高温堆-先进反应堆概要
高温熔盐反应堆的研究及应用
高温熔盐反应堆的研究及应用高温熔盐反应堆是一种新型核反应堆，它以熔盐作为燃料和冷却剂，小型化程度较高，并具有很好的安全性能。
它被认为是未来核能发展的一种重要形式。
本次文章将从高温熔盐反应堆的特点、研究进展和应用前景三方面来探讨这一新型能源技术。
一、特点1.1 熔盐作为燃料和冷却剂。
高温熔盐反应堆中的燃料是熔盐而不是固体核燃料，这使得熔盐反应堆具有灵活性和高安全性。
此外，熔盐还是一种很好的冷却剂，它不会与燃料产生化学反应，因此有利于提高反应堆的效率。
1.2 具有很高的能源转化效率。
高温熔盐反应堆中燃料的燃烧温度非常高，这使得其能产生更多的能量。
此外，由于熔盐是一种非常好的冷却剂，可以有效地将热能转化为电能或其他形式的能量，因此高温熔盐反应堆具有很高的能源转化效率。
1.3 小型化程度较高。
与传统的核反应堆相比，高温熔盐反应堆具有小型化程度较高的特点。
这使得其可以在更小的空间内完成更多的能量转化。
此外，小型化程度也有助于提高反应堆的安全性能，减少反应堆运营对环境的影响。
二、研究进展2.1 多国研究机构的探索。
自20世纪50年代以来，多国科学家们一直在探索高温熔盐反应堆的技术实现。
在美国、法国、英国、俄罗斯、中国等国家的研究机构中，都有关于高温熔盐反应堆的研究项目。
2.2 中国在高温熔盐反应堆方面的技术领先。
中国是目前在高温熔盐反应堆领域技术最为先进的国家之一。
中国科学家们在相对短的时间内就完成了高温熔盐反应堆的设计并且实验装置已经建成，并且取得了很好的实验成果。
2.3 相关技术的突破。
随着技术的不断发展，高温熔盐反应堆相关技术也在不断完善。
制造高温熔盐反应堆的关键是如何制造一种能够经受高温腐蚀的熔盐材料，如钍等燃料材料的回收和重复利用等。
目前，在这些技术问题上，科学家们已经取得了很大的进展。
三、应用前景3.1 环保性。
高温熔盐反应堆使用熔盐作为燃料和冷却剂，不需要使用燃料棒等固体燃料。
而固体燃料的使用会在运行过程中产生大量的放射性废物，严重污染环境。
高温气冷反应堆设计的新概念
髙温气冷反应堆设计的新概念田嘉夫（清华大学核鞫支术设计研究院，北京100084 ）摘要：高温气冷堆能够髙效率发电和供应髙温工艺用热。
英模块化设汁有两种类型，即柱状燃料堆和球形燃料堆。
本文提岀了一种新颖的模块式高温气冷堆的概念设讣，它的堆芯是由燃料球的规则堆积床构成，不同于现有的这两种堆型。
规则床中的燃料球在平而上成正方形排列，四个球的中心是次一层球的位置，形成正四棱锥堆积。
肖燃料球从顶部落入被做成一立几何形状的堆芯空腔时，就形成规则堆积。
同样燃料球也将从顶部开孔卸出。
规则床堆与其它模块化设计一样，其堆芯形状能够允许向外界非能动冷却，并且保持最高燃料温度在安全范愠内。
但规则床堆却能够提髙输出功率和降低堆芯压降，同时兼有球形燃料堆和柱状燃料堆的主要优点。
关键词：模块式髙温气冷堆；卵石床；规则床；球形燃料堆；柱状燃料堆A Novel Concept of the High Temperature Gas Cooled Reactor DesignTian Jiafu(Institute of nuclear energy technology, Tsinghua University, Beijing 100084,China)Abstract: The High Temperature Gas Reactor (HTGR) can offer a high-efficiency electricity production and a broad range of process heat application. The reactor core type of the modular design can be a prismatic block or a pebble bed core・ This paper presents a novel conceptual design of the modular HTGR in which the reactor core is filled