近年来，清华大学核研院正在紧锣密鼓的往前推进高温气冷堆项目。高温气冷堆包含众多散体堆内构件，其安全性分析势在必行。压力容器和蒸汽发生器在各种工况下的应力强度、变形量、密封性和抗震性能的评价非常关键，它们与反应堆的安全性和稳定性息息相关。为了完成模块式高温气冷堆的安全评价，本项目结合ANSYS软件与ABAQUS软件，系统探讨了一系列与压力容器和蒸汽发生器相关结构的有限元分析。通过计算法兰密封环的回弹量，验证了蒸汽发生器风机壳和吸收球驱动壳的密封性符合规范要求。通过优化压力容器卸料管嘴的构型，大大提升了卸料管嘴的密封性能。利用弹性曲梁公式对球床模块式高温气冷堆堆芯壳吊耳危险截面的承压应力进行校核，结果显示，吊耳危险截面的应力小于材料的应力限值。同时采用有限元软件对该吊耳整体模型和局部模型均做了应力强度的评价，结果表明，保证堆芯壳安全竖直起吊和翻身起吊的必要条件分别是，两主吊耳的受力比例小于1.79和质心位置离支点小于堆芯壳长度的 61.2%。通过计算上支承板、下支承板和底板组件在地震工况下的响应，验证了其应力和变形均满足ASME规范要求，且安全裕度很大。分别采用接触碰撞法和弹簧连接器等效法，对蒸汽发生器传热管进行地震响应有限元分析。结果表明，弹簧连接器模型的地震响应结果与接触碰撞模型基本一致，但计算成本却得到了大幅度的提高。本项目对压力容器和蒸汽发生器的设计及实验验证提供了一定的理论支持，吊耳的应力分析为堆芯壳的安全起吊奠定了理论基础。搭建了石墨堆芯缩比模型的抗震试验台架，详细设计了抗震试验过程并仔细分析了观察到的试验现象，对模型拆除后各部件的形态进行了详细记录分析，并对模型构件的动态位移情况进行了一定深度的探讨。结果表明，模型各构件（石墨、防旋键、紧箍带等）均无明显破损，控制棒在强震下可以顺利下落。证明了HTR-PM石墨堆芯结构在地震激励下的可靠性。另外，还研究了辐照对SiC材料磁性的调控，以及轻水堆燃料包壳涂层的制备和表征。 2100433B

与传统压水堆堆内构件不同，高温气冷堆堆内构件是由上万个陶瓷构件堆砌而成，并通过金属构件支撑和约束，各部件之间存在间隙，在地震激励下会出现摩擦和碰撞现象。散体金属堆内构件在地震条件下的动态响应是一复杂的非线性动力学行为，碰撞模型的等效和地震激励条件的变化将直接影响构件的动态响应。本项目拟从研究接触碰撞过程中的非线性效应出发，在此基础上采用实验测算和数值仿真相结合的方法设计及简化散体金属堆内构件的等效模型，运用时程分析法计算堆内构件应力和应变的时程变化，进而评价构件运行过程中的安全性和完整性，获得激励条件与动态响应的对应关系；在此对应关系下，以高温气冷堆的运行安全性为目标，合理调整及优化设计构型，获得散体金属堆内构件的最优结构和评价方法。通过本项目研究，可建立散体金属堆内构件运行安全性的评价准则，进而建立一套适用于散体金属堆内构件抗震研究的方法体系，为高温气冷堆的设计和研发提供理论支持。

功能

①可靠地支承、压紧和准确地定位燃料组件及其相关组件；②为控制棒提升和下降提供导向，在事故工况下保证控制组件快速插入堆芯；③提供冷却剂流道，引导冷却剂进入堆芯，限制旁通流量和减少泄漏量；④合理分配进入堆芯的冷却剂流量；⑤降低反应堆压力容器内表面所遭受的快中子注量；⑥为堆芯测量(包括温度测量和中子注量率测量)部件提供支承和导向；⑦支承和固定反应堆压力容器材料辐照监督装置。

