核能和平利用主要集中于一種形式，為電網(wǎng)提供基本負(fù)荷電能，因此“核電”成了核能應(yīng)用的代名詞。模塊式高溫氣冷堆具有先進(jìn)的第四代核電反應(yīng)堆特性，它的功率規(guī)模較小，目前設(shè)想是將多個(gè)模塊堆組合成大型核電站為電網(wǎng)供電，以便與常規(guī)核電相競爭。這種堆型是否只能有這一種應(yīng)用形式，是值得研究的問題。

      模塊式高溫氣冷堆有兩種設(shè)計(jì)，即球形燃料堆和柱狀燃料堆，都采用燃料顆粒、氦冷卻劑和石墨結(jié)構(gòu)材料，實(shí)現(xiàn)高溫高效率的發(fā)電和供應(yīng)工藝用熱。規(guī)則床模塊堆是在這兩種模塊堆設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上的改進(jìn)，是將燃料球在堆芯的隨機(jī)堆積轉(zhuǎn)變成有序排列的一種新設(shè)計(jì)。規(guī)則堆積可在一定幾何形狀的堆芯空腔內(nèi)，由隨機(jī)落入的燃料球自動排列，形成一種結(jié)晶狀的密實(shí)體。這種改進(jìn)能提高反應(yīng)堆性能和參數(shù)，排除球形燃料堆設(shè)計(jì)中的不確定因素，簡化堆體結(jié)構(gòu)和運(yùn)行方式, 使燃料裝卸運(yùn)輸和貯存發(fā)生重大變化。特別是它能建立一種燃料元件循環(huán)利用方式，使小堆燃料成本大大降低，開辟出中小反應(yīng)堆廣闊的應(yīng)用前景。本文就這種小型反應(yīng)堆應(yīng)用于船舶推進(jìn)動力的可行性進(jìn)行初步分析。關(guān)于規(guī)則床特性及規(guī)則床模塊式高溫氣冷堆的設(shè)計(jì)及燃料循環(huán)利用的介紹，可見另外兩篇中文文獻(xiàn)[1,2]。

1．商用船舶核動力存在的主要問題

      全球貿(mào)易不斷增長，船舶運(yùn)輸?shù)亩趸寂欧帕看蠓仍黾?兩年前估計(jì)年排放量已達(dá)到11.2億噸，約占世界總排放量的4～5％。特別是各國在這部分減排計(jì)劃中，都沒有找到有效的替換辦法和制定可行的減排計(jì)劃。另外，船舶運(yùn)輸主要依靠燃油，油價(jià)飛漲也急需尋找替代能源。因此應(yīng)用核能又被提到議事日程。

      核能用于商船推進(jìn)動力的研究已經(jīng)進(jìn)行了幾十年，除了在破冰船上有些應(yīng)用外，試驗(yàn)性的核動力商船只建造了3艘，沒有取得商業(yè)運(yùn)營的成功。其中主要原因是壓水堆型造成的，因?yàn)榇枚堰h(yuǎn)遠(yuǎn)小于商用發(fā)電壓水堆的經(jīng)濟(jì)規(guī)模，而且在船上的壓水堆燃料更換極其困難，只好延長換料期，導(dǎo)致燃料成本高而燃料利用率低。因此現(xiàn)有的船舶核動力僅能用于有限的軍事目的，還不能實(shí)現(xiàn)商業(yè)化應(yīng)用。

2．模塊式高溫氣冷堆船用的可能性

      模塊式高溫氣冷堆的固有安全設(shè)計(jì)排除了發(fā)生嚴(yán)重事故的可能，簡化了反應(yīng)堆系統(tǒng)，有利于船舶應(yīng)用。它的合適的中小功率規(guī)模，高溫高效率，以及可能直接與氦氣輪機(jī)耦合的特性，作為船舶動力在很大程度上優(yōu)于壓水堆。因此很多人建議利用這種堆型作為下一代船舶動力，見文獻(xiàn)[3～5]。

      但目前的兩種模塊式高溫堆設(shè)計(jì)，都不能作為移動動力。隨機(jī)堆積的球形燃料，在振動環(huán)境下，堆積密度會發(fā)生變化，影響安全運(yùn)行。而柱狀燃料在中子輻照環(huán)境下，燃料塊間隙變化，容易引發(fā)燃料塊移動和功率波動問題，因此都不適宜在搖擺和振動的環(huán)境下工作。另外，與壓水堆相比，高溫氣冷堆堆芯功率密度低，壓力容器尺寸大，因此屏蔽層的重量大，而且重心距底面很高，船用是很困難的。

3. 規(guī)則床模塊堆特有的適應(yīng)性

      燃料球規(guī)則堆積形成類似結(jié)晶體結(jié)構(gòu)，耐振動抗沖擊，與上述的兩種高溫氣冷堆不同，振動不會改變堆積密度，球形燃料元件在膨脹、收縮和變形的情況下，仍然保持密集堆積特性，堆芯內(nèi)不產(chǎn)生過大間隙，不改變冷卻劑分配特性，具有優(yōu)越的適應(yīng)性、穩(wěn)定性和抗震性能，適于在船舶動力的特殊環(huán)境下應(yīng)用。

