作者：刘续 邱沫凡 王亚婷 曹鸿 姜世博

编辑：杜昱博 高松龄 周圣钧 李艳文 邱雨浩

审核：赵　鑫 张可人

导读

高温气冷堆通常指以石墨作为慢化剂，以氦气作为冷却剂的核反应堆，它的堆芯出口温度可达800-1000℃，根据堆芯形状，可分为球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆是具有第四代核电系统特征的先进堆型，其固有安全性、热效率高（40%~41%）、燃耗深（最大高达20MWd/t铀）、转换比高（0.7~0.8）等、用途广泛等特点，受到了国际上的广泛关注。

01 高温气冷堆发展历史

高温气冷堆的概念最早在1943年由美国橡树岭实验室的Farrington Daniels提出，不过当时仅是一个设想。1956年，英国开始研究发展高温气冷堆技术，1962年与欧洲共同体合作开始建造热功率为20MW的高温气冷试验堆——龙堆(Dragon)，1964年8月首次临界，1966年4月达到满功率运行。美国于1967年建成电功率为40MW的桃花谷(Peach Bottom)实验高温气冷堆核电厂，1974年10月停堆退役。德国也于1967年建成电功率为15MW的球床实验高温气冷堆核电厂(AVR)，1974年将该堆的一回路氦气温度由750℃提高到950℃，成为世界上运行温度最高的核反应堆，1988年停堆退役。

我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，中国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电。2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006——2020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。

02 高温气冷堆结构与材料

具有我国自主知识产权的世界首座球床模块式高温气冷堆核电站示范工程HTR-PM于2017年11月实现并网发电。

HTR-PM示范工程由两座反应堆、两台蒸汽发生器、一台汽轮发电机组和其他附属系统组成。反应堆采用球形燃料元件，石墨为慢化剂，氦气为一回路冷却剂。

当反应堆运行时，氦气将核反应产生的热量带出堆芯，经过热气导管进入到蒸汽发生器中，并将热量传递给二次侧的水，产生过热蒸汽，推动汽轮发电机发电。冷却后的氦气由主氦风机升压后送回堆芯进行下一次循环。在运行过程中，燃料元件由堆芯底部进入卸料管，通过燃耗测量器进行燃耗测量，将未达到设计燃耗值的燃料元件重新装入堆芯使用，反之，将燃料元件输送到乏燃料贮罐贮存，通过这种方法实现连续装卸燃料不停堆的运行方式。

高温气冷球床堆在燃料设计上与常规压水堆/沸水堆有很大的不同，最特殊的一点在于，它没有使用燃料棒，而是使用了燃料球（Pebble），如下图所示。全陶瓷包覆颗粒燃料球由外致密热解碳层、碳化硅层、内致密热解碳层、疏松热解碳层和二氧化铀燃料核心构成，复合包覆层组成微球型压力容器，能够在不高于1620℃的温度下，阻止放射性裂变产物的释放。石墨球的设计，使得反应堆堆芯有很高的热传导系数和较大热容以及很好的热稳定性。

03 高温气冷堆固有安全性

反应堆的安全特性一般包括：自然安全性、非能动安全性、能动安全性、后备安全性等。通常，固有安全性特指自然安全性，即反应堆本身具有的安全特性。

高温气冷堆最大的特点是充分利用高性能的燃料元件，和大的负温度系数，实现了反应堆的固有安全特性，排除了严重放射性事故发生的可能。高温气冷堆的反应安全性可从以下几个方面实现：

（1）限制堆芯直径。典型压水堆活性区直径3.37m，活性区高度4.26m，而HTR-PM 堆芯为瘦长型，更有利于堆芯余热的有效导出，提高了反应堆的安全性。

（2）采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件。与传统压水堆不同，HTRPM采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件，燃料元件在1600℃的高温下包覆层仍能保持其完整性，可有效地防止裂变产物及放射性物质外泄。

高温气冷堆在利用自然安全特性的基础上，又设计了两套停堆系统和非能动余热排出系统，主要体现为：①两套独立的、不同运行原理的停堆系统，任何一套系统都能保证安全停堆。②事故紧急停堆工况下，剩余发热仅依靠热传导和热辐射就能导出到反应堆压力容器表面，最后通过热辐射、对流传给余热排出系统，通过自然对流把余热排至外界环境。

总体来说，模块式高温气冷堆具有非能动余热排出、全陶瓷包覆颗粒燃料元件、反应性有效控制、不停堆换料等特点。随着核能商业化的推进以及电力市场竞争压力日益增长，研究和开发更为安全、经济的高温气冷堆核电站是未来核电事业发展的重要趋势。