设计要求

堆内构件设计要满足堆芯核设计、热工水力、力学性能和变形等准则的要求。按反应堆设计参数确定堆芯几何形状，实现燃料组件及其相关组件的合理布置，使占总流量90%以上的冷却剂进入堆芯，并在堆芯中具有合理的流量分布，避免滞流区和产生强烈的流致振动。对堆内构件中所有的螺钉、螺母、定位销等连接件，均需采取可靠的防松措施。在堆外设置松动件监测系统，以便随时监测堆内构件中的连接件是否松动或脱落。结构设计必须做到：在装换料和反应堆压力容器内表面在役检查时，能进行整体吊装，并能实现远距离安全吊装。堆内构件的对中装配，应满足控制棒驱动线的对中要求。控制棒导向组件应在冷、热态驱动线静、动水试验中验证其可行性和可靠性。堆内构件主体材料为奥氏体不锈钢，部分材料为镍基合金。

堆芯上部支承构件

由压紧板、支承筒、导向筒、堆芯上板、热电偶接线柱和压紧弹性环等构成。支承筒上端与压紧板、下端与堆芯上板构成刚性结构。导向筒是使控制棒插入堆芯的导向组件，其上部由一定数量的具有与控制组件相同形状的开孔法兰和方筒组成。下部由若干根C形管和双孔管通过法兰焊接在一起。上下两部分由中间法兰连接成整体。堆芯上板上设有燃料组件定位销和为导向筒定位的销孔。在吊篮法兰与压紧板之间装有Z形压紧弹性环。当压力容器顶盖螺栓拧紧后，压紧弹性环受到压缩，以压紧吊篮法兰，同时通过堆芯上部支承构件，将堆芯中所有的燃料组件压紧，并补偿热态时热膨胀引起的轴向差值。

堆芯下部支承构件

由吊篮、围板、下栅格组件和堆芯下部辅助支承构成。吊篮上法兰置于反应堆压力容器内支承台肩上，承受堆芯的全部重量，并通过四个均布的定位键与压力容器筒体、顶盖及上部支承构件定位，保证反应堆驱动线孔系的对中。吊篮筒体上配有出水接管与压力容器的出水管密封环匹配，利用压力容器和吊篮不同材料的热膨胀差而达到热态密封。下栅格组件由吊篮底板、流量分配板、堆芯下板和支承柱组成。在堆芯下板上设有燃料组件准确定位用的定位销和一定数量的中子注量率测量管的孔道。在堆芯的外围用不锈钢板构成的曲折形围板，通过与其环向连接的辐板装于吊篮筒体内壁，将整个堆芯围住，以保证大部分反应堆冷却剂通过堆芯。吊篮筒体壁、围板和所有径向的水隙都用来减弱中子对反应堆压力容器的辐照损伤。在吊篮底部还设有辅助支承(亦称防断支承)，吊篮跌落时，可依靠该辅助支承的缓冲器吸收吊篮跌落时的冲击能量，避免反应堆压力容器受损，且可使控制棒仍保持在堆芯部位，不致于引入过大的反应性。

堆芯测量支承结构

由堆内中子注量率测量、堆芯温度测量的支承和导向结构组成。探测器一般从反应堆压力容器顶盖上进入堆芯或从反应堆压力容器底部进入堆芯。如果中子注量率探测器由底部进入堆芯，则探测器穿过反应堆压力容器下封头接管进入堆内，经过辅助支承中的注量率测量导管和下栅格组件上的支承柱导管，最终进入燃料组件的注量率测量导向管中。堆内温度测量用的热电偶，由堆芯上部支承构件的热电偶接线柱引出至压紧顶板上汇集成几束，然后穿过反应堆压力容器顶盖上的温度测量管座引向堆外，直至二次仪表。

高温气冷堆核动力装置安全性好

高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到 “满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求 。

高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性：

1.1　反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：

①控制棒误抽出；

②蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力增强引入正反应性事故；

③一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温度下降引入的正反应事故等。

事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率上升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功率的上升，燃料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。

1.2　余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的衰变热可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终热阱)中。

当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。

模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。

1.3　阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的基本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃内。在此温度以下，热解碳层和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态和金属裂变产物几乎完全被阻留在包覆燃料颗粒内。而且裂变材料被大量分散到许多小的燃料颗粒内，独立形成屏障，具有很高的可靠性。

一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压力边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。

