今年，一部《切尔诺贝利》的高分美剧再次让30多年的一场核灾难重回公众视野，也让已经日渐平息的世界恐核思潮再起波澜。如何安全使用核能，一直是世界核能技术的必答题。

今天我们就来介绍一种公认的新一代核电技术——高温气冷堆。

要安全利用核能，反应堆的冷却方式很重要

如果你平时关注核电技术的话，可能经常听到这些专业词汇：轻水堆、重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快堆、熔盐堆……其实，这些都是以所用到的制冷技术来称呼核反应堆，比如轻水堆和重水堆都属于压水堆，是将水作为冷却剂，用加压（轻水/重水）的方式冷却反应堆，而气冷反应堆，则不再使用水，转而使用气体作为冷却剂。

气冷反应堆并不是新生事物，在人类将核能用于战争后的10年里，对于和平利用核能的研究就一直在继续。

上世纪50年代，英国和法国率先在气冷堆方面做出探索，首先开发的是镁诺克斯（Magnox）型气冷堆，采用二氧化碳气体作为冷却剂，石墨作为慢化剂，镁诺克斯金属作为燃料棒的包壳材料。

而之后，惰性气体氦气取代二氧化碳的计划很快便推出了，那就是由英国牵头多个国家参与的“龙堆”（Dragon）项目。

与此同时，美国和联邦德国也分别建成了桃花谷（Peach Bottom）反应堆和AVR反应堆，两个反应堆均在1966年达到临界，1967年并网发电，其中AVR反应堆直到1988年才退役。

高温气冷堆之所以安全，源于其燃料很独特

高温气冷堆是气冷反应堆中的一种。

目前投入商用的核反应堆技术主要是压水堆，其原料都是由氧化铀陶瓷芯块和锆合金包壳组成，而高温气冷堆的燃料则复杂一些，其高温特性和安全性也首先归功于此。

它的核心是直径0.5mm左右的二氧化铀，外面是三种材料以同心球形式包裹的燃料颗粒，分别是热解碳、碳化硅、致密热解碳，这个颗粒的尺寸也不足1mm。

这些燃料颗粒会像五仁月饼的果仁一样弥散在石墨基体之中，最后压制烧结成燃料元件。只要环境温度不超过1650℃，最外层的碳化硅球壳就会保持完整，锁定放射性原料，成为反应堆的第一道安全屏障。

其另一道安全屏障就是“气冷”——以氦气作为冷却气体。由于氦气是一种惰性气体，几乎不与任何物质发生化学反应，原子序数低，中子吸收截面小，难于活化，自身具有很低的放射性水平，也不会像压水堆一样存在各种腐蚀问题。

其第三道屏障是反应堆以石墨作为慢化剂，整个堆芯都没有金属，结构材料全是石墨和碳块，因此熔点可以达到3000℃，提高了结构安全性。

中国核安全技术

虽然核能具有一定危险性，但在现有技术条件下完全可以做到安全利用。我国始终把核安全放在首位，我国核电从起步之初就采用当时世界上成熟的二代改进型压水堆技术和最新设备，本质安全水平较高。日本福岛核事故后，我国又提出多项安全改进要求，包括防洪、防台风天气、增加应急移动电源、增设冷却水源等，进一步提升了核电安全水平。近10年来，我国致力于更安全的核电技术研发，率先实现由二代向三代核电技术的跨越，研发形成了具有自主知识产权的第三代大型先进压水堆技术以及具有第四代特征的高温气冷堆技术。数据显示，我国核电机组已累计安全运行超过450堆年，从未发生国际核事件分级2级及以上运行事件或事故。核电安全得到有力保障。

以我国的压水堆核电站为例，它设置了四道安全屏障。

第一道是燃料芯块，也就是这种二氧化铀陶瓷晶体，它的大部分微孔不与外面相通。在正常情况下，98%以上的放射性物质都将滞留在这些微孔内。

第二道屏障是燃料包壳，也就是装下燃料芯块的那根燃料棒，它能将裂变产物密封在锆合金包壳内；

第三道屏障是一回路边界，冷却水在反应堆压力容器、主管道和蒸汽发生器内循环流动，这是一个完全密闭的系统。

即使燃料棒破损，放射性物质也会留在压力容器内，不会泄露到外面。

第四道屏障是安全壳。这可是厚达1米的圆顶钢筋混凝土建筑，可以确保核反应堆内的放射性物质不外泄，还可以抵御地震、龙卷风甚至大飞机的撞击。内壳和外壳之间形成负压，即使内壳受损，放射性物质也不会泄漏到环境中去。此外，它还能可以抵抗17级的超强台风和9级地震。