      規(guī)則床燃料球可以被堆積成垂直的八角形柱，也可以被堆積成水平的八角形柱，即堆芯可以水平放置。氦氣冷卻劑也沒有流動方向的限制，可以向上、向下或水平地流過堆芯。這樣，與現(xiàn)有的各類反應(yīng)堆不同，細(xì)長的壓力容器及能量轉(zhuǎn)換容器可以水平放置。臥式布置與船的形狀相一致，對船的空間利用、減輕屏蔽重量以及增強(qiáng)船體穩(wěn)定性都極為有利，也在一定程度上彌補(bǔ)了壓力容器直徑和高度較大的缺點(diǎn)，見圖1。

圖1 船用核動力系統(tǒng)布置圖
Fig.1 Conceptual layout of the marine nuclear power system
1- 控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu); 2- 輻射屏蔽層; 3- 壓力容器; 4-空腔冷卻系統(tǒng); 5- 規(guī)則床堆芯; 6-連接管; 7-非能動冷卻系統(tǒng); 8- 回?zé)崞? 9- 預(yù)冷器; 10- 中間冷卻器; 11- 發(fā)電機(jī); 12- 透平; 13- 能量轉(zhuǎn)換容器; 14-壓縮機(jī);

      如圖1所示，氦冷卻劑由壓力容器一端封頭進(jìn)入，水平方向流經(jīng)四周反射層，反轉(zhuǎn)后進(jìn)入堆芯，并由同一端封頭流出，進(jìn)入能量轉(zhuǎn)換機(jī)組，發(fā)電后送到船舶動力系統(tǒng)?？刂瓢舨贾迷谒闹芊瓷鋵拥目椎纼?nèi)，由機(jī)電和氣動系統(tǒng)驅(qū)動，在水平方向移動。反應(yīng)堆批換料方式運(yùn)行，燃料球內(nèi)添加可燃毒物顆粒，用來補(bǔ)償燃耗反應(yīng)性。

4. 船用堆堆芯設(shè)計(jì)舉例

      現(xiàn)有采用核動力的建議，多半是考慮用于大型貨船，因?yàn)樨洿贿M(jìn)出專用的貨運(yùn)碼頭，比較容易首先接受核動力。提出的反應(yīng)堆熱功率需求范圍在20 MW至200 MW之間?，F(xiàn)以80 MW為例，簡單介紹規(guī)則床的堆芯設(shè)計(jì)。在水平放置的壓力容器內(nèi)，由石墨塊反射層構(gòu)成堆芯空腔?？涨坏牡酌嫔嫌姓叫闻帕械陌肭蛐伟枷荩瑐?cè)壁與底面形成90度或45度角，當(dāng)燃料球由頂部隨機(jī)落入時(shí)，就自動形成規(guī)則堆積。底面上相鄰球的中心距為69.282 mm，球床堆積密度為0.6802。堆芯八角形截面的平面距為1931 mm，堆芯柱長為4220 mm。形成的堆芯體積為12.96 m3，包含球形元件76061個(gè)，見圖2。估計(jì)這樣的堆芯可以產(chǎn)生大于80 MW熱功率。

 圖2 八角形堆芯的縱橫剖面
Fig.2 the transection and longitudinal section of the octagonal core

      在停堆和低溫低壓條件下進(jìn)行換料操作，燃料球由上部(壓力容器側(cè)面)卸出和裝入。在停堆的瞬間，每個(gè)燃料球的平均功率大約為0.1kW，12小時(shí)以后，大約為7W。這種發(fā)熱水平的燃料球，可以密封在運(yùn)輸罐內(nèi)，由罐外的空氣自然對流冷卻。罐的四周有輻射屏蔽層，罐的大小可隨裝球的多少而變化，與壓水堆不同，不需要水冷條件和水下運(yùn)輸，因此，燃料球的轉(zhuǎn)運(yùn)相對簡單和容易，詳見文獻(xiàn)[6]。

5. 船用核動力的經(jīng)濟(jì)性

      球形燃料元件在船用堆上可以實(shí)現(xiàn)定期換料，能更經(jīng)濟(jì)地利用燃料。假如，像核電站反應(yīng)堆那樣，滿功率運(yùn)行1年換料1次，這相當(dāng)于船舶航行大約3～4年，進(jìn)船塢換料1次，可以滿足一般船舶續(xù)航力的要求。這就不需要采用高富集度燃料，富集度可以低于20％，既滿足防核擴(kuò)散的要求，又大大降低了燃料成本。

