HTR-PM

1．工程概況

國家科技重大專項-華能山東石島灣核電廠高温氣冷堆核電站示範工程位於山東省榮成市，由中國華能集團公司牽頭組織實施，項目業主單位為華能山東石島灣核電有限公司。

（2008年10月7日，國家科技重大專項—高温氣冷堆核電站示範工程揭牌儀式在北京釣魚台國賓館舉行）

示範工程以我國已建成投運的清華大學10兆瓦高温氣冷實驗堆為基礎，將把我國具有完全自主知識產權的高温氣冷堆這一重大技術成果轉化為現實生產力，是我國建設創新型國家的一項標誌性工程，是世界首台具備第四代核能系統安全特性的商用核電機組，將引導世界第四代核電技術發展與進步。

2．組織模式

2006年6月，國務院成立了大型先進壓水堆及高温氣冷堆重大專項領導小組，負責重大專項的推動工作，中國華能集團公司為小組成員單位。重大專項的承擔單位為華能山東石島灣核電有限公司、清華大學核研院、中核能源科技有限公司。

示範工程建設採用“項目業主全面負責、全廠設計總承包、核島及其BOP工程EPC總承包、常規島及其BOP工程業主自主管理、業主主持聯合調試”的模式，以充分發揮清華大學的技術優勢，並充分利用中核建設集團的核電建設管理及華能集團的常規電站建設管理經驗。

3．工程目標

按照重大專項總體實施方案，高温氣冷堆核電站示範工程建設目標如下：

（1）總體目標

在2013年建成一座具有我國自主知識產權的20萬千瓦級模塊式高温氣冷堆商業化示範核電站。

（2）技術目標

示範工程採用球牀模塊式高温氣冷堆，兩套核蒸汽供應系統帶一台超高壓汽輪發電機組。

(1) 發電功率不低於20萬千瓦，發電效率不低於40%；

(2) 機組可利用率不低於80%；

(3) 設備國產化率不低於75%；

(4) 達到第四代核能系統的核安全目標，在技術上不需要採取廠外應急措施。

4．戰略意義

在我國已經建成的10MW高温氣冷實驗堆的技術基礎上，建設具有自主知識產權的20萬千瓦級高温氣冷堆核電站示範工程，具有重要的戰略意義。

(1) 爭取率先掌握新一代先進核能技術，實現跨越式發展。世界各核技術強國都在積極開發新一代的先進核電技術。如果高温氣冷堆發電技術在我國率先實現產業化，將使我國在該領域居於世界先進水平。

(2) 有利於加快核電建設國產化進程。建設高温氣冷堆示範電站可以實現設計、製造、建造和調試運行的國產化，從而實現採用先進技術自主設計、自主建造、自行運營管理的目標。

(3) 奠定核能制氫的技術基礎，佔領未來氫經濟時代的制高點。利用高温氣冷堆700℃-1000℃的高温工藝熱制氫是最有可能實現的大規模經濟制氫的途徑之一。繼續保持我國在高温氣冷堆方面的技術優勢，有利於我國佔領未來氫經濟時代的制高點。

(4) 抓住技術進步的商機，拓展國內外核電市場。由於高温氣冷堆固有安全性好、市場適應性強的優點，擁有一定的市場前景，可作為我國核電的一個補充，還可以逐步向國外市場推廣。

(5) 產學研相結合，共同推動科學技術產業化轉化。高温氣冷堆核電站示範工程採用市場化的產業組織模式和專業化的技術發展模式，由中國華能集團公司、中國核工業建設集團公司、清華大學合作三方通過產、學、研相結合，人才、技術、資本和市場相結合的創新機制聯合建設，實現重大高科技成果的產業化。

(6) 形成對國家能源安全、可持續能源發展戰略的技術支持。核電關係着我國能源發展和核工業發展的雙重戰略。在核電跨越式發展時期，積極推進新一代的核電技術，利於解決核能的可持續發展問題，從而形成對國家能源安全、可持續能源發展戰略的技術支持。

