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高温气冷堆和超高温气冷堆是一个意思吗？
不是。高温气冷堆优点很多，但是有一点足以秒杀它，那就是体积。高温气冷堆吗，当然是用气体来进行冷却，冷却剂要么比热大，要么导热性好。比热大，可以减少工质用量；导热性好，可以加快散热速度。水本身的密度比气体大得多，而且气体的比热容超级的低，因为比热容极其低，为了达到冷却效果，只好用巨大体积气体，导致反应堆体积是一般压水堆的几百倍。一般的压水堆，高压水不仅用于冷却，水本身就是极佳的中子慢化剂，气冷堆还需另用大量石墨。气冷堆的特点决定了它适合民用，军用就不好。还有就是气冷堆体积一大，安全壳就大，超强高压使外壳体积厚度极大，重量极重。潜艇那么小一地方，就算是ssbn，撑死一万六七千吨，根本装不下。对于潜艇来说，体积小功率密度高是最主要的，所以主要用压水堆，也有用液态金属冷却堆。还有啊，核潜艇的工作条件是非常苛刻的，在高压环境下的管阀老化和损坏的速度很快，安全性是大问题啊，而管阀线路的加是我国的弱项。
高温气冷堆是什么？
高温气冷堆是一种热中子堆，它用石墨作慢化剂与堆芯结构材料，用不与任何物质起反应的惰性气体——氦作为冷却剂，核燃料采用碳化物包壳，不含金属，因而堆芯能够承受高温，有很好的热稳定性和化学稳定性。
高温气冷堆的先进性，首先表现在安全性好，它是国际上公认的具有固有安全性的下一代新堆型。
到此，人们不免要问：什么是固有安全特性呢？
具体说来，就是当核反应过强、功率过大、堆内温度升高时，它能自动地降低反应性；当发生冷却剂流失、传热系统和控制系统失效、水进入堆芯等事故时，它能自动停堆；而堆芯的余热也不会超过容许的限值，还能非能动地载出堆外。
同时，还具有阻止放射性释放的多重屏障，使放射量不论在何种情况下，都保持在可接受的范围内。
值得说明的是，高温气冷堆在任何情况下绝不会发生像美国三里岛和前苏联切尔诺贝利核电站那样溶毁堆芯、放射性外泄等严重事故。
或许是受到人们喜爱的“傻瓜”相机一词的启发，有人将高温气冷堆称为“傻瓜堆”，形象地比喻中在任何情况下都是安全可靠的。
高温气冷堆的先进性，还表现在是惟一能提供高温工艺热的多用途核能源。
高温气冷堆氦气的出口温度可达950℃或更高，是现有各种反应堆中工作温度最高的堆型。它产生的热量既能用来发电，又可作为其他工业的能源。
高温气冷堆的发电效率还特别高，如果直接用氦汽轮机发电，则产生的电量要比同等功率的一般核电站多50％。
高温气冷堆可以使用的核燃料，是其他反应堆所望尘莫及的。它既能“烧”铀，又能“烧”钍，还能将这两种燃料混在一起“烧”。
鉴于高温气冷堆的优越性，它在国际上很受重视。
1991年3月，日本开工建造3万千瓦的实验堆，1998年已投入运行。
钍，在我国的含量十分丰富。我国也在积极从事高温气冷堆的开发论证和实验研究，许多关键技术取得了突破。
1992年3月，国务院批准在清华大学核研究院内建造一座热功率为10000千瓦兼发电约2000千瓦的高温气冷实验堆，要在2000年前建成并投入运行。
1994年5月，高温气冷堆被列入国家高技术计划重点项目。
高温气冷堆的简介
【英文名】：high temperature gas cooled reactor
高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 10兆瓦高温气冷实验堆：
在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，中国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电， 中国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006——2020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。
第四代先进核能系统
第四代核能系统国际论坛(GIF)于近日正式发布2013年度报告。年报涵盖了GIF成员国所取得的研发进展、超高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆等6个系统的进展报告。 国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示“满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10－5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10－7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。
高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性：
1.1 反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
①控制棒误抽出；②蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力增强引入正反应性事故；③一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温度下降引入的正反应事故等。
事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率上升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功率的上升，燃料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。
