第四代核反应堆技术是什么 第四代核反应堆的六个构型分别是哪六个? 其中一个是高温气冷核...
\u7b2c\u4e00\u5e26\u5230\u7b2c\u56db\u4ee3\u6838\u53cd\u5e94\u5806\u5206\u522b\u662f\u4ec0\u4e48\uff1f\u5de5\u4f5c\u539f\u7406\u5206\u522b\u662f\u4ec0\u4e48\uff1f\u6ce8\u660e\u6c11\u7528\u8fd8\u662f\u519b\u7528\u00b7\u00b7\u8c22\u8c22\u4e86\uff0c\u5927\u795e\u5e2e\u5fd9\u554a\u6c14\u51b7\u5feb\u5806\u3001\u94c5\u51b7\u5feb\u5806\u3001\u7194\u76d0\u5806\u3001\u94a0\u51b7\u5feb\u5806\u3001\u8d85\u4e34\u754c\u6c34\u5806\u548c\u6781\u9ad8\u6e29\u5806\uff08\u5373\u9ad8\u6e29\u6c14\u51b7\u5806\uff09
-----------------------------------------世界核电技术的发展趋势世界核电技术的发展趋势
温鸿钧
（中国核工业集团公司，北京 100822）
国家计委制订的《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出：要在实现核电国产化的同时，"积极支持我国自行开发新一代核电站的工作，为'十一五'及以后核电的发展奠定基础"。国防科工委制定的《国防科技工业军转民"十五"计划纲要》中提出："加强核电国产化的研究开发，同时开展先进压水堆核电站关键技术的研究开发工作"。
按国家计委、国防科工委的规划、计划要求，要进行先进压水堆关键技术和新一代核电站（即我国核电发展的第二步机型，满足用户要求文件的先进型（Advanced）机组）的研究开发。为了正确指导和推进这方面的工作，需要对世界核电的发展、核电技术的发展趋势，在调查研究的基础上作一正确的分析判断。为此，笔者做了这方面的工作，作了一个初步的分析，供有关方面专家、领导参考。
1 历史的回顾
1.1 核能发电技术的验证
在20世纪五、六十年代，二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。世界核技术的发展，由军用转向了民用。在民用核能的开发过程中，一般都通过建设和运行实验堆来验证工程技术安全上的可行性，再通过验证示范堆的建设，验证其经济上的可行性，之后再转入标准、定型、批量建设。
1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆证明了实现可控的核裂变链式反应的科学可行性。 在二战期间及以后一段时间内，由美、原苏联、英、法等国家先后建成了一批生产核武器用钚的生产堆和核潜艇用动力反应堆，以及为支持这些反应堆的建设而建设了一批实验、试验反应堆，从而掌握了各种反应堆的基本性能、特点和关键技术。
50年代初开始，利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆，由建造实验堆阶段转入验证示范阶段。美国在潜艇动力堆技术的基础上，于1957年12月建成了希平港（Shipping Port）压水堆核电站，于1960年7月建成了德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站，为轻水堆核电站的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成了卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂。原苏联于1954年在奥布宁斯克建成APS-1压力管式石墨水冷堆核电站。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电站。 围绕这些核电站的建设，进行了广泛的科研攻关，解决了一系列建造核电站的工程技术问题，证实了核电站能够安全、经济、稳定地运行，实现了工程可行性和经济可行性的验证，为以后七、八十年代核电较大规模的商用发展打下了基础。
1.2 核电大发展时期的标准化、系列化发展
60年代到70年代，核电的安全性和经济性得到验证，相对于常规发电系统的优越性鲜明地显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展时期，电力需求也以十年翻一番的速度迅速增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。
