世界首个氟盐冷却高温堆实验装置Hermes通过建造许可安全评估

据世界核新闻(WNN)等多家媒体网站报道，美国核管理委员会(NRC)6月13日针对凯洛斯能源公司(Kairos)在田纳西州橡树岭科技园区建造赫尔墨斯(Hermes)熔盐实验装置的申请，发布了它的最终安全评估报告(FSER)[1]。据Kairos预计，可能将在今年晚些时候获得同类首个反应堆的建造许可证;该实验装置将于2026年投入运行。而最新的进展很可能是，同年在橡树岭科技园区建成70MWt KP-FHR型核电厂。

位于橡树岭科技园区的Hermes示范设施效果图

NRC的评估结论是，没有任何安全方面的因素能阻碍给这个反应堆颁发建造许可证。此前，NRC独立的反应堆安全咨询委员会提供了它的审查结果，建议批准Hermes示范堆建造许可。

Kairos于2021年9月和10月分两部分提交建造许可申请。但早在2018年开始，即与NRC进行了广泛的申请前的接触。据NRC核反应堆监管办公室主任安德莉亚·尼尔(Andrea Veil)说，NRC于2021年11月接受Hermes CPA(Construction Permit Application)的审查，承诺加快21个月的审查时间表，并在18个月内完成审查，计划远远提前。她说，“这反映NRC在提高效率的同时，采用‘风险预知’(risk-informed)的方法，维护安全的承诺。”

Kairos负责监管事务的副总裁彼得•黑斯廷斯(Peter Hastings)说，“我们很高兴与NRC本部人员密切合作，完成了一项彻底、高效和创新的审评，这对未来部署先进堆令人鼓舞。”“我们期待继续与NRC本部人员和委员会密切合作，支持批准最终环境影响报告书，并完成强制性听证会。”

Kairos正在采取“快速迭代”的研发方法，降低商用化道路上的风险，并为建筑和施工建立信心[2]。在未来，还必须提交单独的运行许可证申请。它说，Hermes建造许可申请在为运行许可申请奠定基础，进而为未来商业部署的许可证申请提供经验教训。

Hermes就是这个公司热功率35 MW、不发电的氟盐冷却高温堆(KP-FHR)，所用的核燃料是TRISO(三重结构各向同性)颗粒燃料球，冷却剂为低压氟盐。美国能源部选中它作为示范堆，按照先进堆示范规划，七年内获得6.29亿美元成本分担拨款，以降低风险，旨在为商业部署更大型的KP-FHR提供运行数据。

示范堆选址在橡树岭的东田纳西科技园区;据2022年底宣布的协议，TRISO燃料球将由洛斯阿拉莫斯国家实验室的低浓燃料加工设施生产。Kairos公司还委托一家工厂与Materion公司合作，生产高纯度氟盐冷却剂，称之为氟锂铍(Flibe)。该公司在另一份声明中说，位于俄亥俄州埃尔莫尔(Elmore)的熔盐净化厂现已将第一批冷却剂运交新墨西哥州阿尔伯克基市(Albuquerque)凯洛斯能源公司的试验设施，以支持工程测试单元(ETU)的运行。

Hermes建造许可申请安全评估概要[3]

安全评估文件，记录NRC本部人员对凯洛斯能源公司(Kairos)2021年9月29日提交的建造许可申请的技术审查。申请的是赫尔墨斯(Hermes)试验堆装置，计划建在田纳西州的橡树岭。

该试验堆支持Kairos的氟盐冷却高温堆(KP-FHR)的技术开发。它是35 MWt的热谱堆，使用嵌入碳基球中的TRISO燃料颗粒，内含高含量低浓缩铀(HALEU)。这个堆用氟化物熔盐冷却剂构成球床，主要借助耐高温的TRISO颗粒燃料实现功能性安全密封。

NRC反应堆安全咨询委员会独立审查了申请中涉及安全的方方面面，并在2023年5月16日的报告中向核管会提供了审查结果。

这次安全评估，依据Kairos截至2023年2月提交的信息，展示NRC本部人员对Hermes施工许可申请的审查意见。据此，本部人员确定Hermes试验堆的初步设计和分析，包括主要设计标准;设计基准;与建筑材料和总体布置相关的信息;以及对设施的构筑物、系统和部件的设计和性能进行的初步分析和评价：(1) 为最终设计符合设计基准提供了合理保证;(2) 包含足够的安全余量;(3) 描述的构筑物、系统及部件，能防止各种事故并缓解事故的后果;(4) 满足适用的监管要求及核管会导则。

