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2023年8月13日上午9點(diǎn)16分，山東石島灣核電站，科研人員屏住呼吸，切斷了所有冷卻系統(tǒng)的電力供應(yīng)。而此刻，電站內(nèi)的反應(yīng)堆仍處于滿功率運(yùn)行狀態(tài)！
他們是瘋了嗎——要知道歷史上，1979年美國三里島事故與2011年日本福島核災(zāi)難都是因?yàn)槔鋮s系統(tǒng)故障才導(dǎo)致了堆芯熔毀，進(jìn)而釋放出放射性物質(zhì)的——他們居然敢主動(dòng)切斷冷卻系統(tǒng)！科研人員的勇氣來自這座核電站本質(zhì)的不同，因?yàn)樗捎玫氖?strong>高溫氣冷堆。
所以，到底什么是高溫氣冷堆？它憑什么不怕熔毀？我們的核電技術(shù)又是如何從跟跑做到領(lǐng)跑的？今天我一口氣給你講清楚。
高溫氣冷堆的工作原理與傳統(tǒng)壓水堆或沸水堆存在本質(zhì)差異。它的名字就很好地概括了它的特點(diǎn)。首先是“高溫”。這種核電技術(shù)使用氦氣作為傳熱介質(zhì)，在從核能轉(zhuǎn)換為熱能的過程中，可以實(shí)現(xiàn)更高溫度(750攝氏度)。而一般的核電站由于使用水作為傳熱介質(zhì)，即便通過加壓提高沸點(diǎn)，溫度也只能達(dá)到300攝氏度左右。根據(jù)熱力學(xué)知識(shí)，溫度越高，發(fā)電效率越高，高溫氣冷堆的發(fā)電效率可以達(dá)到40%以上，是目前發(fā)電效率最高的核電技術(shù)。
其次是“氣冷”。大多數(shù)的核電站都使用水作為傳熱介質(zhì)和冷卻介質(zhì)。水將核燃料產(chǎn)生的熱量帶出，將其加熱產(chǎn)生蒸汽，推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。而高溫氣冷堆創(chuàng)造性地運(yùn)用氦氣作為介質(zhì)，氦氣的沸點(diǎn)是-268.93攝氏度，在常壓下幾乎始終都是氣態(tài)，可被加熱到更高的溫度，而不像水溫度過高后就很難保持原有的狀態(tài)了。正是“氣冷”保證了“高溫” 的實(shí)現(xiàn)，使得高溫氣冷堆不僅可以應(yīng)用于發(fā)電，還可以利用其高溫的特性用于制氫或其他高溫化工過程。
基于以上工作原理，高溫氣冷堆的核心設(shè)計(jì)圍繞著三個(gè)關(guān)鍵要素展開：全陶瓷包覆燃料顆粒、氦氣冷卻劑與石墨慢化劑。
咱們先來看燃料元件。
這些直徑約6厘米的球形燃料堪稱高溫氣冷堆最大的特色。每個(gè)球體內(nèi)嵌約8000顆直徑0.92毫米的鈾燃料顆粒。每顆鈾顆粒被四層陶瓷材料包裹：最內(nèi)層為疏松熱解碳層，用于容納裂變氣體；第二層為致密熱解碳層，防止裂變產(chǎn)物逸出；
第三層為碳化硅層，提供機(jī)械強(qiáng)度與阻隔放射性物質(zhì)；最外層為致密熱解碳層，抵抗高溫腐蝕。這種“多層盔甲”使燃料元件可在1620℃高溫下保持完整性，遠(yuǎn)超核反應(yīng)可能達(dá)到的溫度。
接著咱們?cè)賮砜蠢鋮s與慢化系統(tǒng)。在高溫氣冷堆內(nèi)，作為冷卻劑的氦氣不斷循環(huán)流動(dòng)，吸收核裂變產(chǎn)生的熱量。氦氣的化學(xué)惰性避免了冷卻劑與燃料或結(jié)構(gòu)材料的反應(yīng)風(fēng)險(xiǎn)，同時(shí)其高熱容（在7MPa壓力下比熱容達(dá)5.19 kJ/(kg·K)）確保了高效傳熱。堆芯周圍布置的石墨塊兼具慢化劑與結(jié)構(gòu)支撐功能，石墨的晶體結(jié)構(gòu)可將快中子慢化為熱中子，維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，其高熔點(diǎn)（3650℃）與高熱導(dǎo)率（約100 W/(m·K)）則保障了堆芯的物理穩(wěn)定性。