with an ordered packing bed of fuel spheres and different from the existing two types. The ordered beds are packed in a pyramid geometry in which the unit cell layer is formed by four fuel spheres lying at the corners of a square. and the individual spheres in subsequent layers fill the cusps formed by them・ This arrangement allows fuel elements to be poured into the core cavity which is shaped so that an ordered bed is formed and to be discharged from the core through the opening holes in the reactor top. The core geometry of the ordered bed reactor as a modular design is such that passive cooling to the environment and maxinnim fuel temperatures are kept within safe limits・ However the ordered bed reactor is allowed to increase reactor output power and decrease core pressure drop as well as having most of the advantages of both the pebble bed reactor and block type reactor.Key words：Modular HTGR: pebble bed; ordered bed; pebble bed reactor; block type reactor1.高温气冷反应堆的技术进展气体冷却反应堆与水冷却反应堆一样是最早开发研究的堆型之一。
高温气冷堆的工作原理
高温气冷堆的工作原理高温气冷堆的工作原理高温气冷堆（High-Temperature Gas-Cooled Reactor，简称HTGR）是一种基于气冷技术的新型核反应堆。
相比传统的水冷堆，高温气冷堆具有更高的温度和更高的燃烧效率，同时还具备较高的安全性和可靠性。
本文将详细介绍高温气冷堆的工作原理。
高温气冷堆的核燃料是以富集铀或钚等核材料制成的小型球体，被称为“球形颗粒堆”，这些颗粒由包层材料包围，形成可在高温下工作的燃料元件。
燃料元件堆叠在一起形成一个燃料堆芯。
在堆芯外部，布置有气体冷却剂，通常使用大气中常见的氦气作为冷却剂。
由于氦气无毒、无腐蚀性、低密度等特点，使得高温气冷堆具备了较高的安全性和可靠性。
高温气冷堆的工作过程包括燃料核裂变产生热能、热能转化为动能、动能转化为电能等多个步骤。
首先，燃料堆芯中的核燃料颗粒发生裂变反应，产生大量的热能。
这些裂变反应会持续引发新的核裂变反应，使得燃料堆芯内的温度升高。
然后，燃料堆芯内的热能会传导到燃料元件表面的包层材料中。
包层材料具有较低的热导率，能够有效地阻止热能向外传递，使得燃料堆芯温度不断上升。
接下来，燃料堆芯外的氦气冷却剂会通过管道进入堆芯内，吸收燃料元件表面的热能。
在这个过程中，氦气会被加热，温度逐渐升高。
随后，加热后的氦气会流出堆芯，通过热交换器与其他工质进行热交换。
热交换器中的工质（通常是水）会受热变成蒸汽，然后推动涡轮发电机转动，将热能转化为动能。
最后，动能通过涡轮发电机转化为电能。
这样，从核裂变产生的热能最终转化为了实用的电能。
高温气冷堆的这一工作过程具备多重安全性措施。
首先，堆芯材料和冷却剂均为无毒无腐蚀性材料，避免了放射性物质泄漏和腐蚀问题。
