核反应堆的主要类型.docx

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核反应堆的主要类型

目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）五种堆型。

一、压水堆

压水堆（PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。

核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。

所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。

要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:

要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。

所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。

压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。

包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。

传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。

所以在蒸汽发生器里，冷却剂回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。

蒸汽发生器是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备.

从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，流过汽轮机，带动发电机组发电。

余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器，通过三回路排放到最终热阱一江、河、湖、海或大气。

从20世纪60年代第一代商用压水堆核电站诞生以来，压水堆的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。

压水堆的单堆电功率已由18.5万kW增加到130万kW热能利用效率由28%提高到33%，堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约100MW/m3,燃料元件的燃耗也加深了大约3倍。

为减少基建投资和降低发电成本，目前一座反应堆只配一台汽轮机。

所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。

130万kW核电站的汽轮机长达40m,配上发电机，整个汽轮发电机组长56m.

压水堆核电站最显著的特点是:

结构紧凑，堆芯的功率密度大。

我们知道，中子与氢原子核质量相当，每次碰撞时，中子损失的能量最多。

轻水分子是由两个氢原子和一个氧原子组成。

与气体相比，水的密度很大，含氢量很高。

在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。

水不仅是良好的慢化剂，也是良好的冷却剂。

它比热大，导热系数高.在堆内不易活化，不容易腐蚀不锈钢、错等结构材料。

由于水的慢化能力及载热能力都好，所以用水作慢化剂和冷却剂。

用轻水作慢化剂和冷却剂的压水堆最显著的特点是结构紧凑，堆芯的功率密度大。

这是压水堆的主要优点。

压水堆核电站的另一个特点是经济上基建费用低、建设周期短。

由于压水堆核电站结构紧凑，堆芯功率密度大，即体积相同时压水堆功率最高，或者在相同功率下压水堆比其他堆型的体积小，加上轻水的价格便宜，导致压水堆在经济上基建费用低和建设周期短。

压水堆核电站的主要缺点有两个:

第一，必须采用高压的压力容器。

我们知道，水的沸点低。

在一个大气压下，水在100℃下就会沸腾。

压水堆核电站为了提高热效率，就必须在不沸腾的前提下提高从反应堆流出的冷却剂的温度，即提高出口水温，为此就必须提高压力。

为了提高压力，就要有承受高压的压力容器。

这就导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。

第二，必须采用有一定富集度的核燃料。

轻水吸收热中子的几率比重水和石墨都大，所以轻水慢化的核反应堆无法以天然铀作燃料来维持链式反应。

因此轻水堆要求将天然铀浓缩到18亿年前的水平，即富集度要达到3%左右，因而压水堆核电站要付出较高的燃料费用。

美国通过多种堆型的比较分析后，20世纪50年代确定首先重点发展压水堆。

除国内建造外.还向国外大量出口，曾垄断了反应堆的国际市场。

所以压水堆目前在核反应堆中占据统治地位。

在己建、在建和将建的核电站中，压水堆占64%左右。

压水堆之所以发展得最快，除了由于水慢化能力及冷却能力强，因而结构紧凑外，还有下列历史上的原因:

（1）压水堆的发展有军用堆的基础。

由于压水堆在作为核电站的堆型前，己经作为军用堆进行了大量研究，所以技术问题解决得比较彻底，并已经有了加工压水堆部件的工业基础。

（2）工业上有使用轻水的长期经验。

压水堆所采用的传热工质一一水，在工业上已经使用了几百年。

水是研究得最多的传热工质.与水有关的泵、阿门、蒸汽轮机，工业上已有成熟的经验。

有了火电站的基础，发展压水堆核电站回路系统和发电设备就比较容易了。

（3）核工业的发展，为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件。

浓缩铀厂和生产堆一样，是生产原子弹装料的重要手段。

由于核武器生产国的浓缩铀生产能力过剩，为了给剩余的浓缩铀生产能力找到出路，便大力发展民用核动力，特别是压水堆核电站。

（4）压水堆技术上已成熟.压水堆转入民用以后，又进行了大量研究。

压水堆核电站的大量建造，又进一步降低了成本，并在推广中使技术不断完善。

现在，没有一种堆型，像压水堆这样投入过大量的人力和经费，进行过广泛细致的研究和开发。

也没有哪一种堆型，有压水堆这样丰富的制造和运行经验，以及与压水堆相适应的完整的核动力工业体系。

由于这个原因，虽然后来发展的一些堆型有不少压水堆无法比拟的优点，在技术上也很有发展前途，但要达到压水堆这样完善的程度，还需要投入一笔巨大的科研费用。

正是上述多种因素的共同影响，造成当前压水堆核电站占有独特的统治地位，而且这种状况还要维持几十年。

压水堆核电站从20世纪50年代问世以后，仅仅经过十多年，到70年代初，就不仅在经济上，而且在环境保护上，超过了已有近百年历史的火电站。

压水堆核电机组一直是核能产业最安全堆型之一，它已经成为一种成熟的堆型，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的“商品”。

