球床模块式高温气冷堆的研究及发展现状

球床模块式高温气冷堆的研究及发展现状CONTENTS目录01发展历程与技术定位02核心技术与系统设计03固有安全特性解析04示范工程与技术突破CONTENTS目录05材料与燃料循环技术06应用场景与市场前景07创新体系与人才培养08挑战与未来发展方向01发展历程与技术定位气冷堆技术演进四阶段

早期气冷堆（Magnox）1956年英国建成50MW卡特霍尔电站，采用石墨慢化、CO₂冷却、金属天然铀燃料、镁诺克斯合金包壳，至70年代初全球建成36座，总装机8200MW，推动核能早期商用化。

改进型气冷堆（AGR）英国1963年建成32MW原型堆，采用不锈钢包壳替代镁诺克斯合金，CO₂出口温度从400℃提升至670℃，1976-1988年运行14座，总电功率8890MW，提升了热工性能。

高温气冷堆（HTGR）采用氦气冷却剂、全陶瓷包覆颗粒燃料、石墨慢化剂与结构材料，堆芯出口氦气温度达950℃以上，具备发电与高温工艺热应用潜力，实现技术性能跃升。

模块式高温气冷堆（MHTGR）以小型化和固有安全为特征，具备非能动余热排出系统和负反应性温度系数，采用模块化组合、标准化生产，可灵活扩展功率规模，代表第四代核能技术发展方向。中国技术突破关键节点单击此处添加正文

实验堆奠基：10兆瓦高温气冷实验堆（HTR-10）20世纪80年代，在王大中院士带领下，清华大学开始先进核能技术研发。2000年建成世界首座10兆瓦高温气冷实验堆（HTR-10），2003年实现72小时连续满功率运行，标志着我国在高温气冷堆技术领域实现从跟跑到并跑的突破，奠定了后续发展基础。商业示范工程：华能山东石岛湾高温气冷堆核电站2012年12月正式开工建设，为全球首座球床模块式高温气冷堆商业示范工程，配备20万千瓦级反应堆模块。2021年9月首次临界，2023年12月正式投入商业运行，标志着我国成为全球首个实现第四代核电技术商业化运营的国家。核心设备国产化与技术自主化石岛湾示范工程核岛1.5万多台套设备中，2200台套为首台套，世界首创型设备超过660台，设备国产化率达到93.4%。成功研制蒸汽发生器、反应堆压力容器、控制棒和吸收球系统等关键设备，攻克球形燃料元件制造等“买不来、要不来、讨不来”的核心技术。技术升级与规模化应用：60万千瓦级高温气冷堆机组在20万千瓦级示范工程基础上，2024年江苏徐圩核电一期工程核准建设60万千瓦级高温气冷堆机组，HTR-PM600S高温气冷供热堆方案技术成熟度高，进一步提升了高温气冷堆的经济性、技术先进性和市场适应性，推动技术向更大规模应用迈进。第四代核电技术定位国际核能发展的重要方向高温气冷堆是国际上从100多种反应堆概念中筛选出的6种最具前景的第四代核电技术之一，代表了未来核能技术的发展趋势。固有安全特性的领先者作为第四代核电技术的有力候选，球床模块式高温气冷堆以其非能动余热排出系统、负反应性温度系数及全陶瓷包覆颗粒燃料等固有安全特性，显著提升了核能利用的安全性。中国核能自主创新的典范我国自主研发的球床模块式高温气冷堆技术，从10兆瓦实验堆到全球首座商用示范工程（HTR-PM）的建成运行，使中国在第四代核能系统研发和应用领域达到国际领先水平。02核心技术与系统设计模块化反应堆结构反应堆模块核心组成单个反应堆模块热功率250MWt，采用直径3米、高11米的圆柱形活性区，外围设置碳砖结构和石墨反射层，集成控制棒与吸收球通道，实现反应堆物理与热工性能的优化匹配。模块化设计优势采用标准化模块组合，可灵活扩展功率规模，如石岛湾示范工程采用“两模块带一机”方案，总热功率500MWt，配套211MWe汽轮发电机组；单堆功率密度仅为压水堆的1/30，提升运行安全性。一回路压力边界系统由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳及热气导管压力壳组成独立压力边界，采用氦气作为冷却剂，设计压力7MPa，出口温度可达750℃，满足高温工艺热与高效发电需求。非能动余热排出系统集成模块内置堆腔冷却器，通过热传导与辐射实现事故余热非能动导出，配置两组独立余热排出系统，每组均具备100%载热能力，确保极端工况下堆芯燃料元件最高温度不超过1600℃设计限值。全陶瓷包覆颗粒燃料元件元件结构组成