其次，高温气冷堆具有自动关闭和冷却功能，一旦超温或故障发生，系统会自动停止工作并冷却下来。
此外，高温气冷堆还具备较高的热效率，能够更好地利用燃料资源，减少对环境的影响。
综上所述，高温气冷堆是一种基于气冷技术的新型核反应堆。
高温气体反应堆技术研究进展
高温气体反应堆技术研究进展高温气体反应堆技术是指利用钍沸石、碳化硅等材料作燃料，氦气或混合气体作冷却剂，将核能产生的热能转化成电能的一种核能利用方式，具有热效率高、安全可靠、环保节能等特点，被视为第四代核电技术之一。
目前，高温气体反应堆技术在核能领域的研究已经取得了一定的进展，本文将探讨高温气体反应堆技术的研究现状。
一、高温气体反应堆技术的基本原理高温气体反应堆技术的基本原理是将燃料置于反应堆的燃料区，通过钔沸石或碳化硅等材料吸收中子，使其发生裂变释放出大量核能，进而将冷却剂氦气或混合气体引入反应堆，对其进行冷却，将反应堆中的热能转换成电能供电。
二、高温气体反应堆技术的研究进展目前，高温气体反应堆技术的研究主要分为燃料研究、材料与结构研究、冷却剂研究等三个方面。
（一）燃料研究燃料研究是高温气体反应堆技术研究中的关键环节。
当前，国内外主要采用的燃料为钍沸石和碳化硅颗粒，这两种燃料的耐高温性、化学稳定性和辐照稳定性都得到了广泛的验证。
此外，近年来，提高燃料利用率和获得更高的热功率密度是燃料研究的热点方向。
（二）材料与结构研究材料与结构研究是高温气体反应堆技术研究的另一个重要领域。
目前，国际上通用的反应堆结构有圆筒形、球形和棒形三种，而反应堆材料则多采用碳化硅、石墨、金属等材料。
研发高性能、耐高温、辐照后稳定性好的材料是构建高温气体反应堆技术的重要研究领域。
（三）冷却剂研究在高温气体反应堆技术中，冷却剂是维持反应堆正常运转的基础。
当前，国内外采用的气体冷却剂主要有氦气、混合气体等，这些冷却剂的循环方式及性能数据已经得到广泛认可。
未来，研究并掌握更加高效的环保、低成本的冷却剂，是高温气体反应堆技术发展的重点方向。
三、高温气体反应堆技术的应用高温气体反应堆技术具有广泛的应用前景，如供电、化工、水处理、核裂变物质研究等。
目前，中国已经在高温气体反应堆技术研究方面取得了一定的进展，在完成首个中国高温气体反应堆实验堆HTR-10的研制后，又将目光投向了更为高端的高温气体反应堆技术的研究与开发。
高温气冷堆原理
高温气冷堆原理高温气冷堆（HTGR）是一种新型的核能反应堆，其核心原理是利用高温气体来驱动温度较高的热交换器，并产生高温蒸汽以供发电或其他应用。
HTGR是目前最具有发展潜力和安全可靠性的核能反应堆之一，本文将重点介绍其原理和应用。
高温气冷堆主要由燃料元件、反应堆压力容器、热交换器、气轮机以及辅助系统组成。
燃料元件是核反应的关键部分，它通常由燃料微球组成，每颗微球都包裹在一个由防腐蚀材料制成的包层中。
这种设计可以提高堆芯的安全性，并降低核燃料的溶解和泄露的风险。
在高温气冷堆中，燃料微球被装载在一系列的蜂窝状燃料矩阵中，形成一个核反应区。
当中子被释放并与燃料微球进行碰撞时，会引发核裂变反应，释放出大量的热量。
这些高温气体通过热交换器传递给工作介质，并进一步驱动气轮机发电。
热交换器是高温气冷堆的核心部件之一，它能够有效地传递燃料中释放出的热量，并将其转化为可以用于发电的热能。
热交换器通常采用管壳式结构，其中高温气体通过壳侧传递，而工作介质则通过管侧传递。
通过这种方式，高温气体的热能能够直接传递给工作介质，从而实现高效率的能量转换。
气轮机是高温气冷堆发电系统的关键组件，它将通过热交换器传递给工作介质的热能转化为电能。
在气体进入气轮机之前，通常会经过多级压缩，以提高气体的压力和温度。
当气体进入气轮机后，叶片会受到气流的推动而旋转，从而带动发电机产生电能。
由于高温气冷堆运行时产生的气体具有较高的温度和压力，因此可以实现高效率的发电。
高温气冷堆除了可以用于电力发电之外，还可以通过热解过程产生氢气。
热解是将高温气冷堆的高温气体通过特定的催化反应转化为氢气的过程。
这种方式不仅可以提高氢气的产量，而且还可以将高温气冷堆的热能充分利用，实现能源的高效转换。
高温气冷堆具有多种优点和应用前景。