在核电大发展时期，同样存在激烈竞争。一些因其固有特点的限制，难于同其他机型竞争而被淘汰（如气体冷却重水堆、蒸汽发生重水堆（SGHWR）等）。有发展空间的机型，则为提高安全性、改善经济性而不断改进，如美国通用电气公司的沸水堆BWR1、BWR2等形成了系列化的发展。美国西屋公司的212、312、412型和314、414型等。
在七、八十年代，国际核电发展形成系列化建设的机型有：
（1）压水堆核电机组，包括西屋公司的压水堆、燃烧工程公司的压水堆、巴布科克·威尔科克斯（B&W）公司的压水堆、俄罗斯的WWER（即VVER，水-水动力反应堆）型压水堆，以及引进美国西屋公司压水堆技术后形成的法国法马通公司的压水堆、德国西门子公司的压水堆、日本三菱公司的压水堆等。
（2）沸水堆机组，美国通用电气公司的沸水堆、瑞典阿西亚原子能公司（ASEATOM）的沸水堆，以及从美国引进沸水堆技术发展的日本东芝、日立公司的沸水堆。
（3）加拿大原子能有限公司（AECL）独立自主开发的天然铀压力管式重水堆。
（4）原苏联基于石墨水冷堆技术开发的石墨水冷堆电站。
（5）英国开发的石墨气冷堆MGR、AGR核电系列。
上述核电系列中，B&W公司的压水堆因发生了三哩岛核事故，苏联石墨水冷堆因发生切尔诺贝利核事故，暴露了设计中的缺陷，停止了这两种机型的发展。石墨气冷堆由于其固有的特点，天然铀需求量大，现场施工量大，使其经济竞争能力差，没有打开国际市场，局限在英国建设。由此看出：由机型固有特点决定的安全性和经济竞争力是其能否持续发展的关键。确保安全，提高经济竞争力是核电技术发展的方向和动力。
1.3 更安全、更经济的先进轻水堆核电机型的发展
20世纪70和80年代中先后发生了三哩岛和切尔诺贝利两大核事故，特别是切尔诺贝利灾难性核事故，带来了强烈的反响，使核能的公众接受问题成了世界核电发展的重大障碍。为解决核能的公众接受问题，90年代，世界核电界集中力量进行了安全标准、审批程序、机型改进等方面的工作，编制用户要求文件和开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术。
（1）制定"用户要求文件"
1983年开始，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）的支持下，经多年努力，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文件，即适用下一代轻水堆核电站设计的"用户要求文件（URD）"。随后，欧共体国家共同制定了类似的文件"欧洲用户要求文件（EUR）"。
URD的主要性能指标：
设计原则：简单、坚固、不需要原型堆；
燃料热工安全裕量：≥15%；
堆芯熔化概率：<1.0×10-5/堆年；
大量放射性释放概率：<1.0×10-6/堆年；
失水事故：6英寸以下破口，燃料不损坏；
设计寿命：60年；
换料周期：18~24个月；
机组可利用率：≥87%；
工作人员辐射剂量：<100人雷姆/年；
建设周期（从浇注第一罐混凝土至商业运行）：对1300 MW机组为54个月，对600 MW机组为42个月。
（2）更安全、更经济机型的开发
世界核电供应商按URD、EUR等的要求，在各自已形成批量生产机型的基础上，作改进创新的开发研究。
美国西屋公司研究开发了AP-600型核电机组的设计，1988年获美国核管会最终设计批准书（FDA），特点是采用非能动安全系统，简化设计。另外，还同日本三菱公司合作研究开发了APWR- 1000、APWR-1300，但尚未获美国核管会颁发的最终设计批准书。
美国ABB-CE公司在其成熟的系统80的基础上，研究开发了改进的机型系统80+。1984年获得美国核管会颁发的最终设计批准书，并于1997年完成全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。特点是采用双环路的输热系统。
美国GE公司基于成熟沸水堆技术，研究开发了先进沸水堆（ABWR），1994年获美国核管会颁发的最终设计批准书，1997年通过全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。 在日本建造了2台，运行情况良好。我国台湾省正在建造的"核四"就是这种机型。
法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了欧洲先进核电机组欧洲压水堆（EPR）。
俄罗斯根据核电改进发展潮流，在已成熟批量建设的WWER-1000的基础上，研究开发了AES-91型和AES-92型两种设计，向美国URD靠拢。AES-92采用较多的非能动安全系统。
（3）机型开发的思路
上述的研究开发的基本思路，大体可划分为改进型、革新型、革命型三类：