KP-FHR的核燃料、反应堆本体剖面与主要技术参数(IAEA 2020)

KP-FHR蒸汽循环原理图

反应堆安全咨询委员会的“结论和建议”

1. Hermes设计的关键特性包括反应堆的热功率低，使用TRISO燃料，氟锂铍(Flibe)冷却剂作为有效的功能性密封(functional containment)，而且有非能动散热能力。相对监管选址标准，总体设计预期的剂量后果有很大裕度，允许使用独特的安全分级方法。

2. 由于氟盐冷却高温堆技术的首创性质，存在性能不确定性。这在Hermes运行期间可最直接解决。

●像Hermes这样规模的示范设施，对测试这种技术的关键技术要素、设计特征、安全功能和设备性能很有价值。

●关键问题是对设施内铍和氚气溶胶的管理，使之低于相关法规的限值，保护工作人员的安全。

3. 正如NRC本部人员在评估报告中指出的，相信这个设施可以按照有关法规和初步安全分析报告(PSAR)中概述的设计基准进行建造。详细的设计、分析和技术规格，将在运行许可证(OL)审查之前完成。与石墨氧化有关的可燃气体问题，应包括在这些评审中。

4. 应批准Hermes的建造许可证。

背景

Hermes设施是个35 MW的试验堆，将根据10 CFR第50.21部分“104类许可证”获得许可;这个反应堆不发电，将作为一定规模的示范设施，测试和证实KP-FHR技术的关键技术要素、设计特点、安全功能和设备性能。NRC反应堆安全咨询委员会将继续支持先进堆原型许可路线图。NRC本部人员的“非轻水堆监管审查路线图”概述了这个路线图。

Hermes使用核燃料即熔盐冷却剂内的TRISO燃料球，和Flibe冷却剂一起，奠定了强大、固有安全的高温低压系统。重要的固有安全特性包括：

● TRISO燃料球和Flibe冷却剂提供功能密封;

● 主回路热传输系统在近大气压下运行;

● 负反应性系数(燃料、慢化剂和冷却剂温度);

● 反应堆容器和其他安全相关部件位于单独的抗震结构内。

依照NUREG-1537 (颁发许可证的格式与内容指南，以及NRC本部人员标准审查计划)对非动力堆提供的指南，NRC本部人员的安全评价(SE)对Kairos公司的PSAR进行了逐条审查。此外，《NRC本部人员安全评价》附录A有个清单，包括需要额外编制的建造许可证附加条件和设计、分析或管理要素。必须解决这些问题，以支持Hermes的运行许可证(OL)申请。

本文通过总结以下各点，讨论Hermes设施的整体安全性：(a) 设计新颖或独特特征;(b) 设计的主要安全功能及其实施;(c) 主要设计标准、安全分级和纵深防御;(d) 假定事件选择、后果分析和安全裕度;(e) 运行可靠性;(f) 工作人员的安全;(g) 颁发运行许可前仍有待完成的技术开发活动。

新颖或独特的方面

赫尔墨斯(Hermes)的设计有许多新颖或独特的方面，具体包括：

●第一个应用功能密封的核反应堆，功能密封定义为一个或一组屏障。在正常运行、预期运行事件和假想事故下，它们联合在一起，限制放射性核素向环境的输运和释放;

●首次应用美国机械工程师学会(ASME)锅炉与压力容器规范(BPVC)，第III节，第5部分高温材料;

●燃料球和石墨反射体浮在Flibe冷却剂中;

●TRISO燃料颗粒的“球壳”比德国和中国高温堆中使用的球壳更薄;

●防虹吸装置用于主热传输系统冷端断裂情况下，限制冷却剂流失;

●失去强制循环，上部静压腔内的四个流体二极管“激活”自然循环;

