高温氣冷堆

高温氣冷堆具有固有安全、模塊化設計與建造和多用途等特性，被認為是最有前途的第四代反應堆堆型。技術上，高温氣冷堆可以取消場外應急，具備替代關停退役中小火電廠老舊機組能力。高温氣冷堆替代中小型火電，是一種解放思想、開拓思路的核能利用理念，是核能利用體系內的重大創新，對於緩解環境保護、節能減排與經濟發展、社會穩定之間的矛盾具有重要的意義。 ^[3] 

用氣體作為冷卻劑的氣冷反應堆技術，最早應用於軍用核材料的生產，後來逐步發展成為商用發電的動力反應堆。它大致分為四個階段：早期氣冷堆（Magnox堆）、改進型氣冷堆（AGR堆）、高温氣冷堆和模塊式高温氣冷堆。 ^[2] 

模塊式高温氣冷堆按照堆芯結構的特點，還可以分為球牀堆和稜柱堆兩大類型。球牀堆採用球形燃料元件，利用球在反應堆堆芯中的緩慢移動實現不停堆連續換料。它的優點是提高反應堆的可利用率，實現比較均勻的功率分佈和燃料的燃耗深度，以及沒有大的後備反應性，有利於反應堆的控制。 ^[2] 

球牀堆技術由德國於利希研究中心R.Schulton教授發明，在德國開展了大量的研究和發展工作，建設了15MWe的高温氣冷堆（AVR）實驗反應堆和300MWe的高温釷反應（THTR）工業示範堆。我國在國家高科技研究發展計劃的支持下於2000年在清華大學建成10MW高温氣冷試驗堆（HTR-10），是世界上首個實現“模塊式”肩並 肩佈置的球牀高温氣冷堆的實驗堆。 ^[2] 

美國和日本主要發展了稜柱堆。美國建設了Peach Bottom實驗堆和Fort St. Vrain工業示範堆，日本建設了高温實驗反應堆（HTTR）。球牀堆和稜柱堆的主要差別是燃料的幾何形狀不同。但是兩種高温氣冷堆的核心技術，例如，全陶瓷包覆顆粒燃料、氦氣冷卻劑和石墨慢化劑都是相同的。二者在20世紀80年代以後不約而同地轉向了“模塊式”高温氣冷堆的技術發展方向，應用領域也是相同的。 ^[2] 

具有優異的固有安全性是模塊式高温氣冷堆的突出特徵。國際上把高温氣冷堆列為符合第四代先 進核能系統技術要求的堆型之一。2003年發表的第四代核能系統路線圖報告把超高温氣冷堆（VHTR）列為第四代核能系統6種候選技術之一。2010年後更新的路線圖報告則將VHTR更改為V/HTR（超高温氣冷堆/高温氣冷堆），並説明它包括的温度範圍是700~1000℃。 ^[2] 

圖1示意了HTR-PM球形燃料元件結構。以二氧化鈾為核心，外面包覆熱解碳和碳化硅層，形成0.92mm直徑的包覆顆粒燃料。大約12000個包覆顆粒燃料與石墨一起被填充在1個直徑60mm的燃料球中。 ^[2] 

圖2為我國高温氣冷堆核電站示範工程（HTR-PM）的核蒸汽供應系統模塊結構的示意圖。反應堆堆芯中大約有4.2×105個燃料球，直徑為3m，高為11m。堆芯周邊的反射層是耐高温的石墨。冷卻劑氦氣從反應堆頂部流過堆芯，然後通過一個內襯保温材料的同軸雙層連接結構，流到一個和反應堆肩並肩佈置的蒸汽發生器。冷卻後的氦氣由佈置在蒸汽發生器殼頂部的氦氣循環風機加壓後通過同軸連接結構的外層流回反應堆，形成一個封閉的反應堆——迴路循環。新燃料元件由頂部裝入堆芯，從底部卸料管卸出。卸出的燃料元件如果未達到預定的燃耗深度，則再送回堆內使用。 ^[2] 