燃料元件由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成，包覆颗粒直径约0.8～0.9mm，中心为直径0.2～0.5mm的UO₂核芯，外层有2～4层热解碳和碳化硅包覆层。耐高温安全特性

实验表明，全陶瓷包覆颗粒燃料在2100℃高温下仍能保持完整性，破损率低于10⁻⁶，远高于高温气冷堆事故工况下的最高温度，有效阻止放射性物质外泄。球形燃料元件优势

球形燃料元件直径6厘米，每个含1.2万个四层陶瓷包覆的铀-235颗粒，具备连续装卸料能力，可在不停堆情况下完成燃料更换，提升反应堆运行效率与灵活性。制造技术突破

我国自主研发溶胶凝胶工艺制备核芯颗粒，构建完整包覆颗粒技术体系，建成世界首条工业规模球形燃料元件生产线，实现破损率低于万分之三的工程化目标，为高温气冷堆示范工程提供关键燃料保障。氦气冷却剂系统特性

01化学惰性与材料相容性氦气作为惰性气体，不与反应堆结构材料发生化学反应，避免了水冷却剂带来的腐蚀问题，与石墨慢化剂等材料相容性优异。

02高热工性能与高温运行能力氦气热导率高、比热容适中，可使反应堆出口温度达到750℃甚至更高，显著提升能源转换效率，为高温工艺热应用奠定基础。

03中子经济性与低放射性氦气中子吸收截面小，对链式反应干扰小；且自身难以活化，正常运行时放射性水平低，降低工作人员辐照剂量。

04系统简化与安全优势氦气冷却系统无需应对相变问题，系统设计相对简单；配合非能动余热排出系统，在冷却剂流失事故下仍能保障堆芯安全。非能动余热排出系统系统设计原则模块式高温气冷堆根据非能动安全性原则进行热工设计，事故停堆后堆芯冷却无需专设余热排出系统，依靠自然传热机制导出余热。传热路径与机制燃料元件剩余发热通过热传导、热辐射传递至反应堆压力壳，再经压力壳热辐射传给堆腔冷却器，最终通过空气冷却器散至环境。堆腔冷却器配置堆腔冷却器为设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内水依靠自然循环载热至上部空气冷却器，且独立设置两组，每组均具备100%余热排出能力。极端工况安全保障在堆芯冷却剂完全流失、主传热系统功能丧失的极端事故下，该系统可保证堆芯燃料元件最高温度不超过1600℃的设计限值，远低于包覆颗粒燃料2200℃的破损温度。03固有安全特性解析负反应性温度系数机制负反应性温度系数的定义模块式高温气冷堆的设计具有负的反应性温度系数，这意味着当堆芯温度升高时，反应堆的反应性会自动降低，从而抑制功率的进一步上升，是其固有安全性的重要保障。负反应性温度系数的安全裕度在正常运行工况下，燃料元件的最高温度距最高容许温度尚有约700℃的裕度，借助负反应性温度系数可以提供5.6%的反应性负反馈，有效应对温度瞬变。负反应性温度系数的固有安全作用当反应堆发生温度异常升高的瞬变时，负反应性温度系数会迅速引入负反应性，使反应堆功率自动下降，无需依赖外部控制，即可维持堆芯安全稳定，防止超功率事故发生。多重放射性屏障设计

第一道屏障：全陶瓷包覆颗粒燃料燃料核心为直径0.2-0.5mm的UO₂核芯，外覆四层热解碳与碳化硅包覆层，2100℃高温下破损率低于10⁻⁶，有效阻挡裂变产物释放。

