高温堆

作为一种先进第四代核电堆型技术，高温气冷堆具有安全性好、效率高、经济性好和用途广泛等优势，能够代替传统化石能源，实现经济和生态环境协调发展。

定义

高温堆

使用石墨慢化氦气冷却的反应堆。高温反应堆也称为高温气冷堆（HTGR），它是改进型气冷堆的进一步发展，也可称之为气冷堆的第三代。高温反应堆的主要特点是：①具有高度的固定安全性：由于堆芯功率密度低，热容量大，并具有负反应性温度系数，因此即使在反应堆冷却剂流失事故的情况下，堆芯余热也可依靠自然对流、热传导和辐射传出。同时冷却剂氦气是惰性气体，与结构材料相容性好，氦气中子吸收截面小，难于活化，因此在正常运行时，氦气的放射性水平很低，有利于运行和维修。②燃料循环灵活，转换比高和燃耗深，不仅可以使用低浓铀燃料，也可以使用高浓铀和针燃料，实现钍--铀燃料循环。燃料的燃耗深度可高达100000MW·d/tU，提高了燃料的经济性。③热效率高：由于高温气冷堆出口温度高，可以产生19.0MPa，535℃的高温高压过热蒸汽，配以常规汽轮机组，热效率可达40%，如果采用高温氦气轮机的直接循环，热效率更可提高到50%～60%。④用途广泛：高温气冷堆还可提高900～950℃以下的高温工艺气体，用于炼钢、黑色金属生产、煤的气化和液化、氨和甲醇的生产以及轻纺、海水淡化等工业。

高温气冷堆采用涂敷颗粒型燃料，用石墨做减速剂和结构材料。

分类

按照燃料元件形状和堆芯结构布置特点，迄今世界上高温气冷堆可分为两类，一类是球床堆，另一类是柱状堆。两种不同的堆芯结构，各有一些设计特点。球床堆采用不停堆装卸燃料元件，它是通过堆芯上方的装卸料机构不断向堆芯装料，而在堆芯下部的卸料机构卸料。柱状堆采用停堆换料。换料间隔时间以及每次换料量，不同的设计有所差异。

从设计结构方面看，球床堆或柱状堆，它们的共同点是堆芯减速剂与燃料元件属一体化，燃料与减速剂石墨构成一个整体。只是球床堆的球形燃料元件没有规则的冷却剂通道，氦冷却剂是在燃料球的间隙中自上而下的流动，去冷却堆芯；而柱状堆的柱状燃料元件留有垂直的冷却剂流道，冷却剂沿流道自上向下流动。另外球形堆的控制棒可直接插入球形燃料元件中，不需控制棒孔道。而柱状堆设有控制棒孔道。

优缺点

上述两种高温气冷堆的堆芯结构各有优缺点。

球床堆芯的优点是：①球形燃料元件的设计和制造较为简单；②堆芯内可方便地混合装载适当比例的石墨元件和少量的吸收元件，并可采用不停堆装卸料和实现多次再循环，因而功率分布和燃料的燃耗深度都较均匀；③采用不停堆换料有利于提高堆的可利用率；④燃耗较深。其缺点是：①为实现燃料多次循环而设置的装卸料系统比较复杂，其可靠性不如常规的停堆换料装置；②反射层更换较难，需用寿命长、耐辐照的高品质石墨。

柱床堆芯的优点是：①易做成环状堆芯，有利于传热，因而在堆芯尺寸相同的情况下，环状堆芯功率输出约可比圆柱堆芯提高40%；②柱状堆芯有固定的冷却剂流道，因此氦冷却在堆芯内的压力降较小，可减少循环风机的功率；③柱状堆芯的所有部件易于更换，因而对石墨品质的要求(尤其是抗辐照性能)比球床堆芯的石墨要求低；④停堆安全裕度大。其缺点是为了降低堆芯轴向功率峰值因子，需沿轴向装载不同含铀量的燃料元件，为此需采用富集度为19.9%的加浓铀加上钍的燃料，这对一次通过式燃料循环来说，经济性较差。