首先，高温气冷堆的燃料元件可以高效地防止核燃料的溶解和泄露，因此具有很高的安全性。
其次，高温气冷堆能够产生高温的热量，可以广泛应用于化学工业、石油加工和其他高温要求的工业领域。
超高温气体反应堆动态特性分析
超高温气体反应堆动态特性分析超高温气体反应堆（High Temperature Gas-cooled Reactor，HTGR）作为一种第四代先进核能系统，具有核安全、可持续发展及经济性等优点，被广泛认为是未来核电发展的主要方向之一。
其中，HTGR的动态特性是影响其控制性能和安全性的重要因素。
本文将对HTGR的动态特性进行分析探讨。
一、HTGR动态特性简介HTGR是一种采用高温气体冷却、球形燃料元件、石墨作为反应堆芯部分的核反应堆，其设计目标温度可达1000℃以上。
由于高温气体冷却剂对燃料温差有很好的抑制作用，并能够在反应堆出现故障时自动停机，因此HTGR相比传统反应堆更加安全可靠。
HTGR的动态特性主要涉及反应堆的热学、动力学和控制等方面。
其中，热学包括燃料球和燃料堆的温度分布、壳体和管束的温度等；动力学包括反应堆功率和温度的变化、燃料元件的膨胀等；控制包括反应堆功率控制、温度控制和核燃料运输等。
HTGR的热学、动力学和控制特性直接关系到其稳定性和安全性，因此需要进行全面、深入的分析。
二、HTGR动力学特性分析1. 反应堆功率和温度的变化HTGR的核反应堆功率主要由燃料温度和反射器反射能量的变化、浓缩度的变化以及中子吸收等因素影响。
另一方面，燃料球的膨胀和缩小、冷却气体流量和排放等也会直接影响反应堆的输出功率。
反应堆温度的变化受到高温冷却气体流量、燃料温度和热泵能量等多方面因素的共同影响。
由于HTGR采用的是气体直接与燃料接触传热，热惯性小，因此对用户抗扰性能的要求较高。
2. 燃料元件的膨胀变化HTGR的燃料球由球形沥青结合剂石墨（ACGC）包裹的燃料颗粒堆积而成，燃料球的膨胀和缩小是HTGR动力学特性的重要表现形式。
随着燃料球温度的升高，球内核燃料被加热，燃料球内部的气体被加热膨胀，从而导致燃料球直径的变化。
此外，燃料球材料的结构和形状也会影响燃料球的膨胀变化。
3. 控制参数的影响HTGR的控制参数包括反应堆功率、冷却气流量、燃料运输速度等。
高温堆-先进反应堆解析
3、高温堆发展简史-四个阶段
（1）早期气冷堆（Magnox）
石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然 铀为燃料，镁诺克斯(Magnox）合金为燃料棒 的包壳材料。
1956年英国建成50MWe气冷堆电站，商用化。 70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等
国建造36座，总装机容量达到8.2 GW（电）
第七章 高温堆（HTR)
一、高温堆简介 二、中国高温堆 三、日本高温堆 四、其它高温堆
一、高温堆简介
1、基本特点 2、应用前景 3、高温堆发展简史
1、基本特点
氦气作冷却剂 石墨作慢化材料 包覆颗粒燃料+石墨 球形（或柱状）燃料元 件 全陶瓷的堆芯结构材料 连续装卸燃料的方式 无应急冷却系统 模块化建造
AVR －德国
1967年建成了电功率为 15MW的球床实验高温气 冷堆核电厂（AVR） 1974年将该堆的一回路 氦气温度提高到950℃， 成为世界上运行温度最 高的核堆， 1988年退役。 一体化布置，蒸发器在 堆芯上方。
Germany -- The AVR-15MWe in Jülich during 1966 to 1988 – operation This prototype helium reactor operated successfully for over 20 years and provided demonstration of 950℃ gas outlet temp. and key safety features, including safe shutdown with total loss of coolant circulation and without control rod insertion.