可以说“华龙一号”是目前全球安全性最强的反应堆，几乎不可能发生会对外界有影响的核事故。

给核电站戴上“安全帽”

时间退回到2011年3月11日，地震引发的海啸将日本福岛第一核电站供电线路全部切断，其完全依赖电力的能动安全系统彻底失效，进而引发福岛核事故。

“当时我们就意识到，核电站要满足更高的安全要求，不能只依赖能动系统。”中核集团华龙一号副总设计师刘昌文回忆，面对福岛核事故的惨痛教训，中核集团做了一个大胆的决定：放弃刚刚完成研发，即将开工建设的二代改进型核电机组CP1000，引入非能动安全系统，研发具有自主知识产权的三代核电。

研发非能动安全系统，要过的第一关就是方案设计关。刘昌文表示，虽然系统的基本原理大家都清楚，但落实到每一个具体细节，仍要反复推算。“就像家里搞装修，不可能只凭一个想法，而是具体到每一个门窗缝隙都要仔细考虑。”

以华龙一号形似“头箍”的非能动导热水箱为例，其每一个设计细节都经过反复雕琢。水箱太小，换热能力不足；水箱太大，又会影响抗震等要求。

由于缺少相关经验积累，没人能给出确切答案。研究团队只能不停计算、试验，对多个参数进行反复论证，才敲定最终设计方案。

不光是水箱这样的庞然大物，哪怕是一根小小的排放管，研究团队也曾花费半年时间反复计算最佳尺寸。正是在一次次的不懈攻关、创新中，华龙一号非能动安全系统从想法变成了一张张设计图纸。

大山深处的模拟试验

闯过方案设计关，接下来要对设计进行验证。

中国核动力九〇九基地，试验台架高60米，相当于20层楼高，相关系统试验课题负责人郗昭站在上面也免不了双腿微颤。这是华龙一号非能动二次侧余热导出系统的试验场地。

反应堆发生事故后，回路中的水由于温度不同会产生密度差，因水位高低不同会产生重力差，该系统能够以此为驱动力，在不依靠外界动力的情况下将反应堆内的余热导出，实现核电站事故后的安全停堆。

要对如此庞大的一套系统进行验证，不是一件容易的事。刘昌文说，此前国内外的通行做法是建设缩小比例模型，通过相似理论，将结果推导到原系统进行验证。

但大家很快发现，这个办法失灵了。

“对该系统来说，哪怕与真实高度只差一点，实际效果都可能相去甚远。所以，缩小模型验证的办法行不通。”刘昌文说。

老办法不能用，研发团队决定，干脆建一个与华龙一号等高、等温、等压的试验装置，模拟真实环境下的系统运行。

选址、建设、试验……两年间，研发团队暂别亲人和熟悉的工作环境，在距离成都200公里外的大山里驻扎下来。60米高的试验台架，郗昭一天要爬几个来回，她曾因此一周内瘦了5斤。

“为了避免上下台架上厕所耽误时间，大家工作的时候都不敢多喝水。”中国核动力研究设计院二所所长李朋洲回忆。

功夫不负有心人。经过反复试验，该装置取得的200余组数据成功验证了华龙一号非能动二次侧余热导出系统72小时瞬态排热能力。真实等高、等温、等压环境下的试验结果，让所有人心服口服。

创新设备支撑创新设计

系统验证通过，又一个新问题摆在面前：非能动安全系统所需的设备去哪里找？

中国核电工程有限公司设计工程师赵斌向记者提到了事故工况下用来冷却安全壳的非能动换热器。

该设备是非能动安全壳热量导出系统的关键部件，需要综合考虑设备型式、体量、布置形式、换热能力、冷凝水收集能力等多方面因素。市场上没有现成设备可供选择，只能自主研发。

“为了研发这个设备，光图纸我们就更新了十几版。”赵斌说。在经过大量修改、优化和验证工作后，研发团队研发的非能动换热器最终实现了不同需求间平衡，可满足华龙一号的苛刻条件。

这样的例子还有很多。

经此一役，该团队成功填补了国内非能动安全系统设备的多项空白，趟出了一条从未有人走过的道路。

文章来源： 科技日报，丽洋统一，52赫兹实验室