1.2 余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的衰变热可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终热阱)中。
当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。
模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。
1.3 阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的基本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃内。在此温度以下，热解碳层和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态和金属裂变产物几乎完全被阻留在包覆燃料颗粒内。而且裂变材料被大量分散到许多小的燃料颗粒内，独立形成屏障，具有很高的可靠性。
一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压力边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。
由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过1600℃而使裂变产物大量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很低，故在发生失压事故时，即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中，对周围环境造成的影响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设计中不设置安全壳，而采用“包容体”的设计概念。“包容体”不同于安全壳，无气密性和承全压的要求，无需喷淋降压和可燃气体控制等功能，系统大为简化。
高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实现的。在10kPa压差下的泄漏率小于10－2/天。在正常运行工况下，由排风系统保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向反应堆建筑内扩散，排风经过滤后由烟囱排出；当发生一回路冷却剂失压严重事故，一回路舱室中的压力超过10kPa时，自动打开事故排风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由烟囱排向大气。由于直接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经短时间后立即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的风险性。 模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950℃的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。
南非ESKOM公司设计的高温气冷堆核电厂即采用了氦气透平直接循环方式[1，2]，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电，反应堆压力为7MPa，氦气出口温度为900℃，高温氦气首先驱动高压氦气透平，带动同轴的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同轴的压缩机，最后驱动主氦气透平，输出电力。经过整个循环，氦气的压力将降到2.9MPa，温度降为571℃。为了将氦气加压到反应堆一回路的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到27℃后，再经两级压缩机后升压到7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到558℃，回到堆芯的入口，其流程见图5所示。该循环方式发电效率可达到47%。
该循环系统的主要优点为：系统简单，全部电力系统都集成在同轴相连的三个压力容器内，造价低；避免了堆芯进水事故的可能性；热力循环效率高。 氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的发展方向。但是，目前这项技术需要研究开发的项目较多，主要有：
①研制高质量、低释放率的燃料元件(以保证进入透平发电系统的放射性水平很低)；
②研制立式氦气透平技术，包括：磁力悬浮轴承、停机擎动轴承以及在高温氦气氛下相接触金属表面的处理等相关技术；
③研制高效(98%)的板翅式回热器技术等。
从技术可行性角度，目前考虑的替代氦气热力循环方式还有以下两种方式：
3.1 直接联合循环方式
循环流程如图6所示，6.9MPa的900℃高温氦气先驱动一个氦气压缩机透平，带动同轴的压缩机，再驱动主发电氦气透平，向外输出电力。出口的氦气再通过一直流蒸气发生器，加热另一侧的水，使之产生蒸汽。产生的蒸汽推动蒸汽透平发电机，向外输出功率。氦气经直流蒸气发生器后由压缩机加压到7.0MPa，183℃，回到堆芯入口。该系统的氦气透平和蒸汽透平联合循环发电效率可达48%。
这个循环系统的主要优点：不需要采用高效回热器，避开了一个技术难点。但是，由于采用氦气?蒸汽联合循环，增加了系统的投资成本，故不能排除堆芯进水事故的可能性。
3.2 间接联合循环
图7给出的间接联合循环流程为：反应堆出口的900℃高温氦气经过中间热交换器(加热二次侧的氮气)，冷却到300℃，再经过氦风机回送到堆芯的入口。二次侧的氮气经中间热交换器加热到850℃，实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。该循环的发电效率为43.7%。