2004年3月1日，中國華能集團公司、中國核工業建設集團公司、清華大學簽署建設高温氣冷堆核電站示範工程合作意向書。

2004年4月，中國華能集團公司、中國核工業建設集團公司、清華大學向國家發改委聯合上報高温氣冷堆核電站示範工程項目建議書。

2004年8月，國家發改委原則同意開展高温氣冷堆核電站示範工程前期工作。

2006年2月，示範工程被列入《國家中長期科學和技術發展規劃綱要（2006-2020）》國家科技重大專項。

2006年6月，國務院成立大型先進壓水堆及高温氣冷堆重大專項領導小組，中國華能集團公司為小組成員單位。

2006年12月25日，中國華能集團公司、中國核工業建設集團公司、清華大學簽訂華能山東石島灣核電有限公司股東出資協議書和章程。

2007年1月23日，示範工程業主單位-華能山東石島灣核電有限公司註冊成立。

2007年3月，示範工程初步可行性研究報告通過審查。

2008年1月16日，示範工程可行性研究報告通過審查。

2008年2月15日，國務院常務會議討論並批准了《高温氣冷堆核電站重大專項總體實施方案》，示範工程正式進入啓動實施階段。

2008年3月27日，示範工程廠址選擇階段廠址安全分析報告和環境影響評價報告獲得環境保護部和國家核安全局的批覆。

2008年4月1日，示範工程“五通一平”工程正式開工建設。

2008年5月5～6日，環境保護部組織召開了初步安全分析報告審評啓動交流會，示範工程的建造許可證申請工作正式啓動。

2008年6月，示範工程初步設計通過專家評審。

2008年9月1日，示範工程負挖工程開工。

2008年10月7日，國家科技重大專項-高温氣冷堆核電站示範工程揭牌暨華能山東石島灣核電廠核島EPC總承包框架協議和長週期主設備採購合同簽字儀式在北京舉行。

2009年6月1日，環境保護部（國家核安全局）發函認可華能山東石島灣核電廠高温氣冷堆核電站示範工程質量保證大綱（設計與建造階段）。

2009年6月16日，高温氣冷堆核電站示範工程核島地段基坑負挖順利通過國家核安全局專家組的檢查驗收。

2009年6月20日－29日，中國核能行業協會組織對華能山東石島灣核電廠高温氣冷堆核電站示範工程建造階段進行首次同行評估。

2009年8月16日－17日，高温氣冷堆核電站示範工程通過國家核安全局組織的核島FCD前核安全檢查。

2009年8月20日－23日，國家能源局委託中國國際工程諮詢公司組織對高温氣冷堆核電站示範工程初步設計進行審查。

2009年8月24日－25日，示範工程通過國家能源局、國家核安全局的聯合安全檢查。

2009年9月23日－25日，環境保護部（國家核安全局）組織召開第七次核安全與環境專家委員會部分委員會議，委員建議環境保護部（國家核安全局）批覆高温氣冷堆核電站示範工程環境影響報告書。

1，世界高温氣冷堆核電技術發展

從世界首座高温氣冷堆(Dragon)於1964年在英國投入運行開始，高温氣冷堆已走過了40多年的風雨歷程，世界上多個國家都相繼建造了各種類型的高温氣冷堆。

隨着“第四代先進核能系統”概念的提出，高温氣冷堆逐漸以其特有的安全性、用途廣泛及隨着模塊式高温堆概念的提出而具有的小型化、投資少、建造週期短等特點贏得了人士的關注。