      在燃料球裝入堆芯時(shí)，可以是不同燃耗深度的燃料球配合新燃料球，這時(shí)對燃料的裝入要求一定的屏蔽條件。也可以是不同裂變材料含量的新燃料球裝入堆芯，對燃料球不要求屏蔽，裝入較為簡單。但無論哪種方式裝料，由于船用堆功率規(guī)模小和運(yùn)行受到限制，卸出的燃料球平均燃耗較淺，更不能達(dá)到這種燃料特有的深燃耗。目前在模塊堆設(shè)計(jì)中燃耗深度取值為80～120 MWD/kg(U)，但很多實(shí)驗(yàn)表明，這種顆粒燃料還有進(jìn)一步加深燃耗的潛力。而原有商船壓水堆預(yù)計(jì)的燃耗深度僅僅為7 MWD/kg(U)，是無法與此相比的。為在船用堆上能利用深燃耗燃料，可以采用大小堆“耦合利用燃料”的方法。這與文獻(xiàn)[2]中所述燃料球循環(huán)利用相同，但是較簡單的一種方式。

圖3 核船燃料球循環(huán)系統(tǒng)流程圖
Fig.3 The diagram of fuel sphere cycle system of nuclear ship

      具體做法是將船用堆（20～200MW）卸出的燃料球，送到核電站高溫氣冷堆（可能建在碼頭附近），經(jīng)測量分檢，確定了燃料球的實(shí)際燃耗后，作為一種裝入燃料，在核電站反應(yīng)堆（600～1000MW）中與其它燃料混合使用，達(dá)到允許的最大燃耗深度后，才作為乏燃料處理，見圖3。在船用堆與核電站反應(yīng)堆配合建設(shè)的條件下，考慮共用燃料，大大降低了船用小堆的燃料成本。在船用堆系統(tǒng)上，也可以不再考慮燃料循環(huán)利用和乏燃料處理問題，簡化系統(tǒng)設(shè)置和最終退役問題。由核電站向船用堆提供和回收燃料，也有利于防核材料擴(kuò)散問題。

      對燃料經(jīng)濟(jì)性可以簡單分析如下：以80 MW船用堆為例，假定堆芯全部裝入了新燃料，每個(gè)燃料球平均含鈾量為9 g，在船舶航行3年，即反應(yīng)堆運(yùn)行1個(gè)滿功率年后，這些燃料被卸出。平均燃耗已經(jīng)達(dá)到40 MWD/kg(U)，然后在核電站繼續(xù)使用，達(dá)到120 MWD/kg(U)后成為乏燃料。一個(gè)燃料球釋放的能量大約為26 MW-h，其中1/3是用在船上代替燃油。如果油船的耗油量按0.2 kg/hp-h（千克/馬力－小時(shí)）計(jì)算，則一個(gè)燃料球的貢獻(xiàn)就相當(dāng)于1000 kg 燃油。一個(gè)燃料球國外估計(jì)的批量生產(chǎn)成本大約為幾十美元，比燃油成本低得多，它的另外2/3能量用于發(fā)電。所以，這種方式利用核能，由于是直接替代燃料油，具有優(yōu)越的經(jīng)濟(jì)競爭潛力。

6. 結(jié)論

      模塊式高溫氣冷堆具有固有安全性，排除了發(fā)生嚴(yán)重事故的可能，簡化了反應(yīng)堆系統(tǒng)，有合適的中小功率規(guī)模，高溫高效率，以及能夠直接與氦氣輪機(jī)耦合等特性，是先進(jìn)船舶推進(jìn)動力所需要的。規(guī)則床模塊式高溫氣冷堆堆芯，有類似結(jié)晶體的堆芯結(jié)構(gòu)，耐振動抗沖擊，具有船舶應(yīng)用需要的穩(wěn)定性和抗震性。特別是它的動力系統(tǒng)，包括壓力容器及能量轉(zhuǎn)換容器，有可能水平布置，以及船用小堆可能大幅度降低燃料成本等重要特性，展現(xiàn)出商用船舶核動力的應(yīng)用前景。

參考文獻(xiàn)

[1] 田嘉夫， 先進(jìn)的規(guī)則床模塊式高溫氣冷堆概念， 核科學(xué)與工程，2008, 28(2):147-157.
[2] 田嘉夫，高溫氣冷堆技術(shù)開發(fā)需要改進(jìn)和創(chuàng)新，中國核電信息網(wǎng)，2010.
[3] Adams, R. M., 1995, “Nuclear power for commercial ships,” Propulsion’ 95, a conference of maritime professionals sponsored by the Marine Log, New Orleans, LA, Oct 30-31.
[4] Crommelin, G. A. K., and Crommelin, Ir. W. F., 2004, “Inherently safe nuclear power generation with electrically coupled compressor and turbo expander(s),” Proceedings of ASME Turbo Expo, Power for Land, Sea, and Air, June 14-17, Vienna, Austria, GT-2004-53336.
[5] Lobet, P., Seigel, R., Thompson, A. C., et al, 2002, “A high temperature reactor for ship propulsion,” Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors, Petten, NL, April 22-24.
[6] Tian J. A novel concept of the modular HTGR and its new application [C]. 4nd International Topical Meeting on high temperature reactor technology. Washington, DC, USA Sep. 28-Oct 1, 2008, HTR2008-58042.

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