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高温气冷堆

高温气冷堆（HTGR，亦称作甚高温反应堆，VHTR）在设计上属于第四代核反应堆，[1]使用石墨作为减速剂。这种反应堆不仅可以使用低浓缩铀作为燃料，也可以使用高浓缩铀和钍燃料，实现钍-铀燃料循环。其堆芯可以采用柱状燃料元件（类似常规反应堆堆芯）或球形元件（类似球床反应堆堆芯）。从理论上讲，甚高温反应堆的出口温度可以达到1,000 ℃，远高于一般轻水堆。[1]其产生的高温使得通过热化学硫-碘循环生产氢气等应用成为可能。

高温气冷堆作为能源生产氢气的示意图。

概述

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球床反应堆工作原理图。

在实践中，高温气冷堆通常被认为就是甚高温反应堆，因此两个名称经常混用，可以互换。高温气冷堆可以使用传统的柱状燃料元件（柱状堆），也可以使用较为新式的球形元件（英文称作pebble，意为卵石或石球）。从设计上看，球床堆和柱状堆的共同点是燃料与减速剂石墨被铸造成一个整体，但形制不同。

 
球床堆使用的燃料球，直径约为2.6英寸（6.7厘米）。氧化物燃料颗粒被石墨完全包覆。近来的燃料球外还包覆一层坚硬的碳化硅陶瓷层，防止石墨因互相摩擦而破裂或产生粉尘。

两种设计有三个主要的不同点。首先是更换燃料的机制、换料间隔时间以及每次换料量不同。柱状高温气冷堆必须停堆换料，和使用柱状燃料元件的常规反应堆类似。而球床高温气冷堆通过堆芯上方的装料机制不断向堆芯送料，堆芯下方的卸料机制出料，因此燃料补充是连续性的。其次，球床高温气冷堆中的球形燃料元件没有预设的冷却剂通道。氦气冷却剂从堆芯上方注入，通过燃料球的间隙，自上而下的冷却堆芯。柱状高温气冷堆的燃料元件留有垂直的冷却剂通道，氦气自上向下流动，带走热量。相比之下，球床堆中冷却剂气体和燃料元件的接触面积比较大，换热过程更加有效。最后，球床高温气冷堆的控制棒可直接插入球形燃料元件中，不需预留控制棒孔道。而柱状高温气冷堆设有控制棒孔道。

球床堆还有一个柱状堆不具有的特色：其燃料不仅可以一次通过（once-through，即燃烧一次就废弃），还能多次通过，即燃料多次参加裂变燃烧，直到达到足够的燃烧深度。柱状堆一般只能使用一次通过。

历史

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1947年，美国克林顿实验室电力反应堆部门的研究人员首次提出了高温气冷堆的概念。[2]这个研究机构是美国橡树岭国家实验室的前身。通用原子公司的福尔泰斯库（英语：Peter Fortescue）（Peter Fortescue）领导了高温气冷堆的开发。[3]

美国桃树根核电厂（英语：Peach Bottom Nuclear Generating Station）是第一座高温气冷堆电厂。作为示范电厂，该堆从1966年运行到1974年，取得了相当成功。另一座电厂圣弗莱恩堡核电厂（英语：Fort St. Vrain Generating Station）从1979年运行到1989年。该反应堆受到各种问题的困扰，最后因经济因素而退役。它证实利用高温气冷堆产生高温高压蒸汽发电的概念可行。但此后美国再没有开发新的商业性高温高压水力发电机组。[4]

 
德国的实验性高温气冷堆（AVR，直译为“试验性反应堆工作组”）。

其他拥有高温气冷试验堆的国家还包括英国（龙堆（英语：Dragon reactor））、德国（AVR反应堆（英语：AVR reactor）和THTR-300（英语：THTR-300））、日本（高温工程试验堆（英语：High-temperature engineering test reactor），使用棱柱形燃料，装机热功率为30兆瓦）和中国（HTR-10，球床堆设计，发电量为10兆瓦）。2021年9月12日，山东石岛湾高温气冷堆核电站成功临界[5]，这是中华人民共和国第一座高温气冷堆商业核电站，也是世界上首座具有第四代核电站先进核能系统特征的球床模块式高温气冷站。

反应堆设计

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中子减速剂

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高温气冷堆一般使用石墨作为中子减速剂。石墨具有较大的体积比热容，可以承受高温仍然维持结构稳定性。但相对于轻水和重水，石墨的减速能力较差。但石墨的中子吸收截面小。因此石墨包覆材料对核燃料的原子数密度比（简称碳铀比）可以比轻水堆的相应值高很多，而不会造成减速剂对中子的过多吸收。碳铀比达到最优最大值时，燃料的临界装量达到最优最小值。碳铀比进一步增加时，石墨吸收的中子数过量， 燃料临界装量也必须加大。在碳铀比的最优值附近，虽然功率密度因为大量石墨的存在而偏低，但单位重量的核燃料发出的功率（燃料比功率）仍然很高。燃料初装量下降意味着初始投资下降。[6]

核燃料

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高温气冷堆使用的燃料是包覆型燃料颗粒，如TRISO颗粒。包覆型燃料颗粒的燃料芯通常由二氧化铀制成，但碳化铀或氧碳化铀也可以使用。氧碳化铀含氧量较低，可以减少碳被氧化成一氧化碳导致TRISO颗粒的内部压力上升。[7] TRISO颗粒要么被分散在球形元件中，要么被模压成棒状，然后插入六边形石墨块中。QUADRISO燃料设计可以更好地控制过度反应。[8]