据资料报道七十年代国外主要开发设计大功率(1000MW)级的高温气冷堆。八十年代之后改变了设计方向，重点设计采用低浓铀-钍燃料的模块式高温气冷堆。这种堆与已建成的高温堆相对比，在燃料、减速剂、冷却剂等方面基本相同只是电功率较小一般在200MWe以下。模块堆是一个堆为一个模块不同数目的模块可以组成不同功率的高温气冷堆电站。

简介

高温气冷堆具有固有安全、模块化设计与建造和多用途等特性，被认为是最有前途的第四代反应堆堆型。技术上，高温气冷堆可以取消场外应急，具备替代关停退役中小火电厂老旧机组能力。高温气冷堆替代中小型火电，是一种解放思想、开拓思路的核能利用理念，是核能利用体系内的重大创新，对于缓解环境保护、节能减排与经济发展、社会稳定之间的矛盾具有重要的意义。

技术简述

用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。

模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。它的优点是提高反应堆的可利用率，实现比较均匀的功率分布和燃料的燃耗深度，以及没有大的后备反应性，有利于反应堆的控制。

球床堆技术由德国于利希研究中心R.Schulton教授发明，在德国开展了大量的研究和发展工作，建设了15MWe的高温气冷堆（AVR）实验反应堆和300MWe的高温钍反应（THTR）工业示范堆。我国在国家高科技研究发展计划的支持下于2000年在清华大学建成10MW高温气冷试验堆（HTR-10），是世界上首个实现“模块式”肩并肩布置的球床高温气冷堆的实验堆。

美国和日本主要发展了棱柱堆。美国建设了Peach Bottom实验堆和Fort St. Vrain工业示范堆，日本建设了高温实验反应堆（HTTR）。球床堆和棱柱堆的主要差别是燃料的几何形状不同。但是两种高温气冷堆的核心技术，例如，全陶瓷包覆颗粒燃料、氦气冷却剂和石墨慢化剂都是相同的。二者在20世纪80年代以后不约而同地转向了“模块式”高温气冷堆的技术发展方向，应用领域也是相同的。

具有优异的固有安全性是模块式高温气冷堆的突出特征。国际上把高温气冷堆列为符合第四代先进核能系统技术要求的堆型之一。2003年发表的第四代核能系统路线图报告把超高温气冷堆（VHTR）列为第四代核能系统6种候选技术之一。2010年后更新的路线图报告则将VHTR更改为V/HTR（超高温气冷堆/高温气冷堆），并说明它包括的温度范围是700~1000℃。

图1

图1示意了HTR-PM球形燃料元件结构。以二氧化铀为核心，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92mm直径的包覆颗粒燃料。大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中。

图2

图2为我国高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的核蒸汽供应系统模块结构的示意图。反应堆堆芯中大约有4.2×105个燃料球，直径为3m，高为11m。堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。冷却剂氦气从反应堆顶部流过堆芯，然后通过一个内衬保温材料的同轴双层连接结构，流到一个和反应堆肩并肩布置的蒸汽发生器。冷却后的氦气由布置在蒸汽发生器壳顶部的氦气循环风机加压后通过同轴连接结构的外层流回反应堆，形成一个封闭的反应堆——回路循环。新燃料元件由顶部装入堆芯，从底部卸料管卸出。卸出的燃料元件如果未达到预定的燃耗深度，则再送回堆内使用。

一个反应堆和一台蒸汽发生器构成了一个高温气冷堆反应堆模块。在中国的200MWe高温气冷堆核电站示范工程（即HTR-PM）中，每个反应堆模块热功率为250MWt。HTR-PM设计有2个模块，向1台蒸汽轮机供应蒸汽，发电功率为210MWe。模块式高温气冷堆的发明者H.Routler与G.Lohnert在早期就曾经指出，模块的意思就是在一个核电机组中可以根据需要连接多个反应堆模块。