由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过1600℃而使裂变产物大量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很低，故在发生失压事故时，即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中，对周围环境造成的影响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设计中不设置安全壳，而采用“包容体”的设计概念。“包容体”不同于安全壳，无气密性和承全压的要求，无需喷淋降压和可燃气体控制等功能，系统大为简化。

高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实现的。在10kPa压差下的泄漏率小于10－2/天。在正常运行工况下，由排风系统保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向反应堆建筑内扩散，排风经过滤后由烟囱排出；当发生一回路冷却剂失压严重事故，一回路舱室中的压力超过10kPa时，自动打开事故排风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由烟囱排向大气。由于直接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经短时间后立即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的风险性。

高温气冷堆核动力装置发电效率可提高

模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950℃的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。

南非ESKOM公司设计的高温气冷堆核电厂即采用了氦气透平直接循环方式[1，2]，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电，反应堆压力为7MPa，氦气出口温度为900℃，高温氦气首先驱动高压氦气透平，带动同轴的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同轴的压缩机，最后驱动主氦气透平，输出电力。经过整个循环，氦气的压力将降到2.9MPa，温度降为571℃。为了将氦气加压到反应堆一回路的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到27℃后，再经两级压缩机后升压到7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到558℃，回到堆芯的入口，其流程见图5所示。该循环方式发电效率可达到47%。

该循环系统的主要优点为：系统简单，全部电力系统都集成在同轴相连的三个压力容器内，造价低；避免了堆芯进水事故的可能性；热力循环效率高。

高温气冷堆核动力装置热循环方式

氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的发展方向。但是，目前这项技术需要研究开发的项目较多，主要有：

①研制高质量、低释放率的燃料元件(以保证进入透平发电系统的放射性水平很低)；

②研制立式氦气透平技术，包括：磁力悬浮轴承、停机擎动轴承以及在高温氦气氛下相接触金属表面的处理等相关技术；

③研制高效(98%)的板翅式回热器技术等。

从技术可行性角度，目前考虑的替代氦气热力循环方式还有以下两种方式：

3.1　直接联合循环方式

循环流程如图6所示，6.9MPa的900℃高温氦气先驱动一个氦气压缩机透平，带动同轴的压缩机，再驱动主发电氦气透平，向外输出电力。出口的氦气再通过一直流蒸气发生器，加热另一侧的水，使之产生蒸汽。产生的蒸汽推动蒸汽透平发电机，向外输出功率。氦气经直流蒸气发生器后由压缩机加压到7.0MPa，183℃，回到堆芯入口。该系统的氦气透平和蒸汽透平联合循环发电效率可达48%。

这个循环系统的主要优点：不需要采用高效回热器，避开了一个技术难点。但是，由于采用氦气"para" label-module="para">

3.2　间接联合循环

图7给出的间接联合循环流程为：反应堆出口的900℃高温氦气经过中间热交换器(加热二次侧的氮气)，冷却到300℃，再经过氦风机回送到堆芯的入口。二次侧的氮气经中间热交换器加热到850℃，实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。该循环的发电效率为43.7%。

由于采用氮气作工质，可以采用成熟的气体透平技术，在现有技术基础条件下具有更好的可行性。但是投资成本增加，也不能排除堆芯进水事故的可能性。

从上述循环流程的比较可以看出，氦气热力循环方式都可以得到很高的发电效率，根据技术的发展水平，可以选择合适的循环流程。

高温气冷堆核动力装置优点及主要因素

模块式高温气冷堆由于采用非能动余热载出方式，其单堆的输出功率受到限制，最大热功率只能达到200～260MW。其输出电功率只能达到100MW规模容量，相比压水堆核电厂，其容量规模较小。但是，南非ESKOM公司设计的100MW发电容量的高温气冷堆的经济分析结果表明，与大容量的压水堆核电厂相比较，其发电成本有很好的竞争力，而且可以与当地廉价的煤电成本相比较。主要的因素有以下几点：

①高的发电效率：其发电效率比压水堆核电厂高出约25%。

②建造周期短：100MW容量高温气冷堆采用模块化建造方式，建造周期可缩短到两年，与压水堆核电厂5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比投资减少20%左右；

③系统简单：高温气冷堆具有的非能动安全特性使系统大为简单，不必设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造投资。

④安全性高：具有固有安全特性，在最严重事故情况下不会发生堆芯融化等传统风险 。