今天，不仅发展核武器的国家，而且一些不发展核武器，煤、石油、水电很丰富的国家，也在纷纷发展核电站。

在世界上，己经出现了一种规模巨大的新兴工业一一民用核动力工业，它和电子工业一样，其发展速度远远超过煤、钢铁、汽车等传统工业，并将对整个社会的生产和生活面貌带来越来越深刻的影响。

到目前为止，压水堆核电站的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展。

压水堆核电站的研究开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。

有关各国在这方面都有庞大的研发计划，并开展广泛的国际合作。

二、沸水堆

在对压水堆核电站有了基本了解之后，让我们再关心一下它的孪生姐妹—沸水堆。

在压水堆核电站中，一回路的冷却剂通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。

那么可不可以让水直接在堆内沸腾产生蒸汽呢?

沸水堆正是在核潜艇用压水堆向核电站过渡时，为回答上述问题而衍生出来的。

沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，都使用轻水作慢化剂和冷却剂，低富集度铀作燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包错合金包壳。

典型的沸水堆堆芯和压力容器的内部结构及其燃料元件棒、燃料组件和控制棒等示于图1-8中。

堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为8x8正方排列，其中含有62根燃料元件和2根空的中央棒（水棒）。

沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。

具有十字形横断面的控制棒安排在每一组四个组件盒的中间。

冷却剂自下而上流经堆芯后大约有100（重量）被变成蒸汽。

为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽——水分离器和干燥器。

由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。

沸水堆的冷却剂循环流程如图1-9所示。

其特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。

流经堆芯的水仅有部分变成水蒸气，其余的水必须再循环。

从圆简区的下端抽出一部分水由再循环泵将其唧送入喷射泵。

大多数沸水堆都设置两台再循环泵，每台泵通过一个联箱给10--12台喷射泵提供“驰动流”，带动其余的水进行再循环。

冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由再循环泵的转速来控制。

因为沸水堆与压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低、转化比低等缺点。

但与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有以下几个不同的特点:

（1）直接循环。

核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电。

这是沸水堆核电站与压水堆核电站的最大区别。

沸水堆核电站省去一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆中易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少大量回路设备。

（2）工作压力可以降低。

将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机的技术方案可以有效降低堆芯工作压力。

为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约70个大气压，即堆芯工作压力由压水堆的1M}}左右下降到沸水堆的}M}S左右，降低到了压水堆堆芯工作压力的一半。

这使系统得到极大地简化，能显著地降低投资。

（3）堆芯出现空泡。

与压水堆相比，沸水堆最大的特点是堆内有气泡，堆芯处于两相流动状态口由于气泡密度在堆芯内的变化，在它的发展初期，人们认为其运行稳定性可能不如压水堆。

但运行经验的积累表明，在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值，空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性。

它可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能等。

与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是;

（1）辐射防护和废物处理较复杂。

由于沸水堆核电站只有一个回路，反应堆内流出的有一定放射性的冷却剂被直接引入蒸汽轮机，导致放射性物质直接进入蒸汽轮机等设备，使得辐射防护和废物处理变得较复杂。

汽轮机需要进行屏蔽，使得汽轮机检修时困难较大;检修时需要停堆的时间也较长，从而影响核电站的设备利用率。

（2）功率密度比压水堆小。

水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多，堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大，导致功率密度比压水堆小。

沸水堆核电站这些缺点的存在，加上发展不普遍因而缺乏必要的运行经验反馈，比如人们担心虽然取消了蒸汽发生器，但使堆内结构复杂化，经济上未必合算等，使得在过去几十年中沸水堆的地位不如压水堆。

到1997年年底，世界上己经运行的沸水堆核电机组有93个，仅占世界核电总装机容量的23}o。

但随着技术的不断改进，沸水堆核电站性能越来越好。

尤其是先进沸水堆（ABWR）的建造这几年取得了很大进展，在经济性、安全性等方面有超过压水堆的趋势。

例如，ABW叹用置于压力容器内的再循环泵代替原先外置的再循环泵.大大提高了安全性。

由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动工具，ABWR检修时工作人员所受放射性剂量已大幅度降低·所有这一切使人们对于沸水堆核电站技术已经刮目相看。