04 高温气冷堆的国际比较—核研院从跟跑到领跑

球床模块式高温气冷堆是具备固有安全特性的第四代核反应堆技术。在“863”国家高技术研究发展计划、国家科技重大专项的持续支持下，清华核研院通过坚持科教融合、产学研协同创新，实现了从跟跑到并跑、到领跑世界的跨越式发展。

以王大中等为代表的核研院老一辈科学家，以超前的战略眼光，瞄准了球床模块式高温气冷堆这一有可能实现“固有安全”的先进反应堆堆型，从上世纪80年代开始相关的基础研究和关键技术攻关。1986年，高温气冷堆项目被列入“863”国家高技术研究发展计划，目标是在核研院建设一座功率为10兆瓦的高温气冷实验堆（HTR-10）。经过了大量研究、验证和一系列关键技术突破，HTR-10于1995年6月在清华大学核研院动工兴建，2000年12月建成临界；2003年1月完成满功率并网发电及系列运行试验和安全试验。

同时，国外在高温气冷堆领域也有所发展：美国要在2021年前开发并示范利用高温气冷堆技术进行发电和（或）制氢的技术和经济可行性；法国的法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标；日本已经建成了高温工程试验研究堆HTTR，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术；俄罗斯与美国共同开发利用高温气冷堆烧钚(Pu)的研究。

核研院的模块式高温气冷堆具有固有安全性、高发电效率、应用广泛、燃料适应性强、经济竞争力强等诸多优点,因此具有广阔的发展前景。对我国而言,模块式高温气冷堆核电站示范工程的建设,可促进我国能源应用的多元化,早日实现我国核电建设与发展的国产化目的。

HTR-10证明了其优异的安全性，展示了广阔的应用前景。2006年，高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）作为“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”的一个分项，列入我国中长期发展规划的国家科技重大专项。

清华大学核能与新能源研究院院长、高温气冷堆示范工程总设计师张作义说：“对于第四代核电技术，美国、德国、日本、俄罗斯等国家都开展了大量研究，但只做到了方案研究，我们是世界上第一个用第四代核电技术实际建造了电站的国家。

对于我国自主知识产权的世界首座高温气冷堆商业示范项目——华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程，中国科学院院士、自动控制和电力系统动态学专家卢强认为，这个工程作为具备“政产学研用”特点的全球首堆工程，对于我国加快自主创新能力建设、引领世界核电技术发展具有重要意义。

重大专项实施十余年来，清华核研院在科技创新的同时大胆探索体制机制创新，组建产学研协同创新团队，参研参建各方联合攻关，攻克了高温气冷堆工业放大的关键技术和大量工程验证技术，一步步向着建成示范电站、全面完成重大专项目标任务的方向迈进。随着示范工程的商业运行,技术难题的不断突,模块式高温气冷堆的优势将会更加明显,在未来的核电发展中占有的地位也会越来越重要。高温气冷堆重大专项的实施推进，让我国高温气冷堆技术从“基本掌握”到“技术成熟”，从“实验室”走向“工程应用”，占据了世界领先地位，打出了中国人自主研发、设计、建造商业核电站的一张靓丽名片。

参考文献

[1] The Shandong Shidao Bay 200 MWe High-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module (HTR-PM) Demonstration Power Plant: An Engineering and Technological Innovation[J]. 中国工程科学, 2016, 000(001):P.112-118.

[2] Application and research progress of fluidized bed-chemical vapor deposition technology[J]. Chemical Industry and Engineering Progress, 2016.）

[3] 齐炳雪,杨一都.浅谈高温气冷堆的固有安全性[J].山东工业技术,2018(21):93.

[4] 高立本,沈健.高温气冷堆固有安全特性[J].中国核工业,2016(10):26-27.

[5] 清华大学新闻网-从跟跑、并跑到领跑——高温气冷堆技术创新与发展#

[6] 清华大学核研院官网-核研院历史沿革#

[7] 张浩. 模块式高温气冷堆技术特点及未来竞争力[A]. 中国核学会核能动力分会.中国核学会核能动力分会2013年学术研讨会论文集[C].中国核学会核能动力分会:中国核学会,2013:4.

作者简介

邱沫凡，清华大学核研院2020级硕士生，师从唐亚平教授，主要研究方向为：核科学与技术。

王亚婷，清华大学核研院2020级博士生，师从张易阳副教授，主要研究方向为：核科学与技术。

曹鸿，清华大学核研院2020级博士生，师从徐超副教授，主要研究方向为：化学工程与技术。

姜世博，清华大学核研院2020级博士生，师从吴志芳教授，主要研究方向为：核技术应用。