改进型是在原有设计基础上，利用国际上已成熟的改进技术，增加安全裕量，增加对付严重事故的安全措施，提高安全性，又通过增加单机容量，利用规模效益改善经济性，补偿因提高安全性而引起的经济性下降。
革新型的特点是在成熟技术基础上，采用依靠自然规律（重力、自然循环等）的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。
革命型，在设计中引入固有安全性概念，从根本上排除产生事故的可能性。
按革命型设计思路开发的几个机型均遇到一些重大技术关键，距成熟尚有较大的距离。革新型机组的代表是AP-600，由于采用非能动安全系统有一定难度，相对于改进型成熟较晚。改进型机组的研究开发相对简单，如系统80+、ABWR、EPR等，都趋成熟，其中ABWR已成功建设和运行了2台机组。
2 核电技术发展的最新动向
2.1 核能复苏的动向
（1）美国政府颁布了新的能源政策，要复苏核能。2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出"应该发展清洁的、资源无限的核能"，能源政策提出"把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分"，并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策。要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力；不鼓励积累分离钚；要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。2001年8月初，美国众议院通过了"保障美国未来能源"的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。
（2）2001年1月底，俄罗斯原子能部副部长尼克马图林说："位于俄罗斯欧洲地区不久将面临电能短缺危机，政府唯一的解决方案是修建新的核反应堆"，"防止潜在的能源危机，俄罗斯计划在2020年前修建40座核反应堆"。
（3）日本政府为了兑现削减CO2排放目标的承诺，日本资源能源厅提出日本将在2001年至2010年新建13座（约1694万kW）核电站。其中沸水堆10座（约1295万kW，ABWR 8座，BWR 2座），压水堆3座（约399万kW，APWR 2座，PWR 1座）。自2011年起，还计划建造7座核电站，约848万kW，其中ABWR 5座，BWR 2座。
2.2 第四代核电技术概念的提出
第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。
（1）第四代核电技术的概念
把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
（2）开发第四代核电技术的目的
美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。
（3）第四代核电技术的性能要求
2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh；可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间（从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。
由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。
（4）设想发展进度
当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。
（5）当前的进展
目前，该工作尚处于开始阶段，主要由大学教授、科研单位专家进行理论政策探讨。所提出的性能指标要求仅是原则性的，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。
2.3 核电机型开发的一些新的动向
（1）美国西屋公司和ABB-CE公司联合后，基于美国核管会批准最终设计的AP-600和系统80+，提出了AP-1000的概念。利用AP-600简化改进和被动安全的设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，把AP-600的60万kW扩大为100万kW，采用两条50万kW的环路。结合了简化设计和扩大规模两个方面来改善核电的经济性。
（2）日本三菱公司最近提出发展21世纪核电站NP-21的压水堆机型，其单机容量为150万到170万kW，四个环路，采用卧式蒸汽发生器。
（3）俄罗斯最近提出了发展150万kW的压水堆机型，四个环路，采用非能动的余热排出系统，采用垂直盘管式的蒸汽发生器。
