高温气冷堆HTR-10和HTR-PM中氚研究进展

【作者】 谢锋； 曹建主； 李红； 童节娟； 刘学刚； 魏利强；

【机构】 清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室；

【摘要】 高温气冷堆是国际上公认的具有第四代安全特征的堆型之一。10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是由清华大学核研院设计建造的,使用氦气作为一回路冷却剂,石墨慢化,并采用包含TRISO包覆颗粒的球形燃料元件[1]。HTR-10正常运行时一回路压力为3 MPa,堆芯入口氦气温度250℃,出口氦气温度750℃。在HTR-10的基础上,由清华大学核研院设计的高温气冷堆示范电站(HTR-PM)已经在山东荣成石岛湾开工建设,现已进入安装调试阶段。HTR-PM包含两个模块,总的热功率为500 MW,电功率200 MW。高温气冷堆放射性源项研究对反应堆的辐射安全具有重要意义。高温气冷堆放射性源项可以分为裂变产物、活化产物、放射性粉尘、氚和碳-14。目前,对核设施中氚的研究越来越受重视。本报告以HTR-10为例,我们对氚在堆芯及一回路中的产生机制、分布特点、减少途径和释放类型进行了系统的分析和讨论。我们在HTR-10上设计建造了一回路氚取样系统,如图1,对一回路氦气中氚的浓度进行了测量[2]。同时,我们对辐照后石墨球中的放射性核素分布进行了测量,确定了氚的比活度和径向分布[3]。结合理论计算,我们对氚在高温气冷堆中的产生机制和主要来源进行了研究,确定氚在一回路中存在以分子态和随粉尘载带两种传播途径[4,5]。本报告系统介绍氚在高温气冷堆HTR-10中的研究进展,同时简要介绍HTR-PM上氚取样测量的设计研究。对于高温气冷堆中的氚,我们认为应该从系统层面、燃料元件层面以及原子分子层面进行多层次的综合研究,以实验测量结果为基础和导向,开展理论分析和模拟计算工作,揭示微观的物理化学过程[6]。在本报告中,我们也将展望未来针对氚的一些研究,比如氚在石墨材料中的扩散系数测量、氚在不锈钢材料中的渗透机制、氚在高温高压下的化学形态问题等等。更多还原