第二道屏障：球形燃料元件石墨包壳每个直径6cm的球形燃料元件含1.2万个包覆颗粒，外层石墨包壳提供结构支撑与二次包容，进一步阻隔放射性物质外泄。

第三道屏障：一回路压力边界由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳及热气导管压力壳组成封闭系统，承受7MPa运行压力，形成氦气介质隔离屏障。

第四道屏障：安全包容体一回路舱室外围混凝土墙构成安全壳，具备辐射屏蔽与环境隔离功能，作为放射性物质扩散的最终防护屏障。极端事故工况验证

ATWS事故工况模拟在丧失厂用电源未能停堆（ATWS）事故中，反应堆保护系统触发反射层控制棒落棒、主氦风机停机等动作。即使反射层控制棒卡住未能紧急停堆，反应堆仍能依靠温度负反馈实现自动停堆，燃料元件最高温度远低于设计限值1600℃，确保燃料包覆颗粒完整性。

全尺度回路热工水力分析专家基于RELAP5程序建立全回路系统模型，考虑全尺度回路热交换和被动余热排出能力，验证了球床模块式高温气冷堆在稳态与瞬态工况下的热工水力特性。模型计算结果与THERMIX软件对比，主参数相对偏差均小于1%，为复杂事故分析提供参考。

极端工况下余热排出能力非能动余热排出系统在堆芯冷却剂完全流失、主传热系统功能丧失的极端事故下，依靠热传导、热辐射等自然传热机制将堆芯余热导出。堆腔冷却器两组独立设计，每组均具备100%余热排出能力，确保堆芯燃料元件最高温度不超过1600℃，远低于包覆颗粒破损温度2200℃。热工水力分析与建模

全回路系统模型构建专家基于RELAP5程序建立了球床模块式高温气冷堆全回路系统模型，将反应堆本体与蒸汽发生器独立建模并连接，一回路氦气流道及二回路水/水蒸汽流道采用水力学构件建模，堆芯燃料和蒸汽发生器传热管采用热构件建模，堆芯热源数据由点堆动力学模型提供。

稳态热工水力特性验证对HTR-PM在额定满功率工况下的稳态热工水力特性分析表明，反应堆总功率在温度负反馈和反应性方程作用下达到稳态，堆芯进出口氦气温度及蒸汽发生器进出口水/蒸汽温度基本稳定。模型计算结果与THERMIX软件对比，主参数相对偏差均小于1%，验证了模型准确性。

旁流份额影响研究敏感性分析显示，旁流氦气未流经堆芯活性区会导致堆芯整体温度偏高。每增大10%的旁流份额，堆芯出口处的燃料温度及氦气温度均提升约90℃。过高旁流份额会使堆芯局部温度超出安全控制范围，优化堆芯结构减小旁流份额对保障堆芯热工安全意义重大。

事故工况模拟与安全验证利用所建模型对丧失厂用电源未能停堆（ATWS）事故工况进行模拟，结果显示尽管控制棒无法下落导致停堆时间更长、燃料元件最高温度略高，但反应堆仍能依靠温度负反馈实现自动停堆，且燃料元件最高温度远低于设计限值，验证了其固有安全性，为复杂热工水力与事故分析提供了参考。04示范工程与技术突破石岛湾示范工程概况

工程基本信息华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程是全球首座球床模块式高温气冷堆商业示范工程，于2012年12月正式开工建设，2023年12月投入商业运行。

技术参数与规模该工程配备20万千瓦级反应堆模块，采用“两模块带一机”技术方案，总热功率500MWt，汽轮发电机组额定输出功率211MWe，反应堆出口氦气温度可达750℃，单堆功率密度仅为压水堆的1/30。

关键技术突破与国产化核岛1.5万多台套设备中，2200台套为首台套，世界首创型设备超过660台，设备国产化率达到93.4%，成功研制了反应堆压力容器、螺旋盘管蒸汽发生器、控制棒和吸收球系统等多个关键设备。