（4）韩国在引进ABB-CE的系统80的核电技术基础上，自主提出了大型非能动压水堆核电站CP-1300的概念，采用了西屋公司的非能动安全系统的概念，又采用了ABB-CE双环路的设计。
（5）印度从俄罗斯进口百万千瓦级压水堆核电机组的合同谈判已基本完成，待我国田湾核电站建成后付之实施。其机组以我国田湾核电站为参考，要加上非能动的余热排出系统。
（6）南非提出了球床模块化高温气冷堆的设计概念，由于其热效率高、经济性好、安全性好，引起了国际较大的反响。但是，高温气冷堆的重要关键技术尚未得到工程验证，这种堆型的乏燃料难于处理和处置。另外，高温气冷堆的发展还将涉及核燃料循环体系的技术路线。
3 世界核电技术发展的趋势
3.1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向
在核电市场竞争中，一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰，关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来，指导核电技术发展的用户要求文件（URD、EUR）、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策，都贯穿一条主线，就是要提高安全性、改善经济性，在满足确定的安全要求的条件下，争取最好的经济性。如堆芯熔化概率<1.0×10-5/堆年，大量放射性释放概率<1.0×10-6/堆年，燃料热工安全裕量≥15%等。
3.2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动
在经济上，延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看，迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前，美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作，并通过核安全当局的审查，批准延长寿期。
3.3 单机容量继续向大型化方向发展
为提高核电站的经济性，继续向大型化方向发展：俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念；日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组；日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念；美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。
3.4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性
世界各国最新提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统，也不追求全部采用非能动安全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。
3.5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路
过去百万千瓦级机组一般采用三个环路，每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路，每个环路容量根据设计的单机总容量确定，不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路，每个环路50万kW；韩国的CP-1300也是双环路，每个环路65万kW；日本三菱的NP-21，单机容量150万至170万kW，四个环路，每个环路37.5万或42.5万kW；俄罗斯的150万kW的设计概念，也是四个环路，每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易，也比较好。
3.6 仪表控制系统（I&C）的数字化和施工建设的模块化
世界各核设备供应商提出的新的核电机型，无一例外地都采用了全数字的仪表控制系统，并且进一步向智能化方向发展。法国的N4和日本的两台ABWR机组，都是全数字的仪表控制系统。新设计的机组更是采用全数字的仪表控制系统。
核电的建设施工为缩短工期、提高经济性，都突破原有方式，向模块化方向发展。在设计标准化、模块化条件下，加大工厂制造安装量，通过大模块运输、吊装、拼接，减少现场的施工量。这是新一代机型共同采取的新技术。美国GE公司和日本联合建设的两台ABWR机组都已成功地采用了这种技术。
3.7 发展快中子堆技术，建立闭式核燃料循环，使核电能可持续发展