●燃料球装卸系统的设计，提供燃料和慢化剂球的装卸、分类和储存。

相对于使用TRISO燃料、Flibe冷却剂、球床堆芯和石墨慢化堆，Kairos能够识别与其设计相关的运行经验。

安全功能

Kairos公司确定了三种安全功能：限制放射性核素释放、控制散热和控制反应性。考虑到提供这些安全功能的系统为非能动设计，在确定的设计基础事件期间不需要电源。这包括场外或任何备用电源的电力。此外，不需要运行人员采取干预行动，缓解任何设计基础事件。

限制放射性核素释放

Kairos使用“功能密封”概念，限制放射性核素释放。这种方法从源头控制放射性核素，使之密封在TRISO涂层内的铀碳氧化物颗粒燃料内。在燃料球性能评估中，Kairos假想事故前的TRISO燃料颗粒失效水平，比能源部先进气冷堆TRISO燃料鉴定计划中观察到的水平高100倍。Flibe熔盐也可作为防裂变产物释放附加的固有屏障，因为它对可能从燃料球中逸出的几种裂变产物有很强的化学亲和力(惰性气体除外)。

综上所述，这两个固有的坚强阻滞屏障，再加上反应堆热功率低，致使预期场址边界处的剂量后果比监管选址标准低很多。场址边界的剂量也低于环境保护局(EPA)的保护行动指南。安全裕度高、功能密封、非能动衰变散热、流体二极管和反虹吸特性，允许采用独特的方法对构筑物、系统和部件(SSC)进行分级。

Kairos选择性地进行了边界计算，假设Flibe中产生的所有氚能通过热交换器渗透并直接释放到外环境，估算了该设施每年的氚释放量。这些保守、简化的假设，证明符合10 CFR第20部分(辐射防护标准)的剂量限值。Kairos指出，它的设施有个氚净化系统。预期这个系统能降低设施内空气中氚的浓度，保护工人，并能使每年向环境释放氚的量远低于PSAR中提供的计算值。这就可减轻有些人对这个设施释放氚的担心。

热排出控制

衰变热排出系统(DHRS)是个非能动冷却系统，有四个独立的序列，反应堆产生的热量一旦达到目标水平就会启动。DHRS有足够的排热能力，以确保反应堆容器的温度保持在设计限值以下，而且不会挑战燃料的完整性。Kairos公司已证明，四个序列中的三个就有足够的能力排出衰变热。通过重力供水的水箱提供最终热阱，热虹吸套管可去除反应堆容器的热量，并将蒸汽排入厂房外的大气。燃料球的衰变热通过Flibe冷却剂的自然循环传到反应堆容器壁，然后通过传导和辐射传给DHRS。水箱的大小可以提供长达七天的非能动冷却，NRC本部人员已用自己的计算证实了水箱的大小。还计划通过试验验证运算结果。NRC本部人员规定，必须在运行试验大纲中检查某些影响(例如，腐蚀和结垢，过渡期内的流动不稳定性，以及运行期间的动态负荷)。

反应性控制

用两套不同的控制元件控制Hermes的反应性。运行期间，反射层内的四个控制元件用于调整反应堆功率;用三个停堆元件插入球床，停止反应堆。在假定的事件场景下，三个停堆元件中的两个，就足以维持足够的停堆余量。计划进行测试，证明两个系统都具有足够的执行能力。除了这些系统之外，燃料、慢化剂和冷却剂都有很强、内在的负温度系数，可提供反应性控制。

重要的设计准则、安全分级和纵深防御

Kairos公司已确定并描述了确保反应堆设施安全、防止放射性失控释放所需构筑物、系统和部件(SSC)的主要设计准则。Kairos用于Hermes设计获得许可的方法，不用概率论方法确定取得许可的基准事件、SSC分级和纵深防御评估。相反，对假想事件、单一故障准则和最大假想事故(MHA)，采用确定论方法评定设施的安全性和SSC分级。在安全分析报告中只用了两个SSC分级：“安全相关”和“非安全相关”。此外，考虑了一系列“假想事件”(与发生的频率无关)，用以核实最大假想事故(MHA)的影响仅限于设施现场的边界之内。