工程意义与地位作为国家科技重大专项标志性成果，其成功商运标志着我国在第四代核电技术研发和应用领域达到国际领先水平，为高温气冷堆产业化发展奠定了坚实基础，也为全球核能技术发展提供了中国方案。首台套设备国产化成果核岛设备国产化规模高温气冷堆核岛1.5万多台套设备中，首台套设备达2200台套，其中世界首创型设备超过660台，设备国产化率高达93.4%。关键主设备自主突破成功研制模块式高温气冷堆反应堆压力容器、电磁轴承主氦风机、组件式直流蒸汽发生器、控制棒和吸收球系统、燃料装卸系统等多个核心首台套设备。螺旋盘管蒸汽发生器攻关蒸汽发生器采用五层螺旋盘管设计，单根盘管展开长度60米，单台含19个换热单元。由清华核研院、中核能源等10余家单位联合攻关，建成国际首个核级螺旋盘管和换热单元生产线。反应堆压力容器与堆内构件完成业界最大最重反应堆压力容器的吊装，攻克陶瓷堆内构件精确安装难题，实现全陶瓷堆芯结构材料（石墨和碳块）的自主化生产与应用。多模块协调控制技术

多模块设计理念与优势球床模块式高温气冷堆采用多个标准反应堆模块匹配汽轮发电系统等负荷设施，以实现安全与经济双赢，此设想虽于上世纪80年代提出，但此前多模块方案均停留在设计图纸阶段。

核心挑战：多模块耦合协调控制多个反应堆模块通过共用负荷设施实现紧密耦合，其协调控制技术是保证安全、稳定、灵活运行的核心关键，涉及功率分配、负荷跟随及瞬态响应等复杂问题。

中国技术突破：实堆验证与成果发表清华大学核研院完成方法、系统、平台等一系列攻关，在HTR-PM上率先实现“两模块带一机”高温气冷堆机组功率自动控制，相关试验结果和协调控制方法于2025年3月21日发表在NatureCommunications上，并被编辑推荐为亮点文章。

试验验证：控制性能与瞬态响应2023年9月至10月，HTR-PM完成功率爬坡、停机不停堆、汽机甩负荷和停堆不停机等全厂综合性能试验，验证了多模块高温堆协调控制方法的有效性，控制调节性能和瞬态响应能力均满足运行要求。运行性能与参数指标

功率与效率示范工程采用两套核蒸汽供应系统带一台汽轮发电机组，每座反应堆热功率为250MWt，总功率为500MWt，汽轮发电机组额定输出功率为211MWe，采用传统蒸汽循环方式发电效率可达40%以上。

温度与压力参数反应堆一回路压力为7MPa，氦气出口温度可达750℃，能够产生541℃的过热蒸汽，满足石化行业主要蒸汽需求。

燃料性能指标球形燃料元件直径6厘米，含1.2万个四层陶瓷包覆的铀-235颗粒，包覆颗粒燃料在2100℃高温下仍能保持完整性，破损率在10⁻⁶以下，事故工况下燃料元件最高温度不超过1600℃设计限值。

固有安全性能验证丧失厂用电源未能停堆（ATWS）事故模拟显示，依靠温度负反馈可实现自动停堆，燃料元件最高温度远低于设计限值，验证了其固有安全性；非能动余热排出系统可在冷却剂完全流失情况下导出堆芯余热。05材料与燃料循环技术石墨慢化剂性能要求高温稳定性要求石墨作为慢化剂，需具备极高的高温稳定性，其熔点超过3000℃，确保在反应堆正常运行及事故工况下结构不发生熔融或显著劣化，保障堆芯几何完整性。中子慢化能力要求需具有良好的中子慢化性能，即较高的中子散射截面和较低的中子吸收截面，以有效将快中子慢化为热中子，维持链式反应的持续进行。结构强度与完整性要求作为堆芯结构材料，石墨需具备足够的高温力学强度、抗蠕变性能和结构完整性，能承受堆芯运行时的温度梯度、辐照肿胀及外部载荷，确保长期稳定运行。化学惰性要求在高温氦气环境中需表现出优异的化学惰性，不与冷却剂氦气及其他堆内材料发生化学反应，避免产生腐蚀性产物或导致材料性能退化。辐照稳定性要求需具备良好的辐照稳定性，在长期中子辐照条件下，其物理、力学性能变化（如体积肿胀、强度变化）需控制在允许范围内，确保堆芯长期运行安全。球形燃料元件制备工艺