主要工业发达国家已经建立本国的核燃料循环技术和体系，已经基本掌握了快中子增殖堆技术，但由于多种因素，一些国家停止了快堆的工程发展。至今，曾充当开发快堆技术世界先锋的美国，虽然较早停止了快堆的工程建设，但现在正在研究是否重新启动快中子辐照试验堆FFTF，同时还从事着与快堆技术相关的其他研究。法国正在研究利用凤凰快堆电站进行燃烧锕系核素和长寿命裂变产物的工作。
俄罗斯是看好快堆技术最热心的国家，它把发展快堆和实施闭式燃料循环技术和体系看作21世纪上半世纪核动力发展战略的奠基石，并正筹备重新启动自1989年以来一直处于冻结状态的一项BN-800快堆电站计划，并开始设计BN-1600。
美国最近颁布的能源政策中提出了研究先进的核燃料循环，要改变过去对乏燃料不作后处理的一次通过燃料循环（once-through fuel cycle）。美、英、法、德、日等国正在研究一种先进的燃料循环（Advanced Fuel Cycle）体系，不作铀钚分离，直接处理出满足快堆核电站要求的铀、钚混合燃料。这样使核能发展既满足了可持续发展的要求，又满足了防止核扩散的要求。
3.8 模块化高温气冷堆受到关注
南非国家电力公司（ESKOM）提出了模块化高温气冷堆设计，国际上有较大反响。采用耐高温包覆颗粒燃料，不会出现堆芯熔化事故，石墨慢化、氦气做冷却剂、全寿命的负温度系数，是安全性能很好的机型。由于采用高温氦气透平直接循环，热效率高；非能动安全系统，简化系统；采用一次通过循环，乏燃料不作后处理，因而有较好的经济性。但这种机型尚有一些重大关键技术，如高温高压氦气透平等尚未经过工程验证，尤其是乏燃料后处理技术十分困难，难于实现裂变物质的转化和增殖，所包含的裂变物质和锕系元素难于处理处置，在资源和环境上都不符合可持续发展的要求。由于这种堆型确有不少优点，得到了国际的关注，我们也应给予注意。
4 对于我国核电技术发展的启示
（1）我国发展核电，必须发展更安全、更经济的新一代机型
提高安全性、改善经济性是国际、国内核电发展中提出的必须解决的问题。由三哩岛事故和切尔诺贝利核电事故诱发产生的核能发展的公众接受问题，已成为世界核电发展的最大障碍，如果没有安全性更好的核电机型来代替现在的机型，并得到公众的认可，核电就不可能持续稳定地发展。对于我国来说，如果停留在广东大亚湾M310的水平上，核电的发展是十分困难的，是没有前途的，因为M310的安全性与用户要求文件（URD、EUR等）有较大距离，经济上还难于同常规火电竞争。我国发展核电，必须符合国际发展的趋势，发展更安全、更经济的新一代机型。
（2）应坚持压水堆核电的技术路线
20世纪80年代初，由国家计委、原国家科委联合召开的我国发展核电的技术政策论证会确定，后报经国务院批准颁布实施，发展压水堆核电技术路线。我国近20年的实践和国际最新核电技术发展趋势，都证明我国发展压水堆核电技术的路线是正确的， 在压水堆核电技术的发展上取得了重大的进展，并建立了较好的科技工业技术基础，培养了一支较强的、专业配套的科研设计队伍。中国新型核电机组应该充分利用我国已建立的压水堆技术基础，坚定不移地走压水堆核电的技术路线，不宜轻易改变。
关于高温气冷堆，虽然国内外呼声较高，也确有不少优点，但还有较多的不定因素，现尚不具备以发展这种堆型为主线的条件。
关于先进沸水堆ABWR，它是一个好的堆型。如果我国从零开始，可以考虑发展此堆型。鉴于我国发展压水堆已有相当的基础和经验，而ABWR相对于压水堆的优势，尚不足以促使我们放弃压水堆而改为ABWR。
（3）我国新一代的核电机型应该满足国际上的用户要求文件
我国新一代的核电机型应符合世界核电的发展趋势，要满足国际上的一些用户要求文件，如美国的URD、欧洲的EUR等。当然我国应把国际上的这些用户要求文件与我国实际情况相结合，制定符合我国实际的设计要求文件，新一代的核电机型就应满足我国自己的设计要求文件。要在符合设计要求文件的核安全要求的前提下，争取最好的经济性。
（4）新一代的核电机型应考虑采用系统简化、非能动、数字化的仪表控制系统和模块化技术的压水堆
根据国际核电技术发展的趋势，中国新型核电机组应考虑采用非能动安全系统来简化设计、提高安全性、改善经济性，但不要追求全部的非能动安全，要根据改进后可能取得效益和实现的可能性，实事求是地做出选择。采用模块化技术可缩短建设周期，提高经济性。数字化的仪表控制系统是提高核电的安全性、运行可靠性和经济性的重要措施。
（5）抓紧新一代的核电机型的研究开发，赶上世界核电发展的步伐
根据国家计委《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出的"自行开发新一代核电站"的要求和世界核电发展的趋势，我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作，争取在2010年前完成机型的研究开发工作，具备上首堆工程的条件。从"十二五"初到"十二五"末或"十三五"初，完成首堆工程建设和投运， 实施标准化、批量化建设，这样大体可赶上世界核电发展的步伐。
