HTR-PM

HTR-PM （球床模块式高温气堆冷堆核电站）是中国的小型模块化核反应堆。它是一种高温气冷反应堆(HTGR)，部分基于早期清华大学核能与新能源技术研究院的HTR-10原型反应堆。 [1]，它是世界上第一个高温气冷（HTGR）球床第四代反应堆原型。

2001年启动了高温气冷堆球床组件（ HTR - PM ）示范工程。 [2]2006年，高温气冷堆核电站被列为国家科技重大专项。清华大学核能与新能源技术研究院联手华能集团、中核集团共同建设世界首座示范工程。[3][4] [1]

设计

石岛湾核电站HTR-PM200示范工程由两座球床模块高温气冷反应堆（单座热功率为250 MWt，合计500MWt）、两台蒸汽发生器、一台210MWe汽轮发电机组和其他附属系统组成。反应堆采用球形燃料元件，石墨为慢化剂，一回路冷却剂使用氦气。当反应堆运行时，氦气将核反应产生的热量带出堆芯，氦气温度可达850-1000摄氏度，经过热气导管进入到蒸汽发生器中，将热量传递给二次侧的水，产生过热蒸汽，温度可达566-570摄氏度，推动210MW汽轮发电机发电，热电转换效率约为42%-44%，高于压水堆PWR的33%-36%。冷却后的氦气由主氦风机升压后送回堆芯进行下一次循环。[1][4][5]

全陶瓷包覆颗粒燃料元件由外致密热解碳层、碳化硅层、内致密热解碳层、疏松热解碳层和二氧化铀燃料核心构成，复合包覆层组成微球型压力容器，能够在不高于1620摄氏度的温度下，阻止放射性裂变产物的释放。在运行过程中，燃料元件由堆芯底部进入卸料管，通过燃耗测量器进行燃耗测量，将未达到设计燃耗值的燃料元件重新装入堆芯使用，反之，将燃料元件输送到乏燃料贮罐贮存，实现了连续装卸燃料不停堆的运行方式。[4]

采用非能动的余热排出系统，通过热传导、热辐射、自然对流等自然机制，把余热从堆芯传递给位于反应堆压力容器，反应堆压力容器外部包围着一套表面冷却系统。这套系统利用水或空气的自然循环（由于温度差产生的密度差驱动流体流动），通过水的自然循环，把热量带到空气冷却器，与空气进行换热，从而使热量扩散到大气环境中。与压水堆核电站相比，高温气冷堆在设计上不需考虑安注系统、应急堆芯冷却系统等专设安全设施，使安全系统得到很大的简化。[4]

高温气冷堆的功率密度较低，为了达到250MWt的热功率，其压力容器的体积远大于同功率等级的压水堆，是目前世界上尺寸最大、重量最重、制造难度最高的核电压力容器之一。反应堆压力容器约25至26米（相当于9层楼高），最大外径约6.7米，筒体厚度通常在160毫米至200毫米，单台压力容器的净重约600至700吨，算上内部的金属堆内构件，整体吊装重量更高。容器的筒体节段采用了大型空心钢锭整体锻造技术。采用低合金钢（如 SA508 Gr.3 Cl.1），这种材料具有极高的韧性和抗中子辐照脆化能力。[6]

设备国产化率达到93.4%，全厂1万5千多台套设备中，有2201台套为首创，660台套为全球首创，包括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、石墨、碳和金属堆芯支承结构、控制棒和吸收球系统、燃料装卸系统、氦净化统等多个首台套设备研制[3]。

用途

因为反应堆氦气温度可达850-1000摄氏度，蒸汽发生器产生的水蒸汽温度可达566-571摄氏度，压力在13.5MPa 左右，远高于PWR压水堆的200-300度，用途非常广泛[4][7] [5] [3]：

  • 取代老化退役的燃煤电厂，蒸汽发生器产生的水蒸汽温度与压力与中国大量现役的亚临界/超临界燃煤机组的蒸汽参数几乎完全匹配。可根据区域需求能力和地理条件灵活规划并建设，高温气冷堆采用小型模块化设计，小则10万千瓦、20万千瓦，大则60万千瓦、100万千瓦。具体到煤电替代，“简单来说，把燃煤锅炉拉走，换成(容量合适的)反应堆，其它常规岛汽轮机等都不用换，可以节省一大笔投资。” 但通过批量化和模块化生产，其目标单价可控制在 2.2万 - 2.5万元/kW。实现中国到 2060 年实现碳中和的计划。 [8]
  • 核能制氢：a) 碘硫 (IS) 循环化学制氢：高温热能通过硫酸和氢碘酸的化学循环分解水，不需要电能参与，效率50%左右；b)高温蒸汽电解 (SOEC)：在高温环境下电解水蒸气。由于利用了核反应堆提供的热能，电解所需的电能消耗可降低约 30%。在800摄氏度时，热力学转换效率远高于常温下的碱性电解或PEM电解。[9]
  • 分布式电源、海水淡化、稠油热采等多个领域，可为工业园区、石化园区配套项目提供“电+热+汽+氢”综合能源服务。
  • 余热蒸汽可用于区域内供热。

运行机组

2012年 12 月在山东省石岛湾核电厂开工。两座热功率250MWt反应堆的压力容器于 2016 年安装完毕。 2020年4月28日，HTR-PM示范工程第一反应堆蒸汽发生器壳体、热气导管壳体和反应堆压力容器壳体配对成功，为安装主氦风机铺平了道路。 [10] [11]

