我国高温气冷堆发展战略研究

012我国高温气冷堆发展战略研究我国高温气冷堆发展战略研究Development Strategy of High Temperature GasCooled Reactor in China张作义，吴宗鑫，王大中，童节娟　（清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心，北京100084）Zhang Zuoyi, Wu Zongxin, Wang Dazhong, Tong Jiejuan(Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University, Beijing 100084, China)摘要：高温气冷堆和在此基础上发展起来的超高温气冷堆是第四代核能系统研发重点的6种堆型之一。

本文介绍了高温气冷堆的特点，对高温气冷堆技术在国内外的最新研发进展进行了简要综述，对高温气冷堆的发展定位等问题进行了讨论。

在此基础上对我国高温气冷堆发展路线进行了展望。

我国高温气冷堆技术历经跟踪、跨越和自主创新，目前在商业规模模块式高温气冷堆核电站技术上处于世界领先地位。

在此基础上，我国正在启动部署后续60万千瓦级模块式高温气冷堆核电机组的研发和配套关键技术的攻关工作，以进一步推动高温气冷堆技术的产业化，保持我国在该领域的国际领先优势。

关键词：高温气冷堆；超高温；技术路线中图分类号：TL3 文献标识码：AAbstract: High temperature gas cooled reactor (HTGR) together with its successor, the very high temperature reactor, is one of the six nuclear energy systems identified and selected by the Generation IV International Forum for further development. The paper briefly summarizes the technical characteristics of HTGR and reviews the recent research and development status of HTGR technology at home and abroad. It also discusses the strategic positioning of HTGR in China and looks ahead to the HTGR technology development road map in China. China has gone through the stages such as tracking, stepping over, and independent innovation in the past years, and now is in the front-runner status with respect to the commercial-level HTGR nuclear power plant. On this basis, China is working on the design of 600 MW pebble bed HTGR (HTR-PM600), so as to further promote industrialization of the HTGR technology and stay ahead in this field.Keywords: high temperature gas cooled reactor; very high temperature; technology road map收稿日期：2018-12-18；修回日期：2019-01-10通讯作者：张作义，清华大学核能与新能源技术研究院，教授，主要从事先进反应堆相关理论、技术、应用和发展研究； E-mail: zyzhang@资助项目：中国工程院咨询项目“新一代核能用材发展战略研究”(2016-ZD-06)本刊网址：DOI 10.15302/J-SSCAE-2019.01.003一、前言高温气冷堆技术采用氦气冷却剂,石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。

反应堆出口温度可以达到700~1000 ℃。

最新一代的高温气冷堆称为“模块式高温气冷中国工程科学 2019年 第21卷 第1期堆”[1]，它是1979年三哩岛核事故后世界核能界为革命性地改进核能安全而提出的新概念。

这种反应堆的核心思想是采用热功率200~600 MWt之间的比较小的反应堆模块，利用包覆颗粒燃料元件所能达到的优异耐高温性能，在不需要任何应急冷却的情况下，反应堆都能够自然散热，从而消除堆芯熔化的可能性。

安全性是模块式高温气冷堆的重要特点之一。

模块式高温气冷堆的另一重要特点是高温。

它的一个重要用途是高效率发电以及热电联产。

在反应堆出口温度达到700~750 ℃的条件下，可以结合在反应堆二回路的蒸汽循环，实现亚临界、超临界以及超超临界发电，效率达到40%~48%。

可以通过汽轮机抽汽，实现热电联产，用于100~400 ℃不同参数的工业和民用供热市场。

在反应堆结构和材料基本不变的情况下，进一步提高高温气冷堆的出口温度，使其达到800~1000 ℃，可以用于更高温度的核能热利用。

其中，具有吸引力的是热分解水制氢，大幅度拓宽核能的应用范围。

氢作为一种重要的工业原料，除了合成氨、合成甲醇、石油精炼等传统用途外，氢气在氢冶金、煤液化以及气化等领域都得到了大规模应用。

氢还是未来理想的二次能源或能源载体，例如，氢可以通过燃料电池技术的使用推动交通能源的升级。

高温气冷堆被认为是最适合用于制氢的核能技术。

二、高温气冷堆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[2]。

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[2]，在德国开展了大量的研究和发展工作，建设了15 MWe的高温气冷堆（A VR）实验反应堆和300 MWe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10 MW高温气冷试验堆（HTR-10）[3]，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[4]。

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0.92 mm直径的包覆颗粒燃料。

大约12 000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60 mm的燃料球中。

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3 m，高为11 m 。

堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。

冷却无燃料区燃料区半球包覆燃料颗粒UO2核芯燃料球外致密PyC层内致密PyC层疏松PyC层SiC层图1 HTR-PM球形燃料元件结构[5]013014我国高温气冷堆发展战略研究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200 MWe 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250 MWt 。

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210 MWe 。

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[1]。

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。

三、高温气冷堆发展现状德国最初于1960—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，德国西门子公司提出了模块式高温气冷堆的概念[1]，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。

对于模块式高温气冷堆，德国、美国、日本、俄罗斯、南非和中国等国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。

其中比较好的设计是德国西门子公司1980—1995年的200 MWt 球床模块式高温气冷堆HTR-Modul 和同期美国通用原子能公司发展的350 MWt 棱柱模块式高温气冷堆MHTGR 。