当该反应堆要应用于更高温度的场合时，需要有一个耐更高温度的中间热交换器，以取代蒸汽发生器。而反应堆本身从燃料、反射层、堆内金属构件到连接管都可以保持原有的材料和设计。目前经过验证的包覆颗粒燃料元件技术（TRISO）经过长期辐照考验证明能够在1250~1350℃下长期运行，考虑到堆芯出口温度的不均匀性，可以实现反应堆出口氦气平均温度达到1000℃的要求。

发展历程

德国最初于1960至1990年在球床高温气冷堆方面开展了大量的研究工作，美国在同期也发展了棱柱燃料的高温气冷堆。20世纪80年代早期，德国提出了模块式高温气冷堆的概念，之后高温气冷堆的发展进入了模块式高温气冷堆的发展阶段，德国、美国、日本、俄罗斯、南非和中国等都曾经开展了大量的研究，研究和发展了一系列基本具备建设首个示范工程的工程设计。

中国建设了世界第一个模块式高温气冷堆的工业示范电站，即华能山东石岛湾20万千瓦级高温气冷堆核电站示范工程，含两个热功率为250MWt的反应堆模块。

自2008年以来，石岛湾核电厂一直在进行前期筹备工作。

2011年3月份，受日本大地震引发的福岛核事故影响，正在筹备、审批的的核电项目都被叫停，其中包括石岛湾核电厂。

然而，审批暂停并没有阻碍该项目的积极筹备，2012年，进度控制工作人员杨江东在接受采访时表示，核岛基坑负挖工作已完成，并通过国家核安全局检查验收，核岛底板钢筋绑扎也已完成，只等着工程开工、浇筑第一罐混凝土。

到了12月9日，该工程正式开工，浇筑了第一罐混凝土。

2015年，现场土建工程全部完成，厂房封顶，设备开始入场安装和调试。之后，在研发团队等各方面的努力下，2016年3月和9月，两台反应堆压力容器分别制造完成并在石岛湾现场安装就位。

2018年5月，首台燃料装卸系统安装完成。

2018年10月，2套堆内构件安装完成。

2018年12月，2台蒸汽发生器完成制造和出厂打压实验，2台主氦风机完成出厂实验。

截止到2018年底，该项目的主设备研制和生产基本完成。为支持高温气冷堆示范工程的研发和建设，清华大学在国家科技重大专项的支持下，专门建设了高温气冷堆工程实验室，对反应堆主设备、主系统进行了全面验证。

2020年10月19日，历时14天，全球首座高温气冷堆核电示范工程首堆一回路冷态功能试验一次成功。不同于其他堆型的冷态功能试验，高温气冷堆核电示范工程冷态功能试验采用压缩空气作为试验介质，分台阶加压至最高试验压力8.9MPa进行一回路压力边界强度性能试验，然后降至8.0MPa保压24小时以上测量一回路泄漏率，同时考察一回路压力容器在压力作用下的变形和位移，并对支承系统的有效性做出初步判断。试验结果表明，示范工程首堆各项指标均满足设计要求。

2020年11月3日，国家科技重大专项——全球首座高温气冷堆核电示范工程建设现场再传捷报，继10月19日，2号堆一回路系统冷态功能试验顺利完成后，1号堆一回路系统冷态功能试验再次顺利完成，各项指标均达到设计要求[5]。

这一工程是我国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，也是世界上第一座安全性更高的第四代核能、模块式商用规模示范电站，兼具科研性、工程性和商业化的三重特征。

2021年12月，落户山东荣成的世界首座高温气冷堆核电站再传喜讯——国家科技重大专项荣成高温气冷堆示范工程2号反应堆首次临界，这是继9月12日1号反应堆成功临界的又一重大进展。以此为标志，山东荣成高温气冷堆示范工程实现“双堆临界”，两台进入“持续、可控核反应”运行状态的反应堆，为年内实现并网发电奠定坚实基础。^[1]

参考资料

[1] 世界首座高温气冷堆核电站2号反应堆首次临界 山东荣成高温气冷堆示范工程实现“双堆临界” · 今日头条+大众网[引用日期2021-12-03]