HTR-PM 的冷功能测试已于 2020 年 10 月至 2020 年 11 月成功完成。空气和氦气混合物在主冷却剂回路中被加压到最大 8.9 MPa。 [12]在冷功能测试之后，热测试分三个阶段进行：真空除湿、加热除湿和热功能测试。热测试于 2020 年 12 月开始，并将在反应堆上线之前继续进行。 [13] 2021 年 9 月 12 日，两座反应堆中的第一座达到临界。 [14] 2021 年 11 月 11 日，二号反应堆达到首次临界。 [15] 2021年12月20日，一号机组并入国家电网并开始发电。 [16]

顾虑

根据德国AVR 反应堆的经验，建议对这种类型的反应堆采取额外的安全措施。球型燃料不能破损，否则会导致放射性材料形成粉尘泄漏，乏燃料体积大等 [17]

HTR-PM600S

HTR-PM600S采用了独特的多模块组合设计：包含6个热功率各为250兆瓦的反应堆模块；这6个模块产生的超高压过热蒸汽被汇集起来，共同驱动1台60万千瓦（600MWe）的汽轮发电机组进行发电，机组的热功率将达到150万千瓦，电功率可达65.5万千瓦，发电效率43.7%；这种设计使得核岛的整体尺寸和占地面积与同等功率的常规压水堆相当，极大摊薄了设备造价，提升了经济性。[18] [19][20]

首个商业化示范工程落地在江苏连云港徐圩核能供热发电站[3]。

参见

参考

  1. ^ 1.0 1.1 1.2 Zhang, Zuoyi; Dong, Yujie; Li, Fu; Zhang, Zhengming; Wang, Haitao; Huang, Xiaojin; Li, Hong; Liu, Bing; Wu, Xinxin. The Shandong Shidao Bay 200 MW e High-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module (HTR-PM) Demonstration Power Plant: An Engineering and Technological Innovation. Engineering. March 2016, 2 (1): 112–118. doi:10.1016/J.ENG.2016.01.020. 
  2. ^ HTR-PM: Making dreams come true. Nuclear Engineering International. 26 February 2019 [2022-02-27]. （原始内容存档于2022-03-28）. 
  3. ^ 3.0 3.1 3.2 3.3 中核能源：推进高温气冷堆产业化，抢占全球能源变革制高点. 中国核工业集团有限公司. 2025-08-28 [2026-5-8]. 
  4. ^ 4.0 4.1 4.2 4.3 4.4 国家科技重大专项高温气冷堆核电站. 清华大学核能与新能源技术研究院. [2026-4-30]. 
  5. ^ 5.0 5.1 我国高温气冷堆技术及产业化发展 (PDF). 现代物理知识 [2026-5-8]. 
  6. ^ 高温气冷堆示范工程首台压力容器顺利吊装就位. 清华大学核能与新能源技术研究院. [2026-5-8]. 
  7. ^ 高温气冷堆世界首堆运行良好 我国四代核电领跑全球. 国务院国有资产监督管理委员会. 2024-5-8 [2026-4-30]. 
  8. ^ China starts up world’s first high-temperature gas-cooled reactor. Global Construction Review. 15 September 2021 [28 October 2021]. （原始内容存档于2022-03-17） （英国英语）. 
  9. ^ 核能制氢. 清华大学核能与新能源技术研究所. [2026-5-8]. 
  10. ^ Key components of second HTR-PM reactor connected : New Nuclear - World Nuclear News. world-nuclear-news.org. [25 May 2020]. （原始内容存档于2022-03-15）. 
  11. ^ Milestone achieved on China's HTR-PM - Nuclear Engineering International. www.neimagazine.com. [25 May 2020]. （原始内容存档于2022-02-27）. 
  12. ^ Cold testing of HTR-PM reactors completed : New Nuclear - World Nuclear News. www.world-nuclear-news.org. 4 November 2020 [25 July 2021]. （原始内容存档于2022-04-07）. 
  13. ^ Hot functional testing of HTR-PM reactors starts : New Nuclear - World Nuclear News. World Nuclear News. 4 January 2021 [25 July 2021]. （原始内容存档于2022-04-07）. 
  14. ^ China's HTR-PM reactor achieves first criticality : New Nuclear - World Nuclear News. www.world-nuclear-news.org. 13 September 2021 [2022-02-27]. （原始内容存档于2022-04-18）. 
  15. ^ Dual criticality for Chinese demonstration HTR-PM : New Nuclear - World Nuclear News. [2022-02-27]. （原始内容存档于2022-04-12）. 
  16. ^ Demonstration HTR-PM connected to grid. [2022-02-27]. （原始内容存档于2022-04-25）. 
  17. ^ Moormann, Rainer; Kemp, R. Scott; Li, Ju. Caution Is Needed in Operating and Managing the Waste of New Pebble-Bed Nuclear Reactors. Joule. October 2018, 2 (10): 1911–1914. doi:10.1016/j.joule.2018.07.024. 
  18. ^ 60万千瓦高温气冷堆核电站HTR-PM600. xueqiu.com. 2023-3-20 [2026-4-30]. 
  19. ^ 《第四代核能技术60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案》发布. 国家核安全局. 2016-12-22 [2026-4-30]. 
  20. ^ 60万千瓦高温气冷堆工程项目完成标准设计. 人民网. 2019-3-11 [2026-4-30]. 
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