Hermes设计的主要安全特性是TRISO燃料和反应堆冷却剂Flibe的独特组合。其他与安全相关的SSC，包括反应堆容器和内部构件、反应堆停堆系统、DHRS、燃料球装卸与储存系统的乏燃料储存架，以及反应堆建筑结构的安全相关部分。NRC本部人员认为，如上所述的这些系统，符合与其安全分级相称、适用的条例和标准;然而评估运行许可证还需附加的设计和性能分析。

安全裕度大，可使用独特的安全分级法。根据历史实践，相对于Hermes重要的安全特性，NRC反应堆安全审评委员会对这种方法正确性的评估如下：

虽然反应堆容器及其焊缝划为安全级，但认为主回路热传输系统(PHTS)与安全无关，而且认为对任何假想的事件，无需保持安全稳定关闭。这种分级基于成功的设计，但流体二极管的性能与反虹吸特性还有待证明。反虹吸功能可防止反应堆容器内冷却剂存量失去过多，以便在反应堆容器外管道破裂的情况下，冷却剂的液位保持在球床堆芯活性区以上。流体二极管允许反应堆容器内保持自然循环，把球床堆芯的热量通过反射层传给反应堆容器和DHRS。

此外，Kairos公司建议使用“安全相关”的替代定义，把“反应堆冷却剂压力边界的完整性”更改为“用以维持堆芯活性区上部反应堆冷却剂液位的反应堆冷却剂边界部分完整性”。在Hermes设计中，除了反应堆容器，并不把反应堆冷却剂边界计入裂变产物滞留部位。因此，把反应堆容器划归“安全相关”，而反应堆冷却剂边界的其余部分划归“非安全相关”。这个修订后的定义，适用于PHTS发生重大断裂的设计基础事件，能应对球床堆芯的持续冷却和非能动衰变散热问题。

这种方法可能在整体上削弱“纵深防御”和各种屏障(安全功能)的独立性。此外，将PHTS管道分为“非安全相关”，表明该系统可能无法在设计基准地震中存活，可能会在喷嘴/管道界面处破裂，从而挑战反应堆容器的完整性。

一方面，对于首个这样的反应堆，PHTS的设计、分析和建造达到与反应堆容器相同的质量水平(ASME BPVC、第三节、第五部分、设计和施工以及第十一节，测试和检查)，能增强信心，因为(热或地震诱发的)大型管道破裂的概率较低。设整个主冷却剂压力边界为“安全级”是历史惯例，即使是低压系统(如钠冷快堆器)也是如此。

相比之下，从安全分析的角度来看，Hermes的安全分析，对PHTS滞留裂变产物不抱任何希望。而且，由于Flibe与潮湿空气并不发生显著的反应，PHTS的管道不需要像钠冷却堆那样，作为防止化学攻击的屏障。因此，在这种独特的情况下，由于热功率低与功能密封相结合，对公众的辐射后果有巨大安全裕度，无需基于额外的“纵深防御”和历史实践，提升PHTS的安全等级。对于其他采用功能密封的反应堆系统设计，情况或许并非如此，每个反应堆系统都应根据具体情况进行评估。

假想事件选择、分析结果与安全裕度

Hermes事故分析评估了广泛的假想事件，以建立最大假想事故(MHA)。这些事件的类别包括：(a) 反应性插入;(b) 熔盐溢出;(c) 失去强制循环;(d) 燃料球装卸与储存系统故障;(e) 子系统或组件释放出放射性物质;(f) 正常运行的普遍性挑战;(g) 内部和外部灾害(分别为火灾、淹没、地震、风灾和水灾)。在每个事件类别中，检查几个特定事件，以确定事件的边界场景。

事故分析还检查了设计已排除的各种事件及排除的根本原因。考虑的事件包括反应堆重返临界或停堆故障、散热能力降低、大量Flibe泄漏、在役的故障大于假设的故障、进入大量空气、DHRS腔室淹没、插入过多的反应性、与堆芯无关的临界状态、Flibe释放过多的放射性核素，以及外部或内部干扰安全相关SSC的各种事件。

对包含的每个事件，要用初始条件保守的假设、安全相关SSC的响应(包括援引的单一失效准则……)，以及瞬态特征，评估事故系统的响应。从历史上看，在高温堆中，保持金属结构在允许温度内，一直是个问题。Kairos进行的瞬态分析表明，对于堆芯筒体和反应堆容器，不锈钢温度限值的裕度约为100～150℃。燃料和控制棒材料也远低于它们相应的温度限值。