燃料芯块制备采用溶胶凝胶工艺制备二氧化铀核芯颗粒，涉及溶解、配胶、分散、热处理等十几步工序，需保证核芯颗粒无破损、尺寸均匀、球形度高。

包覆颗粒制造通过化学气相沉积等工艺在核芯外形成四层热解碳和碳化硅包覆层，确保在2100℃高温下包覆颗粒仍能保持完整性，破损率控制在10⁻⁶以下。

燃料球成型与烧结将包覆颗粒与石墨粉混合，通过球形成型工艺制成直径6厘米的球形燃料元件，经高温烧结提高强度，每个燃料球含1.2万个包覆颗粒。

性能检测与质量控制建立严格的性能检测体系，对燃料球的尺寸、密度、包覆层完整性等几十项指标进行检测，采用专用分析仪器和可靠取样技术，确保产品质量。高温结构材料研发进展01燃料元件材料：全陶瓷包覆颗粒技术高温气冷堆燃料元件采用全陶瓷包覆颗粒设计，核心为UO₂核芯，外层包覆2-4层热解碳和碳化硅，在2100℃高温下仍能保持完整性，破损率低于10⁻⁶，为放射性物质包容提供第一道屏障。02堆芯结构材料：石墨及碳基材料应用堆芯慢化剂与结构材料选用石墨和碳块，其熔点超过3000℃，确保事故工况下不会发生熔毁；同时具备良好的中子慢化能力和高温稳定性，支撑反应堆长期安全运行。03金属结构材料：耐高温合金研发突破针对反应堆压力容器、热气导管等关键设备，研发应用铬钼钢、镍基合金等耐高温结构材料，具备高温强度、蠕变抗力和耐腐蚀性，满足750℃以上工作环境及长期辐照条件下的力学性能要求。04冷却剂与慢化剂材料：氦气与石墨协同优化选用化学惰性氦气作为冷却剂，具有高热导率、低中子吸收截面特性，出口温度可达750℃以上；石墨作为慢化剂，通过优化微观结构提升中子慢化效率和抗辐照性能，保障堆芯热工水力特性稳定。燃料循环与废物处理

燃料循环概述球床模块式高温气冷堆燃料循环涵盖燃料生产、使用、回收和处理等环节，为反应堆稳定运行提供保障，同时通过核燃料后处理技术提高燃料利用率并减少废物量。

燃料再加工技术针对使用后的燃料，通过再加工技术处理废物和次级裂变产物，回收可再利用核素，提高燃料利用率，降低核废物对环境的潜在危害。

放射性废物管理采用多重屏障和纵深防御原则，结合全陶瓷包覆颗粒燃料元件的固有特性，有效包容放射性物质，实现放射性废物的安全、无害化处理与长期管理。06应用场景与市场前景电力生产与热电联产

高效电力生产能力高温气冷堆采用氦气冷却，出口温度可达750℃，即使采用传统蒸汽循环方式，发电效率也可达40%以上。如华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程，配备20万千瓦级反应堆模块，总电功率为211MW，能稳定向电网输送清洁电力。

热电联产应用实践高温气冷堆一回路氦气出口温度高，可产生满足石化行业主要需求的541℃过热蒸汽，适用于热电联产。2024年3月，石岛湾示范工程核能供热系统并入市政管网，覆盖20万平方米供热面积，每个供暖季可替代燃煤3700吨，减排二氧化碳6700吨。

多模块协调控制技术球床模块式高温气冷堆采用多模块设计，如HTR-PM示范工程实现“两模块带一机”功率自动控制。2023年完成的全厂综合性能试验验证了多模块协调控制有效性，控制调节性能和瞬态响应能力满足运行要求，为商业化应用奠定基础。工业供热与石化耦合