绝对安全的高温气冷四代堆[转贴]
根据国务院和国家发改委关于投资体制改革的决定及正在实施的高技术产业化专项执行情况，上海电气集团正积极申报高温气冷堆核电示范工程195MW设备研制项目。
十五”期间，我国重大科技工作取得一系列突出成就，在能源技术领域，高温气冷堆研究和建设作为“十五”863计划的标志性成果，已达到国际领先水平。这意味着我国在利用核安全技术缓解能源短缺方面取得了新进展。
记者从正在举办的国家“十五”重大科技成就展上了解到，我国对模块化高温气冷堆的研究与建造已经处于世界先进水平，而高温气冷堆氦气透平发电系统更是世界上第一个将高温堆与气体透平直接循环结合的试验装置，这使得我国成为国际上高温气冷堆研究的主要领先基地之一。
高温气冷堆是国际核能界公认的安全性最高的反应堆。与水堆相比，它不必附加另外的安全系统，而是通过自身设计保证安全。它能在发生事故时自动关闭，并将剩余热量排除冷却，不会发生燃料元件烧毁现象。
高温气冷堆也是目前发达国家先进核电站采用的最新一代技术，中国是继美、英、德、日后第5个掌握此项技术的国家。
在国家“863”计划的支持下，“10MW高温气冷实验堆”于2000年底实现首次临界，2003年1月完成72小时满功率发电运行。此外，还完成了核心部件“氦气透平压气机组”的技术特性研究和连续运行考验，成功进行了高温堆固有安全性堆上试验，进一步证明了高温堆的先进性及安全性。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学签署的《关于共同合作建设高温气冷堆核电示范工程投资协议》,标志着实施高温气冷堆商用示范核电站建设迈出了关键一步。
清华大学核能技术设计研究院的专家说，反应堆用氦气作冷却剂，采用全陶瓷型球形燃料元件，燃料最高限制温度为1600摄氏度，发电效率高，并可应用于煤的气化和液化、制氢、石油化工等领域。其关键设备均由中国自主设计和制造。
据悉，“十五”863计划以解决事关国家中长期发展和安全的战略性、前沿性和前瞻性高技术问题，发展具有自主知识产权的高技术，培育高技术产业生长点，力争实现跨越式发展为主要任务，实施五年来，取得了显著的成效，掌握了一批核心技术，占据了制高点，缩小了与国际先进水平的差距。
中国第一座高温气冷堆示范电站——华能石岛湾核电站初步可行性研究报告24日通过审查。这标志著中国自主知识产权的国际先进核电研究技术向商用示范核电站建设迈出实质性的一步。
据新华社北京11月24日电，高温气冷堆示范电站将由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学等以50％、35％、5％的投资比例共同投资、建设、运营。电站地址初选在山东省威海市荣成石岛湾，核电装机规模为400万千瓦，一期工程建设一台20万千瓦示范机组。工程总投资约30亿元，工期48个月。预计2006年底完成开工准备工作，2010年正式投入运行。
高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，中国高温气冷堆研究技术处於国际领先地位。其主要特点是安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10兆瓦实验电站，并完成了多项安全性实验工作。据介绍，该工程已被列入中国能源发展的中长期规划。
http://blog.phoenixtv.com/user2/qq6794/archives/2006/68140.html
说的简单些就是在先进轻水堆提高了一些，使成本减少。（如核废料处理，减少堆芯损坏）
具体可以参看《先进核能系统和高温气冷堆》16页。（清华教授写的，应该有权威性）
可控热核反应
绛旓細绗洓浠ｆ牳鐢电珯閲囩敤鐨勬牳蹇冩妧鏈槸鐑腑瀛愬弽搴斿爢銆傝繖绉嶅弽搴斿爢浣跨敤鐭冲ⅷ浣滀负鎱㈠寲鍓傦紝骞堕噰鐢ㄤ竴娆℃ч搥鐕冩枡寰幆锛屼互姘︽皵鎴栫啍鐩愪綔涓哄喎鍗村墏銆傚叾璁捐鐗圭偣鍖呮嫭鑳藉灏嗘按鍑哄彛娓╁害鎻愬崌鑷1000掳C锛屽苟涓斿爢鑺彲浠ラ噰鐢ㄧ噧鏂欐鎴栫悆搴婂紡缁撴瀯銆傞氳繃浣跨敤楂樻俯鍖栧寰幆锛屽纭寰幆锛屽彲浠ュ皢鍙嶅簲鍫嗕骇鐢熺殑楂樻俯鐢ㄤ簬鐑兘鎴栨阿姘旂敓浜ц繃绋嬨傜鍥...
绛旓細1. 姘斿喎蹇爢(Gas-cooled Fast Reactor, GFR)锛氳繖鏄竴绉嶆唉鍐峰弽搴斿爢锛岄噰鐢ㄥ皝闂紡鐕冩枡寰幆锛屽彲浠ラ夋嫨澶嶅悎闄剁摲鐕冩枡銆侴FR鍒╃敤蹇腑瀛愯氨锛岀粨鍚堥敃绯诲厓绱犵殑瀹屽叏鍐嶅惊鐜紝澶уぇ鍑忓皯浜嗛暱瀵垮懡鏀惧皠鎬у簾鐗╃殑浜х敓銆傚嚭鍙ｆ俯搴︿负850鈩冿紝鍙噰鐢ㄧ洿鎺ュ惊鐜唉姘旇疆鏈哄彂鐢碉紝鎴栬繘琛屾阿鐨勭儹鍖栧鐢熶骇銆2. 閾呭悎閲戞恫鎬侀噾灞炲喎鍗村揩鍫(Liquid...
