美国首个高温气冷堆 - Peach Bottom核电站1号机组

美国历史上建造的第一座高温气冷堆(high-temperature, gas-cooled reactor，HTGR)是Peach Bottom核电站的1号机组。该示范电站位于美国Pennsylvania州Philadelphia西南约80英里处的Susquehanna河旁，其任务是验证高温气冷堆的设计程序。

该反应堆在1349个等效满功率天(EFPD)内生产了超过120万兆瓦时的电力，由Philadelphia Electric公司配送。

Peach Bottom核电站1号机组由General Atomic公司设计，Bechtel公司建造，Philadelphia Electric公司运营。建造许可证于1962年2月颁发，1966年2月开始装料，次月达到首次临界，1967年5月达到满功率。第一个堆芯循环于同年6月开始商业运行，并于1969年10月停堆换料。1970年7月，第二个堆芯循环开始运行，1974年10月，由于达到使用寿命，该反应堆关闭、等待退役。

General Atomic公司于1976年分两卷出版了Peach Bottom高温气冷堆运行历史报告，该公司在报告中指出，除了生产商业电力，Peach Bottom核电站还是一座原型核电站。这种定位要求核电站必须进行包括停堆在内的功率调整，以便根据美国原子能委员会赞助的建造后研发计划对核电站系统和设备进行测试。General Atomic和Oak Ridge美国国家实验室在整个反应堆寿命期间都在持续执行此类监控计划，以监测堆芯组件性能、裂变产物释放和析出、循环活度、冷却剂化学以及反应堆运行的其他重要指标。此外，在第二个堆芯循环运行期间，作为先进HTGR燃料测试计划的一部分，安装并辐照了30多个燃料测试元件。

Peach Bottom核电站1号机组是石墨慢化、氦气冷却高温反应堆。堆芯内装有804个石墨燃料元件，每个燃料元件长12英尺(约3.66米)，直径3.5英寸(约8.89厘米)，包含30个燃料压块。36根液压驱动的控制棒提供反应堆控制和紧急停堆功能。此外，还有19根电力驱动的紧急停堆棒和55个热释放的重力下降中子吸收器。

反应堆的两个冷却回路并联运行。每个环路以每小时220000 磅(约99吨)的流量循环使用压力为335 psig(约2.31 MPa)的氦气。堆芯出口的氦气冷却剂温度约1300 °F(约704 °C)，接着进入蒸汽发生器进行冷却，然后在约650 °F(约343 °C)的温度下返回反应堆堆芯。由活性炭填料床组成的捕集系统用于捕集裂变产物并使其衰变，从而控制放射性。

在451.5 EFPD之后，Peach Bottom核电站1号机组的堆芯被第二个循环的堆芯取代。根据2003年Idaho美国国家工程与环境实验室为美国能源部编写的Peach Bottom核电站1号机组高温气冷堆1号和2号堆芯燃料摘要报告，“由于燃料颗粒涂层破裂导致90个燃料元件失效，首循环堆芯仅运行了其设计寿命的一半左右。运行初期出现故障的部分元件已被更换”。由于一回路系统内的活度增加(低于一回路系统设计限值)，发现90个燃料元件出现故障。

1969年，根据运行历史报告，“Philadelphia Electric和General Atomic于11月举行会议，审查450 EFPD堆芯检查的结果，并确定未来的运行模式。得出的结论是，首循环堆芯有可能在功率降低的情况下继续运行，但最好将其替换为2号堆芯。2号堆芯的制造、运输、许可和装载以及试验测试元件的安装也是此次讨论的主题”。

2号堆芯的装料于1970年4月10日开始，到该月底，所有251个燃料元件完成装料。4月23日，2号堆芯达到临界状态。7月14日达到满功率，主发电机与电网同步。第二个循环堆芯燃料元件的设计旨在提高稳定性，防止出现首循环堆芯曾出现过的燃料颗粒涂层破裂的情况。运行历史报告指出，第二个循环堆芯所采用的新型涂层燃料颗粒的设计特点包括：

• 滞留更多的裂变产物;

• 燃料涂层具有极佳的稳定性，从而防止燃料紧凑膨胀。

新的燃料颗粒涂有双层热解碳(BISO)，包括内层低密度碳涂层和外层高密度碳涂层。在第二个循环堆芯的整个寿期，一回路放射性活度从未超过1居里，从而表明2号堆芯燃料颗粒的裂变产物滞留特性得到了改进。第二个循环堆芯在其整个900 EFPD的设计寿期内成功运行。

2号堆芯一直运行到1974年10月31日反应堆关闭。之所以决定让Peach Bottom核电站1号机组退役，是因为初始示范活动已经完成，设计程序已经得到验证，但与其他电站相比，该电站40 MWe的输出功率并不经济。

Peach Bottom核电站1号机组退役计划由美国电力研究与发展协会(Electrical Research and Development Association)和美国电力研究院(Electric Power Research Institute)发起，从1975年10月持续到1976年2月。该计划为电站提供了又一次提供关键设计验证数据的机会。停堆后，对部分燃料元件进行了伽马扫描，以确定功率和燃料燃耗分布情况，从而进一步对HTGR商业设计程序进行验证。总共有148份来自一回路风管和蒸汽发生器传热管的样本被送去分析。

1974年11月22日，开始从反应堆移除燃料元件。到1975年6月11日，804个燃料元件被全部移除，并储存在乏燃料池中。这一过程包括装罐、泄漏试验以及将乏燃料放入乏燃料池。到1977年2月26日，所有乏燃料均已拆除并运出厂址。

到1976年7月，整个氦气净化系统(包括衰变床)被拆除并运到厂外。所有主要的退役活动于1978年2月结束。Peach Bottom核电站1号机组反应堆目前处于安全储存(SAFSTOR)状态。留在厂址的设备包括反应堆容器、蒸汽发生器和一回路系统管道，这些部件将在该电站2号和3号机组永久关闭后拆除。2号和3号机组均为百万千瓦级的沸水堆，于1974年建成投运，2020年获准延寿80年，将分别运行至2053年和2054年。

综上，Peach Bottom核电站1号机组成功进行了HTGR设计程序验证示范。这是首次对HTGR的商业运行进行示范，并证明是成功的。该HTGR的运行经验被Fort Saint Vrain核电站所吸纳和借鉴，该电站也采用了高温气冷堆技术。Fort Saint Vrain核电站的HTGR同样由General Atomic设计，电功率为330 MWe，于1979~1989年运行，1992年完成退役。

Peach Bottom核电站1号机组还证明，尽管首循环堆芯中的燃料元件出现故障，但在拆除和研究故障燃料元件并安装新堆芯后，电站仍可继续运行。还应指出的是，Philadelphia Electric证明了HTGR以负荷跟踪方式运行的能力，因为该电站在其八年寿期的大部分时间里就是这样运行的。电站中的许多系统在寿期内表现优异，其中包括蒸汽发生器，它在近八年的时间里没有发生传热管泄漏或堵塞。第二个循环堆芯还负责试验30个燃料元件，这些元件作为先进HTGR燃料测试计划的一部分进行了辐照。