而高溫氣冷堆的安全性源于其負(fù)溫度反應(yīng)性系數(shù)與被動(dòng)余熱排出能力。當(dāng)堆芯溫度升高時(shí)，燃料中的鈾-238對(duì)中子的共振吸收增強(qiáng)，同時(shí)石墨的熱膨脹導(dǎo)致中子逃逸概率增加，兩者共同作用使反應(yīng)性下降，實(shí)現(xiàn)自動(dòng)功率調(diào)節(jié)。在冷卻系統(tǒng)失效時(shí)，堆芯余熱可以通過以下三種途徑自然導(dǎo)出：石墨結(jié)構(gòu)的導(dǎo)熱將熱量從堆芯傳遞至反應(yīng)堆壓力容器；壓力容器外表面的熱輻射將能量散發(fā)至混凝土生物屏蔽層；屏蔽層與外部空氣的自然對(duì)流最終將熱量耗散至大氣。這一過程完全依賴熱力學(xué)定律，無需外部能量輸入。所以咱們可以說，高溫氣冷堆完全不受熔毀的影響，擁有固有安全機(jī)制。
回到剛開始的那個(gè)實(shí)驗(yàn)——其實(shí)同樣的實(shí)驗(yàn)科研人員做了兩次——它們的目的就是為了模擬核電站最極端的冷卻失效場(chǎng)景。結(jié)果兩次實(shí)驗(yàn)都顯示，核電站內(nèi)的兩個(gè)反應(yīng)堆模塊在冷卻失效后，堆芯余熱通過熱傳導(dǎo)、熱輻射和自然對(duì)流等被動(dòng)機(jī)制，于35小時(shí)內(nèi)將溫度降至安全閾值以下。這一成果標(biāo)志著全球首個(gè)商業(yè)規(guī)模的固有安全核反應(yīng)堆通過實(shí)證檢驗(yàn)，為核電安全設(shè)計(jì)樹立了新的里程碑。
而固有安全，正是第四代核電技術(shù)所追求的目標(biāo)之一，除此以外，可持續(xù)性與多用途能力也是其核心提升目標(biāo)。國際核能界于2001年提出第四代核能系統(tǒng)的六種候選堆型，除高溫氣冷堆外，其他技術(shù)路線還包括：鈉冷快堆（SFR）、熔鹽堆（MSR）、鉛冷快堆（LFR）、超臨界水冷堆（SCWR）和氣冷快堆（GFR）。但是，目前只有高溫氣冷堆是唯一實(shí)現(xiàn)商業(yè)運(yùn)行的第四代堆型。而這個(gè)唯一，恰恰就是我們的山東石島灣核電站。
所以你可以看到，在第四代核電技術(shù)上，中國已經(jīng)成了領(lǐng)跑者。而這，源自于我們持續(xù)40年的系統(tǒng)化研發(fā)與全產(chǎn)業(yè)鏈協(xié)同創(chuàng)新。
在1980~2000年的基礎(chǔ)研究階段，清華大學(xué)核研院王大中院士團(tuán)隊(duì)基于德國AVR堆設(shè)計(jì)，提出球形燃料元件與模塊化堆芯方案。1995年建成10MW高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆（HTR-10），2004年完成“不插入控制棒、不啟動(dòng)冷卻系統(tǒng)”的72小時(shí)余熱排出實(shí)驗(yàn)，首次驗(yàn)證固有安全性。
到了2001~2020年的工程驗(yàn)證階段，通過國家科技重大專項(xiàng)支持，咱們攻克了氦氣透平、螺旋管直流蒸汽發(fā)生器、耐高溫壓力容器等關(guān)鍵技術(shù)。2012年石島灣示范工程開工，自主研制設(shè)備占比達(dá)93.4%，這其中就包括了世界首臺(tái)大功率電磁軸承主氦風(fēng)機(jī)，使電耗降低了70%。從2021年開始，我們的四代核電開始進(jìn)入商業(yè)推廣階段，逐漸形成覆蓋設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)、運(yùn)營的完整標(biāo)準(zhǔn)體系。石島灣電站實(shí)現(xiàn)核能發(fā)電、工業(yè)蒸汽供應(yīng)與區(qū)域供暖的三聯(lián)供模式，驗(yàn)證多場(chǎng)景應(yīng)用可行性，一躍成為舉世矚目的“下一代核電之星”。
國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）預(yù)測(cè)，到2050年全球高溫氣冷堆裝機(jī)容量可達(dá)200GW，占核電總裝機(jī)15%。隨著中國技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)輸出與海外項(xiàng)目合作，這項(xiàng)源于實(shí)驗(yàn)室的創(chuàng)新或?qū)⒅厮苋蚰茉锤窬?。讓我們共同期待這一天的早日到來！
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