高温气冷堆的最简明介绍
高温气冷堆的最简明介绍第四代反应堆所谓的第四代反应堆，是对所有把压水/沸水式完全推倒重来的设计的通称，包括了好几种截然不同的构想。
这些新设计必须具有根本性的优势，否则不可能有人愿意投资几百亿美元来做开发。
目前有若干候选堆型，例如比较成熟的高温气冷堆和快中子反应堆（Fast Breeder）：前者专注在安全性，保证绝不熔堆；而后者则可以用来做元素嬗变（Elemental Transmutation），最主要是将铀238变成钚239。
从商业观点上来看，暂只有高温气冷堆有真正实用上的价值；快堆生产的钚是核武器的最佳原料。
据说，日本自中曾根康弘首相之后便开始积极囤积钚239，所用的借口是把钚和铀混合成MOX核能燃料。
生于美国，长于西德高温气冷堆最早是1943年美国的Farrington Daniels在Oak Ridge实验室所做的一个实验，不过一直到1960年才在西德由Schulten牵头开始实际的工程设计与建设。
Schulten的反应堆简称AVR，1967年建成并网发电，电功率为15MW。
1986年切尔诺贝利事件后，西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督。
很不巧的是，1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强，以致破裂），但是当时的民情已经不容许任何放射性灾害，于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验。
中国“逢低买入”中国早在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加Schulten的团队，Schulten团队被解散之后，中国以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了执照和图纸，但是没有什么大进展，2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华。
1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网，电功率为10MW。
2005年商业版的示范堆在山东石岛湾开建，双机并联，总电功率为200MW。
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桃花谷（Peach Bottom）－美国
1967年建成并运 行了电功率为 40MW的桃花谷 （Peach Bottom） 实验高温气冷堆 核电厂， 1974年10月按计 划完成了试验任 务后停堆退役
U.S. - Peach Bottom - 1967 to 1974 – This prototype helium reactor achieved a remarkable 86% availability during the electricity production phase.
不易破损
核心
耐高温
包覆颗粒
燃料元件
3、高温堆发展简史-四个阶段
（3）高温气冷堆（HTGR）
英国1960年建造20MWth试验堆“龙堆”（Dragon）。 美国1967年建成40MWe桃花谷（Peach Bottom）实验堆。 德国1967年建成15MWe的球床高温气冷堆（AVR），并 发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。
1、基本特点（c）
发电效率高，蒸汽循环40%左右，氦气循 环48%左右。 模块式高温堆建造周期可缩短到2-3年， 并可降低建造成本和电价：1500美元/千 瓦，3.3美分/度。 大型堆发展停滞，经济性有待证明 模块堆发展有前景 日、中、南非、美、俄。
2、应用前景
高温堆安全、经济好，广泛用途 高温堆出口温度950℃，是现有各类反应堆 中温度最高的堆型，使用氦气透平直接发电， 效率可达43-47%，比普通核电站高. 开采稠油和炼制石油，生产各类化工产品， 使煤气化、液化，制造洁净的燃料氢气、甲 醇等等
3、高温堆发展简史-四个阶段
（1）早期气冷堆（Magnox）
石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然 铀为燃料，镁诺克斯(Magnox）合金为燃料棒 的包壳材料。
1956年英国建成50MWe气冷堆电站，商用化。 70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等
国建造36座，总装机容量达到8.2 GW（电）
这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在技术上 是可行的。
