text: 超高温气冷反应堆系统
  是一种用氦气作冷却剂，出口温度超高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度可达850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。
  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。
  高温气冷堆特点
  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。
  基本安全特性
  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。
  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。
  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。