一個反應堆和一台蒸汽發生器構成了一個高温氣冷堆反應堆模塊。在中國的200MWe高温氣冷堆核電站示範工程（即HTR-PM）中，每個反應堆模塊熱功率為250MWt。HTR-PM設計有2個模塊，向1台蒸汽輪機供應蒸汽，發電功率為210MWe。模塊式高温氣冷堆的發明者H.Routler與G.Lohnert在早期就曾經指出，模塊的意思就是在一個核電機組中可以根據需要連接多個反應堆模塊。 ^[2] 

當該反應堆要應用於更高温度的場合時，需要有一個耐更高温度的中間熱交換器，以取代蒸汽發生器。而反應堆本身從燃料、反射層、堆內金屬構件到連接管都可以保持原有的材料和設計。目前經過驗證的包覆顆粒燃料元件技術（TRISO）經過長期輻照考驗證明能夠在1250~1350℃下長期運行，考慮到堆芯出口温度的不均勻性，可以實現反應堆出口氦氣平均温度達到1000℃的要求。 ^[2] 

德國最初於1960至1990年在球牀高温氣冷堆方面開展了大量的研究工作，美國在同期也發展了稜柱燃料的高温氣冷堆。20世紀80年代早期，德國提出了模塊式高温氣冷堆的概念，之後高温氣冷堆的發展進入了模塊式高温氣冷堆的發展階段，德國、美國、日本、俄羅斯、南非和中國等都曾經開展了大量的研究，研究和發展了一系列基本具備建設首個示範工程的工程設計。 ^[2] 

中國建設了世界第一個模塊式高温氣冷堆的工業示範電站，即華能山東石島灣20萬千瓦級高温氣冷堆核電站示範工程，含兩個熱功率為250MWt的反應堆模塊。 ^[2] 

自2008年以來，石島灣核電廠一直在進行前期籌備工作 ^[4]  。

2011年3月份，受日本大地震引發的福島核事故影響，正在籌備、審批的的核電項目都被叫停，其中包括石島灣核電廠 ^[4]  。

然而，審批暫停並沒有阻礙該項目的積極籌備，2012年，進度控制工作人員楊江東在接受採訪時表示，核島基坑負挖工作已完成，並通過國家核安全局檢查驗收，核島底板鋼筋綁紮也已完成，只等着工程開工、澆築第一罐混凝土 ^[4]  。

到了12月9日，該工程正式開工，澆築了第一罐混凝土 ^[2]  。

2015年，現場土建工程全部完成，廠房封頂，設備開始入場安裝和調試。之後，在研發團隊等各方面的努力下，2016年3月和9月，兩台反應堆壓力容器分別製造完成並在石島灣現場安裝就位。 ^[2] 

2018年5月，首台燃料裝卸系統安裝完成。 ^[2] 

2018年10月，2套堆內構件安裝完成。 ^[2] 

2018年12月，2台蒸汽發生器完成製造和出廠打壓實驗，2台主氦風機完成出廠實驗。 ^[2] 

截止到2018年底，該項目的主設備研製和生產基本完成。為支持高温氣冷堆示範工程的研發和建設，清華大學在國家科技重大專項的支持下，專門建設了高温氣冷堆工程實驗室，對反應堆主設備、主系統進行了全面驗證 ^[2]  。

2020年10月19日，歷時14天，全球首座高温氣冷堆核電示範工程首堆一回路冷態功能試驗一次成功。不同於其他堆型的冷態功能試驗，高温氣冷堆核電示範工程冷態功能試驗採用壓縮空氣作為試驗介質，分台階加壓至最高試驗壓力8.9MPa進行一回路壓力邊界強度性能試驗，然後降至8.0MPa保壓24小時以上測量一回路泄漏率，同時考察一回路壓力容器在壓力作用下的變形和位移，並對支承系統的有效性做出初步判斷。試驗結果表明，示範工程首堆各項指標均滿足設計要求。 ^[5] 

2020年11月3日，國家科技重大專項——全球首座高温氣冷堆核電示範工程建設現場再傳捷報，繼10月19日，2號堆一回路系統冷態功能試驗順利完成後，1號堆一回路系統冷態功能試驗再次順利完成，各項指標均達到設計要求[5] ^[6]  。

這一工程是我國擁有自主知識產權的第一座高温氣冷堆示範電站，也是世界上第一座安全性更高的第四代核能、模塊式商用規模示範電站，兼具科研性、工程性和商業化的三重特徵 ^[7]  。