绛旓細绗洓浠ｆ牳鐢垫妧鏈槸鎸囧湪20涓栫邯90骞翠唬鎻愬嚭鐨勪竴绉嶆柊鍨嬫牳鍙嶅簲鍫嗘妧鏈锛屽叾鐩爣鏄埌2030骞磋揪鍒板疄鐢ㄥ寲鐨勭▼搴︼紝涓昏鐗瑰緛鏄粡娴庢ч珮锛堜笌澶╃噧姘旂伀鍔涘彂鐢电珯鐩稿綋锛夈佸畨鍏ㄦуソ銆佸簾鐗╀骇鐢熼噺灏忥紝骞惰兘闃叉鏍告墿鏁ｃ傜洰鍓嶏紝鍏ㄧ悆棣栧骇绗洓浠ｆ牳鐢电珯宸茬粡鍦ㄤ腑鍥芥姇鍏ュ晢涓氳繍琛屻傝繖搴ф牳鐢电珯浣嶄簬灞变笢鐪佽崳鎴愬競鐭冲矝婀撅紝琚懡鍚嶄负鍗庤兘鐭冲矝婀...
绛旓細绗洓浠ｆ牳鐢电珯鎵鐢ㄧ殑鍙嶅簲鍫嗘槸鐑腑瀛愬弽搴斿爢锛岀儹涓瓙鍙嶅簲鍫嗙殑璁捐姒傚康鏄繍鐢ㄧ煶澧ㄤ綔涓哄噺閫熷墏銆佷竴娆℃ч搥鐕冩枡寰幆銆佹唉姘旀垨鐔旂洂浣滀负鍐峰嵈鍓傘傛璁捐璁炬兂鍑烘按鍙ｆ俯搴﹀彲杈1000掳C锛屽爢鑺垯鍙噰鐕冩枡鏉熸垨鐞冨簥寮忋傚熺敱鐑寲瀛︾殑纭寰幆锛屽弽搴斿爢楂樻俯鍙敤浜庝骇鐑垨浜ф阿鍒剁▼銆傝秴楂樻俯鍙嶅簲鍫嗕篃鍏锋湁闈炶兘鍔ㄥ畨鍏ㄧ郴缁熴傜涓涓疄楠...
绛旓細鍦2002骞9鏈堢殑GIF浼氳涓婏紝鍙備細鐨10涓浗瀹跺熀浜庤繖浜94涓蹇碉紝涓鑷村悓鎰忓紑鍙戝叚绉嶄富瑕佺殑绗洓浠ｆ牳鐢电珯鎶鏈銆傚叾涓紝姘斿喎蹇爢锛圙FR锛夌郴缁熼噰鐢ㄦ唉鍐峰嵈锛屼綔涓哄揩涓瓙璋鍙嶅簲鍫锛岄噰鐢ㄥ皝闂噧鏂欏惊鐜紝鍏佽浣跨敤澶嶅悎闄剁摲鐕冩枡銆傚畠鍙氳繃姘︽皵杞満鐩存帴鍙戠數锛屾垨鍒╃敤鍏跺伐鑹虹儹杩涜姘㈢殑鐢熶骇銆侴FR鐨勪竴澶т紭鐐规槸鑳介氳繃瀹屽叏鍐嶅惊鐜揩涓瓙...
绛旓細浠ｈ〃鎬х殑鎶鏈鍖呮嫭杞绘按鍫锛圠WR锛屽寘鎷琍WR鍜孊WR锛夈佸姞鎷垮ぇ鐨勫潕搴﹀爢锛圕ANDU锛変互鍙婅嫃鑱旂殑VVER/RBMK鍘嬫按鍫嗭紝鐩墠鍏ㄧ悆澶у鏁板湪杩愮殑鏍哥數绔欓兘灞炰簬杩欎竴浠ｃ傜涓浠ｆ牳鐢电珯鏄粠1990骞翠唬涓湡鍒2010骞翠唬鍒濇湡寮濮嬫姇鍏ヨ繍琛岀殑銆傚畠浠噰鐢ㄤ簡鏍囧噯鍖栧拰鏈浣冲寲鐨勮璁★紝骞堕厤澶囦簡鏇村畨鍏ㄧ殑闈炶兘鍔ㄥ畨鍏ㄧ郴缁熴傜涓変唬鏍哥數绔欑殑渚嬪瓙鍖呮嫭...