冷却剂

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氦

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迄今大部分高温气冷堆都使用氦气作为冷却剂。氦气化学性质稳定，[9] 中子截面小。[10]氦不会对反应堆部件产生化学侵蚀，密度、温度变化对反应性影响小，容易提纯净化，粘度小，质量比热容大。在反应堆中氦气可以被加热到接近1,000 ℃而不产生任何化学变化，有利于提高换能效率。

熔盐

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熔盐反应堆使用熔融的氢氟酸盐作为球床堆芯的冷却剂。[11]（section 3）这种反应堆和高温气冷堆有很多相似之处，区别在于后者使用氦气作为冷却剂。熔盐反应堆有很多优点，比如某些熔盐的沸点很高 （超过1,400 ℃）、堆内压力不高、功率高、换能效率高，以及在事故发生时能更好的防止裂变产物逸出。

反应控制

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高温气冷柱状堆中，控制棒的使用和常规轻水堆类似。高温气冷球床堆除了可以使用控制棒之外，还可以使用在包覆层中混入中子毒物的燃料球。

反应堆材料

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高温气冷堆中的高温、高压、高中子通量对反应堆材料造成了严峻的挑战。如果使用熔盐冷却剂，其化学腐蚀也是一个重要问题。[11]（p. 46）在对第四代反应堆的一般性研究中，有学者提出，无论在有还是没有应力存在下具有高稳定性、在老化后仍能保持其抗拉强度、延展性、蠕变并且耐腐蚀的材料，将是高温气冷堆的主要候选材料。其建议使用的材料包括镍基超合金、碳化硅、特定等级的石墨、高铬钢和难熔合金等。[12]

特点及安全

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高温气冷堆利用了氦气冷却、石墨减速剂的固有安全特性（见上）。在控制装置都失效的状态下，球床反应堆也很难导致堆芯熔化。此设计允许高燃烧深度（接近200 GWd/t）并能较好的防止裂变产物逸出。高温气冷堆的设计寿命为60年。[13] 此反应堆热效率可达到50%，远高于其它设计。[14]高温气冷堆可以建在冷却水源不足的地方。其产生的热量用于制氢气，可用作氢能的原料。[15]

参见

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参考文献

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  1. ^ 1.0 1.1 Generation IV International Forum. Very-High-Temperature Reactor (VHTR). Generation IV International Forum. Generation IV International Forum. [2020-12-22]. （原始内容存档于2021-01-28）. 
  2. ^ McCullough, C. Rodgers; Staff, Power Pile Division. Summary Report on Design and Development of High Temperature Gas-Cooled Power Pile. Oak Ridge, TN, USA: Clinton Laboratories (now Oak Ridge National Laboratory). 15 September 1947 [2020-12-22]. OSTI 4359623. doi:10.2172/4359623. （原始内容存档于2021-02-06）. 
  3. ^ 存档副本. [2020-12-22]. （原始内容存档于2021-01-20）. 
  4. ^ IAEA HTGR Knowledge Base （页面存档备份，存于互联网档案馆）
  5. ^ 中国华能. 国家科技重大专项华能石岛湾高温气冷堆成功临界！. 微信. 2021-09-12 [2021-10-01]. （原始内容存档于2021-10-08） （中文）. 
  6. ^ International Atomic Energy Agency. High Temperature Gas Cooled Reactor Fuels and Materials (PDF). International Atomic Energy Agency. International Atomic Energy Agency. [2020-12-22]. （原始内容存档 (PDF)于2020-12-02）. 
  7. ^ Olander, D. Nuclear fuels – Present and future. Journal of Nuclear Materials. 2009, 389 (1): 1–22 [2020-12-22]. Bibcode:2009JNuM..389....1O. doi:10.1016/j.jnucmat.2009.01.297. （原始内容存档于2018-10-28）. 
  8. ^ Talamo, Alberto. A novel concept of QUADRISO particles. Part II: Utilization for excess reactivity control. Nuclear Engineering and Design. 2010, 240 (7): 1919–1927 [2020-12-22]. doi:10.1016/j.nucengdes.2010.03.025. （原始内容存档于2021-02-04）. 
  9. ^ High temperature gas cool reactor technology development (PDF). IAEA: 61. 15 November 1996 [2009-05-08]. （原始内容存档 (PDF)于2012-03-09）. 
  10. ^ Thermal performance and flow instabilities in a multi-channel, helium-cooled, porous metal divertor module. Inist. 2000 [2009-05-08]. （原始内容存档于2012-01-30）. 
  11. ^ 11.0 11.1 Ingersoll, D.; Forsberg, C.; MacDonald, P. Trade Studies for the Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor: Fiscal Year 2006 Progress Report (PDF). Ornl/Tm-2006/140 (Oak Ridge National Laboratory). February 2007 [20 November 2009]. （原始内容 (PDF)存档于16 July 2011）. 
  12. ^ Murty, K.L.; Charit, I. Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities. Journal of Nuclear Materials. 2008, 383 (1–2): 189–195. Bibcode:2008JNuM..383..189M. doi:10.1016/j.jnucmat.2008.08.044. 
  13. ^ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf （页面存档备份，存于互联网档案馆） Page 489, Table 2. Quote: Designed operational life time (year) 60
  14. ^ 中国也有先进堆，你知道吗？ （页面存档备份，存于互联网档案馆）2015-12-17
  15. ^ Sun, Yuliang; Xu, Jingming; Zhang, Zuoyi, R&D effort on nuclear hydrogen production technology in China, International Journal of Nuclear Hydrogen Production and Applications, 2006, 1 (2): 104–111 [2010-04-26], （原始内容存档于2013-01-28） 

外部链接

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