高温工艺热供应能力高温气冷堆一回路氦气出口温度可达750℃，能产生满足石化行业需求的高品质过热蒸汽，为工业生产提供稳定高温热源。

石化园区低碳供热方案研发HTR-PM600S高温气冷供热堆方案，匹配石化园区对绿色低碳高参数蒸汽需求，可大规模供应蒸汽或实现热电联供。

徐圩核电供热示范工程2024年江苏徐圩核电一期工程核准建设60万千瓦级高温气冷堆机组，建成后将为连云港石化产业基地供应高品质低碳工业蒸汽。

多领域综合应用前景高温气冷堆还可应用于稠油热采、煤化工等领域，凭借其固有安全性和高温特性，助力能源、化工行业绿色低碳转型。核能制氢技术路径

高温电解制氢（HTSE）高温气冷堆可提供750℃以上高温工艺热，驱动固体氧化物电解池（SOEC）高效分解水制氢，理论能效可达80%以上，是极具潜力的大规模绿氢生产路径。

热化学循环制氢利用高温气冷堆提供的高温热能（如900℃以上），通过多步化学反应（如硫-碘循环、铜-氯循环）分解水制氢，可避免直接电解的高电耗，有望实现更高的能源转化效率。

核电联产制氢（间接路径）高温气冷堆先发电，再通过电力驱动质子交换膜电解槽（PEMEC）或碱性电解槽（AEC）制氢，技术成熟度高，可灵活调节电力与氢能产出比例，适应电网需求。国内外市场布局分析

国内市场布局现状我国已建成全球首座球床模块式高温气冷堆商业示范工程——华能山东石岛湾高温气冷堆核电站，并于2023年12月正式投入商业运行。2024年江苏徐圩核电一期工程核准建设60万千瓦级高温气冷堆机组，标志着国内市场进入商业化推广阶段。

国际市场潜力与竞争格局作为第四代核电技术的重要堆型，球床模块式高温气冷堆凭借其固有安全性和多用途特性，在全球能源转型背景下具有广阔市场潜力。目前，中国在该领域技术领先，英国、美国、日本等国也有相关研究布局，但中国已率先实现商业化应用，具备先发优势。

未来市场拓展方向国内方面，将重点推进高温气冷堆在工业供热、核能制氢、稠油热采等领域的应用，如江苏徐圩项目将为石化产业基地供应低碳工业蒸汽。国际方面，将积极参与“一带一路”沿线国家核电合作，推广模块化建造和多用途应用模式，抢占全球能源变革制高点。07创新体系与人才培养产学研协同创新模式

01校企深度融合机制中核集团与清华大学共同组建中核能源科技有限公司，作为高温气冷堆科技成果转化平台，核研院聚焦原始创新与关键设备设计，中核能源负责工程设计与EPC总包，形成“研发-转化-工程”一体化链条。

02联合攻关与资源整合围绕蒸汽发生器、反应堆压力容器等关键设备，组建跨单位创新联合体，如清华核研院联合10余家单位攻关核级螺旋盘管生产线，实现全球首创设备研制，核岛设备国产化率达93.4%。

03人才培养与知识转化联合举办核工程硕士班，将工程任务转化为毕业设计课题，培养上百名工程技术人员；建立联合设计机构，通过科研思维与工程思维碰撞，加速技术迭代与成果落地，支撑示范工程从蓝图变为现实。核心技术团队建设领军人物引领方向在中国科学院院士王大中带领下，清华大学自上世纪80年代起开展先进核能技术研发，奠定高温气冷堆技术基础。产学研协同创新机制中核集团与清华大学组建中核能源，清华核研院聚焦原始创新，中核能源负责工程设计与总包，形成“科研+工程”协同攻关模式。跨学科人才梯队培养联合举办核工程硕士班，将工程任务转化为毕业设计课题，培养上百名技术人员，形成涵盖核物理、热工水力、设备制造等领域的专业团队。关键技术攻关团队组建螺旋盘管蒸汽发生器、球形燃料元件等专项攻关组，10多家单位参与突破2200台套首台套设备研制，设备国产化率达93.4%。知识产权与标准体