董建华 汪 俊 郭娟娟 张朔婷

1（中国核电工程有限公司 北京100840）2（清华大学 北京100840）3（中核战略规划研究总院有限公司 北京100080）

第四代核能系统概念最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出。首次提出于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月该学会的冬季年会上，第四代核能系统发展的设想得到进一步明确。2003年，由美国、法国、日本、中国等13个核电发达国家组建的“第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum，GIF）”选定了超临界水堆、钠冷快堆、铅冷快堆、气冷堆、超/高温气冷堆、熔盐堆6种核能系统作为第四代核能系统的重点发展方向［1］。其中，超/高温气冷堆采用高包容性的包覆颗粒燃料、耐高温的石墨慢化剂以及化学惰性良好的氦气冷却剂，堆芯设计能够保证其运行的固有安全性，即在任何情况下堆芯余热都能够通过非能动的方式导出。同时，由于堆芯出口温度可达到1 200 K以上，该堆型可以提供一个广泛的热处理应用空间和高效发电的选择方案，例如制氢、供热等。超/高温气冷堆型具有安全性好、发电效率高、小容量模块化建造等优点，成为近年来国际核电研究重点关注的前沿堆型。

自1956年英国最早的气冷堆建成以来，超/高温气冷堆经过多年发展，逐渐形成球床式和棱柱式两种成熟的技术路线：球床堆［2］将燃料弥散在石墨基体做成的球形芯体内，反应堆运行时，新的燃料球从反应堆顶部加入，而烧过的燃料球则依靠重力由堆底卸出；棱柱堆中，燃料弥散在石墨等基体材料制成的圆柱形燃料元件棒中，将元件棒插入组件砖块内组成燃料组件，燃料组件依次叠放组成堆芯。……