高温氣冷堆是具有第四代核能系統安全特性的先進反應堆，世界上的主要有核國家都在積極發展高温氣冷堆技術用於發電與制氫。2005年美國能源法案要求能源部必須在2021年前開發並示範利用高温氣冷堆技術進行發電和（或）制氫的技術和經濟可行性；法國的法馬通公司也在積極開展高温氣冷堆技術研究，並已參加美國愛達荷高温氣冷堆項目的投標；日本已經建成了高温工程試驗研究堆HTTR用於研究高温氣冷堆技術和高温制氫技術；俄羅斯與美國共同開發利用高温氣冷堆燒鈈（Pu）的研究；南非已經開展了建設高温氣冷堆核電站的前期工作，政府正在加大投入促進項目儘早開工；韓國政府已經決定在2015年前投入16億美元發展高温氣冷堆。

2，中國高温氣冷堆核電技術發展

在我國“863”計劃支持下，清華大學10兆瓦高温氣冷實驗堆(HTR－10)於1995年6月14日正式動工，2000年12月順利建成並達到臨界，2003年1月7日併網發電，成為世界第一座投入運行的模塊式球牀高温氣冷實驗堆。

通過高温氣冷實驗堆(HTR－10)的設計、建造、臨界運行和併網發電，我國掌握了高温氣冷堆燃料元件製造、燃料元件裝卸系統和數字化控制保護系統等核心技術，同時形成了這種新型反應堆研發、設計、加工、建造的技術集成系統，為我國自主設計建造高温氣冷堆示範工程積累了寶貴經驗。

3，獨特優勢

六大特點彰顯高温氣冷堆優勢

(1) 我國擁有自主知識產權的先進核電技術。

(2) 具有固有安全性和非能動安全性，在技術上不需採取廠外應急措施，達到第四代核能系統核安全目標。

(3) 採用球形燃料元件，不停堆進行燃料循環和裝卸，機組可利用率高。

(4) 系統簡單，電站發電效率可以達到40%以上。

(5) 堆芯出口氦氣温度可達700-950攝氏度，除發電，還可廣泛應用於制氫等領域。

(6) 模塊化設計，具有靈活性、減少造價、節省工期的優點，可成為壓水堆核電技術的補充，並帶動我國核能發電設備進軍世界核電市場。

4，技術特點

模塊式高温氣冷堆具有固有安全性、系統簡單、發電效率高、用途廣泛、具有潛在的經濟競爭性，在國際上受到廣泛的重視，它是國際核能領域第四代核能系統中六種備選堆型之一，是能夠適應未來能源市場需求的新型核反應堆堆型。

(1) 採用包覆顆粒燃料（TRISO）構成的“全陶瓷型”球形燃料元件，它具有在不高於1620℃的高温下阻留放射性裂變產物釋放的能力。

(2) 採用單區球牀堆芯設計，球形燃料元件自上向下流動。

(3) 堆芯設計保證在任何運行工況和事故情況下，燃料元件最高温度不超過其安全限值1620℃。

(4) 採用燃料元件連續裝卸、多次循環的燃料管理模式，即燃料元件從堆芯頂部裝入，從堆芯底部卸料管卸出，卸出的燃料元件逐個進行燃耗測量，已達到卸料燃耗的元件被排出堆外貯存，未達到卸料燃耗的元件則被重新裝入堆芯，實現燃料元件多次循環，使反應堆燃耗分佈更為均勻。

(5) 設置兩套獨立的停堆系統：控制棒系統和吸收球停堆系統，控制棒和吸收小球都依靠重力下落實現停堆功能，提高了停堆系統的可靠性。

(6) 反應堆堆芯周圍全部由石墨和碳磚材料構成，該區域內沒有金屬部件，使堆芯結構部件能承受高温。

(7) 反應堆堆芯和蒸汽發生器分別設置在兩個殼體內，並由熱氣導管殼體相連接，構成一回路壓力邊界。三個殼體組成的壓力邊界均通以冷氦氣進行冷卻，使殼體不承受高温。

(8) 反應堆壓力容器、蒸汽發生器殼體和連接二者的熱氣導管殼體，均包容在混凝土結構的一回路艙室內，一回路艙室具有“包容性”功能，是阻止放射性釋放的第三道安全屏障。