由于采用氮气作工质，可以采用成熟的气体透平技术，在现有技术基础条件下具有更好的可行性。但是投资成本增加，也不能排除堆芯进水事故的可能性。
从上述循环流程的比较可以看出，氦气热力循环方式都可以得到很高的发电效率，根据技术的发展水平，可以选择合适的循环流程。 模块式高温气冷堆由于采用非能动余热载出方式，其单堆的输出功率受到限制，最大热功率只能达到200～260MW。其输出电功率只能达到100MW规模容量，相比压水堆核电厂，其容量规模较小。但是，南非ESKOM公司设计的100MW发电容量的高温气冷堆的经济分析结果表明，与大容量的压水堆核电厂相比较，其发电成本有很好的竞争力，而且可以与当地廉价的煤电成本相比较。主要的因素有以下几点：
①高的发电效率：其发电效率比压水堆核电厂高出约25%。
②建造周期短：100MW容量高温气冷堆采用模块化建造方式，建造周期可缩短到两年，与压水堆核电厂5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比投资减少20%左右；
③系统简单：高温气冷堆具有的非能动安全特性使系统大为简单，不必设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造投资。
④安全性高：具有固有安全特性，在最严重事故情况下不会发生堆芯融化等传统风险。
高温气冷堆将带来哪些好处？
一是适应国家积极发展核电的需求。模块式高温气冷堆固有安全性好，发电效率高：单一模块反应堆功率规模较小，通过多个模块组合可以形成不同规模的电站。在厂址选择及电网要求上有灵活性。在我国核电市场上，大型压水堆核电站将起主导作用。模块式高温气冷堆核电站可作为大型压水堆核电站的补充，以满足国家积极发展核电的战略需求。
二是适应国家未来对核能制氢和高温工艺热的需求。随着石油需求的进一步增长和可开采储量的减少，预计国际油价将进一步增长，国际上围绕石油供应的政治经济斗争会进一步加剧。利用高温气冷堆出口温度高的独特优势，提供高温热源，实现规模化制氢，是核能利用的新领域。在稠油热采、煤的气化液化、炼钢及化工过程等方面也存在对高温工艺热的需求。模块式高温气冷堆技术可以成为满足国家未来对核能制氢和高温工艺热需求的主力技术之一。
三是适应国家发展先进核电技术的需求。国际上针对先进核电技术研究开发上的竞争激烈。在模块式高温气冷堆技术上，我国已经处于世界前列，如完成从实验堆技术向商业堆技术的提升，从而在先进核电技术领域上实现自主创新。中国已与沙特、阿联酋等国家和地区签订了高温气冷堆项目合作谅解备忘录，并在国内多个省市开展了60万千瓦高温气冷堆项目前期工作，助推高温气冷堆项目的商业化推广。
高温气冷堆示范工程具有第四代安全特征，对于促进中国核能技术进步，实施核电走出去，使中国从核电大国迈入核电强国具有重大战略意义。
中国的高温气冷核反应堆怎么样?
石岛湾核电高温气冷堆核电站示范工程是国内第一座高温气冷堆示范电站，是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的20万千瓦级高温气冷堆核电站。按照华能集团公司规划，未来几年，这里还将建设6台百万千瓦级压水堆AP1000核电机组，项目规划总装机容量620万千瓦，总投资近千亿元。
高温气冷堆是国际上公认的具有先进技术特征的新型核反应堆。模块式高温气冷堆核电站具有固有安全性、发电效率高、用途广泛等特点，在国际上受到广泛的重视。也是具有第四代核能系统主要特征的新型核反应堆堆型。2006年，《国家中长期科学与技术发展规划纲要（2006-2020）》将高温气冷堆核电站列为国家十六个重大专项之一。2008年2月15日国务院常务会议通过了高温气冷堆核电站重大专项总体实施方案。模块式高温气冷堆核电站具有固有安全性，系统简单，发电效率高，用途广泛，具有潜在经济竞争性，在国际上受到广泛重视，是能够适应未来能源市场需要的第四代先进核反应堆堆型之一。由清华大学自主设计建造的10MW高温气冷实验堆核电站，已于2003年1月实现满功率运行发电，成为世界上第一座具有模块式高温堆特点的实验电站。
请参考
什么是高温气冷堆?它有哪些主要特点?
高温气冷堆是一种用较高富集度铀的包覆颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、氦气作为冷却剂的先进热堆,具有下列与众不同的特点:第一,由于采用耐高温的包覆颗粒核燃料,并用耐高温石墨作堆芯结构材料,因此允许反应堆冷却剂的出口温度达到750~950℃。第二,采用传热性能较好、化学性能稳定、中子吸收截面小的氦气作冷却剂:主要优点是不会发生相变;氦气是一种惰性气体,化学性质不活泼,容易净化,不引起材料的腐蚀;氦气的中子吸收截面极小,反应堆的中子经济性好;氦气是透明的,便于装卸料操作。第三,安全性好:温度系数是对反应堆安全运行具有重要意义的堆芯反应性系数之一。定义为:由堆芯内温度的变化所引起的反应性的变化;为了使温度系数对固有安全性有贡献,该系数必须是负值。也就是说,温度增加时,引入的必须是负反应性,即引起反应性下降;高温气冷堆就具有很大的负温度系数,而且堆芯热容量也大,因此在事故工况下温度上升缓慢,即使在失去氦气冷却的情况下堆芯结构也不至于熔化,增大了采取相应安全措施的裕度。第四,有综合利用的广阔前景:高温气冷堆不仅可以用于发电,在反应堆冷却剂的出口温度提高到1000~1200℃时,还可将反应堆的高温工艺供热直接应用于炼钢、制氢、煤的液化或气化等工业生产中,达到综合利用的目的。第五,堆芯工作压力需要提高:由于气体冷却剂的密度低,导热能力差,循环时消耗的功率大,因此工作压力需要提高。第六,当前还有限制高温气冷堆发展的因素:包括高燃耗包覆颗粒燃料元件的制备和辐照考验,高温高压氦气回路设备的工艺技术,燃料后处理及再加工等问题。
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