日本今后的核电计划都采用沸水堆，我国台湾省拟新建的电站也决定采用沸水堆。

三、重水堆

重水堆是指用重水（D2O）作慢化剂的反应堆。

重水堆虽然都用重水作慢化剂，但在它几十年的发展中，己派生出不少次级的类型。

按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。

采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可不同。

压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。

立式时，压力管是垂直的，可采用加压重水、沸腾轻水、气体或有机物冷却;卧式时，压力管水平放置，不宜用沸腾轻水冷却。

压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，可以是加压重水或沸腾重水，燃料元件垂直放置，与压水堆或沸水堆类似。

在这些不同类型的重水堆中，加拿大发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式、压力管式重水堆现在已经成熟。

图1-10给出了压力管卧式重水堆燃料棒束组件的结构图，图1-11给出了这种类型重水堆核电站系统示意图。

图1-11显示了在一个8字形回路中重水冷却剂的系统流程。

该回路示意性画出两根压力管。

实际纽几百根压力管平行地装配在排管容器内。

8字形回路中与压力管相接的两台蒸汽发生器和两台冷却剂循环泵，连同相关管路共同构成了一回路冷却剂系统。

作为冷却剂的重水与慢化剂无交混地在压力管内循环流动，带走堆内发热二压力管外的排管容器中充满作为慢化剂的一重水.并与慢化剂冷却系统相连。

这种堆民前在核电站中比例不大，但有一些突出的特点。

重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十儿毫米、长约500mm的错合金包壳管内，构成棒状元件。

由37到43根数目不等的燃料元件棒组成长约500mm、外径为100mm左右的燃料棒束组件。

图1-10表示压力管卧式重水堆的燃料棒束组件结构。

反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成口重水堆压力管水平放置，管内有1束燃料组件，构成水平方向尺度达6m的活性区。

作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。

像压水堆一样，为了防止震水过热沸腾，必须使压力管内的重水保持较高的压力。

压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。

作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为排管容器）内。

为了防止热量从冷却剂重水传出到慢化剂重水中，在压力管外设置一条同心的管子，称为排管，压力管与外套的排管之间充入气体作为绝热层，以保持压力管内冷却剂的高温，避免热量散失;同时保持慢化剂处于要求的低温低压状态。

同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力。

总长可达8-9m的排管两端有法兰固定，与排管容器的壳体联成一体。

图1-12给出了压力管卧式重水堆结构示意图。

控制棒插入排管容器内排管之间，在这种低温低压重水慢化剂内，可上下方向或左右方向运动。

所以与在高温高压水内运动的压水堆控制棒相比，更加安全可靠。

这种压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料口每次换料时，将8束新组件从压力管的一端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。

加拿大设计建造的CANDU堆是压力管卧式重水堆的典型代表。

54万kW的皮克灵核电站，有390根压力管，压力管内总共放了4680束燃料组件。

每个燃料棒束内有37根燃料元件棒，因此这些燃料组件共由大约17万根燃料元件棒组成。

压力管内冷却燃料组件用的高压重水，压力为10MPa,温度300℃。

外套排管与重水排管容器是焊在一起的，重水慢化剂不加压，温度约70℃。

裂变产生的中子在压力管内得不到充分慢化，主要在排管外慢化。

将慢化剂保持低温，除了可以避免高压，还可以减少铀-238对中子的共振吸收，有利于实现链式反应。

重水堆核电站动力循环系统与压水堆核电站相似。

一回路系统如图1-13所示，分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆的左侧，另一个设在反应堆的右侧，对称布置。

每一个循环回路由2-6个蒸汽发生器和2-8合循环泵组成。

每个循环回路带走反应堆一半的热量。

一回路中的重水冷却剂在重水循环泵的哪送下由左边循环回路流入左边压力管进口，在堆芯内冷却元件。

重水被加热升温后从反应堆右边流出，进入右侧循环回路。

在右边循环回路蒸汽发生器中将热量传递给二回路的水。

而从蒸汽发生器出口，重水又由右边循环回路重水泵卿送进入右边压力管，在堆芯内被加热，然后从堆左边出去，进入左边循环回路的蒸汽发生器中，再由左侧重水循环泵送入堆芯。

如此循环往复将核裂变热能带至蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动发电机发电.

