每刻反应堆中仅有相对少量的核燃料和核废料，也极大地降低了核事故的风险。

高温气冷堆核燃料球的生产，起始步骤与普通核燃料一样，从富集U-235的UF6开始，首先制备U3O8。接下来就是高温气冷堆燃料球独有的生产工艺——制备直径仅0.5mm的UO2核芯。这样均匀规整的UO2小球，是由U3O8经过酸溶-溶胶凝胶-焙烧还原得到的。截图中颜色鲜亮、质感坚硬的小颗粒，推测是硝酸铀酰经溶胶凝胶法转化并经干燥得到的重铀酸铵（(NH4)2U2O7）小球，它们经过焙烧还原，就得到灰不溜秋的UO2小球。

UO2核芯制备车间，管路纵横犹如置身化工厂。高温气冷堆燃料生产工艺由清华大学研发，中核北方核燃料元件有限公司（包头202厂）进行放大研究并建立生产线。

UO2核芯上要用化学气相沉积法包覆四层材料，最内层是疏松热解碳层，负责吸收气态的核反应产物和缓解应力，其外有两层致密热解碳层和一层碳化硅层。最终包覆颗粒的粒径达到0.92mm。这样的陶瓷“铠甲”能够将核燃料和产物牢牢封印在内，最高可以耐受1600℃的高温，使得气冷堆能够在高温下运行，更是保证了事故中的安全性。这种包覆方式，被称作全陶瓷型三重各向同性包覆（TRISO），是目前最先进的包覆方式。

单个的包覆颗粒尺寸太小，难以操作。接下来，要把无数的包覆颗粒压制成直径60mm的燃料球。直接把包覆颗粒压在一起，很容易导致颗粒破裂。因此，在压制前要给颗粒“穿衣”，即包裹上一层0.2mm厚的石墨粉。穿衣的过程，就像滚元宵，用乙醇浸润包覆颗粒后，反复翻动，让颗粒表面粘上一层石墨粉。

（翻来翻去，就像炒糖炒栗子）

将穿衣后的包覆颗粒注入模具，经过压制成为燃料球。

燃料球的压制采用冷准等静压成形工艺。等静压成形效果固然很好，却需要配备昂贵的等静压设备。准等静压，就是用硅橡胶等在高压下具有良好流动性的橡胶材料作为模具和压力传递介质，在接近普通模压成形设备的压力机内，实现对粉体的均匀三向挤压成形，保证燃料球的各向同性。经过3MPa的压制，得到的50mm球体中包含1.2万个包覆颗粒，其中含有7g铀，可以释放出相当于1.5吨标准煤的能量。

刚才只是预压工序，得到的是直径50mm的芯球，其外要再包裹一层5mm厚的石墨球壳，在300MPa压力下终压成形，最终成形为高温气冷堆用的60mm球形燃料元件。这层石墨球壳被称作“无燃料区”，是阻止核芯放射性物质泄漏的又一道屏障。

压制成形的燃料球经过车削加工达到精确的尺寸。当然，这一步必须考虑到后续热处理带来的尺寸变化。

（画面右下角的黑色大罐子疑似盛装燃料球进行热处理的石墨匣钵）

压制成形的燃料球强度有限，需要接受热处理。为包覆颗粒穿衣和构成无燃料区的石墨粉被称作“基体石墨粉”，由天然石墨、人造石墨和酚醛树脂混合而成。酚醛树脂在其中起到粘结剂的作用，经800℃的低温炭化处理，酚醛树脂炭化，把石墨粉粘结在一起，赋予燃料球足够的机械强度。随后，燃料球还要经过1900℃的真空高温纯化处理，排出H2和Fe、Cr、Ni等催化石墨腐蚀的杂质元素。通过层层检验，高温气冷堆燃料球至此就可以下线了。

（这只是牛刀小试。国产燃料球，可以经受4米高度跌落800次，保证对核燃料的可靠密封。）

高温气冷堆示范工程每年需要30万个燃料球。我国自主研发建设的全球首条工业规模高温气冷堆核燃料元件生产线于2013年3月开工，2016年9月正式生产。

从核心关键技术研发，到清华大学核研院的10MW实验堆，再到华能集团、中核集团、清华大学联合建设的石岛湾核电站示范工程，经历40余年奋斗，我国第四代高温气冷堆核电技术终于修成正果。**它具有完全自主知识产权，设备制造国产化率高达93.4%。**2020年度国家最高科学技术奖就授予了领导高温气冷堆开发的清华大学王大中院士。

与第三代核电相比，我国高温气冷堆技术最大特点之一就是“固有安全性”，除了刚才提到的小型模块化设计（减少停堆后的余热）、包覆核燃料（阻止放射性物质泄漏）和不停堆在线换料技术（减少一次性装入的核燃料量）外，还通过“负温度系数”设计实现反应性随堆芯温度升高而自动下降，即使突发故障或遭遇严重外部事件（如地震），不采取任何干预措施，反应堆堆芯也不会熔毁，放射性物质不会大量外泄，从根本上解决了核能安全利用的世界级难题。

从高温气冷堆、钍基熔盐堆、钠冷快堆等第四代裂变反应堆到可控核聚变研究，我国都走在世界的前列，为和平而安全地利用核能、为清洁而永续的能源供应做出中国贡献。

加油，中国核电！

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