NRC本部人员对事件选择和分析方法、假设和结果进行了缜密的审查。在某些情况下，本部人员对同一事件进行了范围计算，以便对Kairos的计算结果获得额外的信任。在运行许可(OL)审查、“可燃气体的产生与石墨-空气氧化相关”完成之前，应解决空气侵入事件。

构建的MHA限定了事故的时间-温度轮廓(曲线)、边界条件，而放射性核素的源项假设将导致计算的辐射释放量，包括每个事件类别中每个事件边界情景的放射性释放量。

MHA事件假定了设想的时间-温度历史，其中(a)考虑了与反应堆保护系统相关的保守的紧急停堆以及与反应堆保护系统相关的触发延迟二者的热影响;(b)限定反应堆内的反应性事件、过热事件和过冷事件，以及另外假想的、不大具有挑战性的堆外事件的初步计算。在源项评估中，考虑了TRISO燃料、石墨结构中的氚和覆盖气体活化产生的Ar-41释放的保守估计值。即使有这些假设，MHA在场址边界导致的辐射剂量远低于选址准则，也低于EPA的防护行动指南。剂量主要来自氚和Ar-41，而不是裂变产物。

用于研究和试验堆的MHA，不考虑超设计基准事件，如预期的瞬态没有停堆(ATWS)和全场断电。如上所述，全场停电不是问题，因为Hermes执行安全功能不需要电力。对于ATWS事件，其后果取决于反应性插入的严重程度。然而，Hermes设计有很强的负温度系数，球床堆芯反应性过多有限，能防止燃料损毁。我们已经注意到，在其他先进堆如EBR-II(金属燃料钠冷快堆)、AVR(德国球床高温气冷堆)和HTTR(日本高温气冷堆)上进行的试验证明，类似的固有安全特性，已为这些技术的法规生效提供了独特的数据。

运行可靠性

与氟盐冷却高温堆(FHR)技术相关的性能不确定性，多半在Hermes运行期间直接解决。几个关键领域包括：

● Flibe受照射期间在温度梯度下的化学势(即氧化还原反应)的控制能力;

● Flibe在允许范围内共晶点附近，防止粘度有害变化的成分控制能力;

● 由于腐蚀，盐内杂质对核燃料性能的影响。

此外，Flibe内存在铀杂质和裂变产物，将产生有害的混合废物(有害的铍和放射性物质)。据Kairos说，他们已确定了受污染Flibe的处置路径。

电厂工人安全

Hermes主要工作人员的安全问题，与设施内空气中氚溶胶的控制能力有关，因为氚会通过高温部件渗透出来，而保护工人在运行、维护和检查期间的安全，就要控制熔盐中铍的挥发性。因此，今后仍有两个项目有待审议：(a) 是否需要一个系统，控制反应堆厂房和堆壳内(在维修活动期间)空气中铍的浓度低于国家职业安全与卫生研究所(NIOSH)短期受照限值;(b) 导出的空气中气溶胶的浓度(DAC)是否低于允许浓度，从而不需要个人防护设备，即可在维修期间保护工人免受反应堆厂房与堆壳内空气中氚和铍的危害。

技术开发

确定了许多正在进行的研究和开发活动，因为有必要确认SSC设计的充分性，以便在建造竣工前解决安全问题。这与确认以下诸项有关：证实燃料球的性能;高温材料鉴定和监控;石墨氧化;计算机程序代码生效;流体二极管的研制;源项分析用的热力学和蒸气压相关的合理性;反应堆关键工艺变量过程传感器技术的开发;反应堆冷却剂化学监测仪器的研制。Kairos说，这些活动将在建造完成之前完成。

由于这是支持施工许可证的初步安全分析报告，设计与相关分析的许多细节留在最终安全分析报告中是合理的。启动期间计划的堆内试验以及监测和检查细节尚未获得，分析工具也未得到充分验证，安全分析的不确定性也没有得到充分评估。Kairos承认这种情况;NRC本部也在他们的审查中指出了这些项目，并在运行许可审查或反应堆初始启动期间跟踪，直至问题获得满意的解决。