绛旓細涓浗浣跨敤鐨鏍稿弽搴斿爢涓昏鍖呮嫭涓ょ鍫嗗瀷锛氬帇姘村爢鍜岄珮娓╂皵鍐峰爢銆傚帇姘鍫嗘妧鏈鎴愮啛锛屾槸鐩墠搴旂敤鏈骞挎硾鐨勫爢鍨嬩箣涓銆備腑鍥界涓浠ｆ牳鐢垫妧鏈斺斿崕榫欎竴鍙凤紝灏辨槸涓绉嶅帇姘村爢鎶鏈傚畠鍏锋湁瀹屽叏鑷富鐭ヨ瘑浜ф潈锛屽崟鏈哄姛鐜囧ぇ锛岃璁″鍛介暱锛屽畨鍏ㄦц兘杈惧埌浜嗗浗闄呬笁浠ｆ牳鐢垫妧鏈殑鍏堣繘姘村钩銆傚彟涓鏂归潰锛屼腑鍥戒篃鍦ㄧН鏋佹帹杩涢珮娓╂皵鍐峰爢鎶...
绛旓細绗洓浠ｆ牳鍙嶅簲鍫嗘妧鏈浠嶅湪鐮斿彂闃舵锛岄璁2030骞翠唬杈惧埌鎴愮啛銆傚浗闄呰鍧涳紙GIF锛夌殑鎴愬憳鍥芥鍏卞悓鐮旂┒鍜屽紑鍙戣繖涓浠ｆ妧鏈锛岀洰鏍囨槸鎸佷箙鎬с佺粡娴庢с佸畨鍏ㄦу拰闃叉墿鏁ｈ兘鍔涖傜鍥涗唬鍙嶅簲鍫嗗皢閲囩敤闂悎鐕冩枡寰幆鍜屾洿鍏堣繘鐨勫喎鍗寸郴缁燂紝濡傞珮娓╂皵鍐峰爢銆佹恫鎬侀噾灞炲喎鍗村爢鍜岃秴涓寸晫姘村喎鍫嗙瓑銆傝繖浜涚郴缁熸棬鍦ㄥ疄鐜版洿楂樻晥鐨勮兘婧愬埄鐢ㄥ拰鏇村皯...
绛旓細- 缁忔祹鎬ф洿浼橈細璇鎶鏈鎻愰珮浜嗘牳鐕冩枡鐨勫埄鐢ㄧ巼锛岄檷浣庝簡杩愯鎴愭湰锛屼娇寰楁牳鐢垫洿鍏风珵浜夊姏銆- 鏍哥噧鏂欏惊鐜洿鍙寔缁細绗洓浠ｆ牳鐢垫妧鏈兘澶熷疄鐜版牳鐕冩枡鐨勫娈栵紝鍗冲湪鍙嶅簲鍫杩愯杩囩▼涓紝娑堣楃殑鏄撹鍙樻潗鏂欒兘澶熺敓浜у嚭鏂扮殑鏄撹鍙樻潗鏂欙紝鐢氳嚦浜у嚭閲忓彲鑳借秴杩囨秷鑰楅噺銆- 搴熺墿浜х敓閲忓噺灏戯細涓庝紶缁熸牳鐢垫妧鏈浉姣旓紝绗洓浠ｆ牳鐢垫妧鏈樉...
绛旓細鍥炵瓟锛鏍稿弽搴斿爢鍘熷瓙鍙嶅簲鍫鎴栧弽搴斿爢,鏄閰嶄簡鏍哥噧鏂欎互瀹炵幇澶ц妯″彲鎺у埗瑁傚彉閾惧紡鍙嶅簲鐨勮缃傚揩鍫嗘槸绗洓浠鍙嶅簲鍫嗛噷闈㈢殑涓涓ぇ绫(姘斿喎蹇爢銆佸喎鍗村揩鍫嗐佹恫鎬侀挔鍐峰嵈蹇爢),涓昏鏄敼杩涗紭鍖栦簡鍙嶅簲鍫嗗悇涓郴缁熺殑宸ヤ綔鎬ц兘,鎻愰珮浜嗗弽搴斿爢鐨勫畨鍏ㄦ,鑳介噺鍒╃敤鐜囧拰鍔熺巼杈撳嚭鍊笺 鏍稿弽搴斿爢鐩墠鍒嗗洓浠: 銆绗竴浠(GEN-I)鏍...