龙堆（Dragon） －英国
从1956年起开始研究发 展高温气冷堆技术， 1962年与西欧共同体合 作开始建造热工率为 20MW的高温气冷实验 堆—龙堆（Dragon） 1964年8月首次临界， 1966年4月达到满功率 运行。 1976年完成了原先制定 的运行和试验计划。
第七章 高温堆（HTR)
一、高温堆简介 二、中国高温堆 三、日本高温堆 四、其它高温堆
一、高温堆简介
1、基本特点 2、应用前景 3、高温堆发展简史
1、基本特点
氦气作冷却剂 石墨作慢化材料 包覆颗粒燃料+石墨 球形（或柱状）燃料元 件 全陶瓷的堆芯结构材料 连续装卸燃料的方式 无应急冷却系统 模块化建造
AVR －德国
1967年建成了电功率为 15MW的球床实验高温气 冷堆核电厂（AVR） 1974年将该堆的一回路 氦气温度提高到950℃， 成为世界上运行温度最 高的核堆， 1988年退役。 一体化布置，蒸发器在 堆芯上方。
Germany -- The AVR-15MWe in Jülich during 1966 to 1988 – operation This prototype helium reactor operated successfully for over 20 years and provided demonstration of 950℃ gas outlet temp. and key safety features, including safe shutdown with total loss of coolant circulation and without control rod insertion.
3、高温堆发展简史-四个阶段
（2）改进型气冷堆（AGR）
包壳：镁诺克斯 不锈钢,燃料：天然
CO2 温度400℃
670℃。
1963年英国建造32MWe原型堆，
2%铀，
1976-1988年，运行的AGR共有14座，8.9GW。 尽管AGR在性能上比Magnox堆有了很大改进，但由
于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690 ℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率 密度低、燃耗低的限制，使其仍难以和压水堆在经济 上竞争 。
堆芯 表面冷却系统
烟囱 空冷器 水箱
腔室混凝土
1、基本特点（c）
非能动余热排出 阻止放射性释放的多重屏障 在任何运行和事故情况下都是安全的 无需设应急冷却系统 无需设通常意义的安全壳 便于运行和维护 氦气不吸收中子，无感生放射性，无腐 蚀产物的活化，放射性剂量低。
1、基本特点（c）
燃料经济性好 全陶瓷堆芯中子吸收少，燃料转换比高， 燃耗深，能使用不同的燃料和多种燃料循环。 高放废物量少 由于利用率高，乏燃料中锕系核素仅为压 水堆的60－80％。 模块式高温堆固有安全性更明显 可建在工厂附近。
高 温 气 冷 堆 － 设计 概念 的提出
1944 / USA
Daniels‘
SECRET REPORT
on an
HTR PEBBLE PILE
高 温 气 冷 堆-关 键 技 术 的 突 破
1960 / UK HUDDLE PATENT:
TRISO COATED PARTICLE
TRISO 燃 料 元 件
3、高温堆发展简史-四个阶段
（3）高温气冷堆（HTGR）
高温气冷堆是改进型气冷堆的进一步发展。 由于CO2气体与元件包壳材料不锈钢化学相容性的限制，
改进型气冷堆出口CO2温度也受限制，不能超过690℃ 高温气冷堆采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却
剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件，用耐高温的石 墨作为慢化剂和堆芯结构材料，使堆芯出口氦气温度 可达到950℃甚至更高温度负反应性系数大；在任 何情况下能自动停堆。
堆芯功率密度低（5－10 kW/L), 热容量大，有很高的热稳定性。 但堆芯相对大。
堆芯全陶瓷材料，耐高温在失
去氦气冷却剂时，余热可靠导热、 辐射及自然对流排出。使燃料 元件温度不超过1600C的限值。 因此它在任何运行和事故情况 下不会发生严重事故。
England - Dragon -1964 to 1976 – This helium-cooled test reactor provided early successful demonstration of the high temp. gas-cooled reactor and water-particle fuel.