总结

Hermes设计的关键特性包括反应堆热功率低，使用TRISO燃料和Flibe冷却剂作为有效的功能密封，以及非能动散热能力。总体设计导致的预期剂量结果与监管选址标准有很大裕度。由于FHR是个首创的技术，因此在Hermes的运行过程中，性能的不确定性可直接解决。像Hermes这样规模的示范设施对于测试这种技术的关键技术元素、设计特征、安全功能和设备性能有很大价值。委员会相信，这个设施可按相关法规和《战略规划报告》中概述的设计基础进行建设。Hermes的建筑许可证申请应获得批准。

见解与思考

1. 开发第四代核能系统，特别是熔盐堆系统，是提升核能安全、解除社会公众疑虑、启动非水冷核电建设的必由之路。解除社会公众的疑虑，最根本的强有力手段是技术选择和厂址选定准则，确保核安全与周围的环境和居民的健康。在这方面，核能界对第四代六个系统的分析、比较优势的认识越来越集中，甚至发展到海洋和太空。美国选定近期优先开发的七个堆型中，三个属于熔盐堆，另外两个是泰拉能源公司的氟化物熔盐快堆(MCFR)和陆地能源公司的一体化熔盐堆(IMSR)[4]。

附图. 氟盐冷却高温堆(FHR)属于熔盐堆(MSR)类，但核燃料是高温气冷堆(HTGR)用的石墨球床TRISO颗粒燃料，兼备第四代核能系统全部经证实的特征，属世界首创，是最成熟的先进堆型。

2. 弥补、补充可再生能源的间歇性，核能，特别是先进核能有独到的、永久性的优势和适应性。任何科学技术的生命力，最终是经济、成本的比较优势。在这方面，熔盐堆的优势十分明显。尤其是它不需要制造“固体燃料”，而且可用其他堆型不可避免产生的核废料作为燃料，使其核燃料实际上“用之不竭”，而且边际成本为零，类似于可再生能源。

但KP-FHR的乏核燃料是TRISO颗粒燃料石墨球，还没有确定是否进行“后处理”和“再循环”，其经济成本目标暂时优于天然气发电成本。KP-FHR技术一旦成功示范，单堆的额定输出功率范围可扩大到GWe级，规模经济成本显著优于正在运行的现代轻水堆。

3. 在核能开发方面，美国的积累最多，经验教训最为深厚，也走在世界各国的前列。我国核能界还比较清醒，继续保持谦虚谨慎，不妄自尊大，如此才能看得更远，少走弯路。

4. 进行“开创性”堆型研发特别难，氟盐冷却高温堆(FHR)和钍熔盐堆(TMSR)都属此类。尽管前面已经进行了广泛的研究和实验，但在结构和材料方面有任何“开创性”，示范和商用部署前都必须进行验证，因为“魔鬼在细节”中。对此，美国能源部科学办公室对规划中项目的处理具有代表性[5]。

5. 2023年7月，Kairos能源公司又向NRC提交在同一现场建造Hermes 2 示范电厂申请[6]。据ANS网站8月18日报道，NRC已完成Hermes的环境审查，并明确“Hermes 2 Plant”由两个35 MWt反应堆组成，每个反应堆的大小与最初的测试反应堆相同，并共用一个发电系统。“Hermes 2 Plant”将生产和销售电力[7]。

橡树岭科技园区KP-FHR实验核电厂(装机容量70 MWt/30.625 MWe)概貌

参考资料与注释

[1] WNN, US regulators conclude Hermes safety review, 16 June 2023.

[2] Sonal Patel, NRC Completes Safety Review for Kairos Nuclear Test Reactor Within 18 Months, POWER, Jun 22, 2023.

[3] ML23130A183; U.S. NRC ADVISORY COMMITTEE ON REACTOR SAFEGUARDS, May 16, 2023.

[4] WNN, Kairos submits PSAR for Oak Ridge demonstration reactor, 05 October 2021.

[5] Tobias Mann, DOE digs up molten salt nuclear reactor tech, taps Los Alamos to lead the way back, 11 Aug 2022.

[6] ANS, Kairos applies for permit to build two-unit Hermes plant, Nuclear News, July 26, 2023.

[7] WNN, NRC completes Hermes environmental review, 18 August 2023.