重水堆核电站与轻水堆核电站相比较，核特性及重水堆的特殊结构所决定的:

有以下几点主要差别，这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的：

（1）中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料。

我们知道，重水和天然水，（也就是轻水）的热物理性能差不多，因此作为冷却剂时，都需要加压。

但是、重水和轻水的核特性相差很大。

这个差别主要表现在中子的慢化和吸收上。

在目前常用的慢化剂中，重水的慢化能力仅次于轻水，多倍，使得重水的“慢化比”可是重水最大优点是它吸收热中子的几率比轻水要低两百远高于其他慢化剂。

由于重水吸收热中子的几率小，所以中子经济性好。

以重水慢化的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料。

从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀厂。

（2）中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀。

由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使铀-238转变为钚-239，使得重水堆不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆节约天然铀20%。

（3）可以不停堆更换核燃料。

重水堆由于使用天然铀，后备反应性少，因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外，补充新燃料。

经常为此而停堆，对于要求连续发电的核电站是不允许的。

这就使不停堆装卸核燃料显得尤为必要。

压力管卧式重水堆的设计，使不停堆换料得以实现。

（4）重水堆的功率密度低。

重水堆虽然由于重水吸收中子少带来了上述优点，但由于重水的慢化能力比轻水低得多，又给它带来了不少缺点。

由于重水慢化能力比轻水低，为了使裂变产生的快中子得到充分的慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。

再加上重水堆使用的是天然铀等原因，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。

（5）重水费用占基建投资比重大。

20t天然水中含有3kg重水。

虽然从天然水中提取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易，但是由于天然水中重水含量低，所以重水仍然是一种相当昂贵的材料。

由于重水用量大，所以重水的费用约占重水堆基建投资的六分之一以上。

重水堆和轻水堆除了上述主要差别外，还会派生出一系列其他的区别。

我们知道，物质的质量乘比热，是该物质升高一度吸收的热量，称为热容。

轻水与重水比热差不多。

但重水堆内重水装载量大，所以总的热容量也大。

重水堆的燃料元件，是安装在几百根互相分离的压力管内。

压力管破裂前有少量泄漏，容易发现和处理。

而且当压力管破裂造成失水事故时，事故只局限在个别压力管内。

由于冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂仍留在堆内，因而失水事故时燃料元件的剩余发热，容易被堆内大量的重水慢化剂吸收。

而轻水堆压力边界的任何一处发生泄漏，造成的后果都涉及整个堆芯。

由于轻水堆热容量小，所以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大地升高，因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重。

总之，由于轻水和重水的核特性相差很大，在中子慢化性能和吸收性能的两个主要指标上，它们的优劣正好相反，使它们成了天生的一对竞争伙伴:

轻水堆的优点正好对应重水堆的缺点，重水堆的优点正好对应轻水堆的缺点。

正是由于这个原因，使得这两种堆型的选择，成了不少国家的议会、政府和科技界人士长期争论不休的难题。

虽然轻水堆已经在核动力市场上占据了统治·地位，但是近年来，由于重水堆能够节约核燃料，因而引起不少国家政府和核工业界人士的重视。

由于重水堆比轻水堆更能充分利用天然铀资源，又不需要依赖浓缩铀厂和后处理厂，所以印度、巴基斯坦、阿根廷、罗马尼亚等国家已先后引进加拿大的重水堆。

我国的秦山核电站第三期工程也从加拿大引进了两个重水堆核电机组。

反映加拿大的这种重水堆核电站技术已经相当成熟。

四，高温气冷堆

除了用水冷却外，还有用气体作为冷却剂的气冷堆。

气体的主要优点是不会发生相变。

但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大。

为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。

气冷堆在它的发展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆。

第一代气冷堆，是天然铀石墨气冷堆。

它的石墨堆芯中放入天然铀制成的金属铀燃料元件。

石墨的慢化能力比轻水和重水都低，为了使裂变产生的快中子充分慢化，就需要大量的石墨。

加上作为冷却剂的二氧化碳导热能力差，使这种堆体积大，平均功率密度比压水堆低百多倍。

此外其热能利用效率只有24%。

由于这些缺点，于是英国从60年代初期起，就转向研究改进型气冷堆。

改进型气冷堆是第二代气冷堆。

它仍然用石墨慢化和二氧化碳冷却。

为了提高冷却剂的温度，元件包壳改用不锈钢。

由于采用二氧化铀陶瓷燃料及浓缩铀。

随着冷却剂温度及压力的提高，这种堆的热能利用效率达40%.功率密度也有很大提高。

第一座这样的改进型气冷堆1963年在英国建成。

当时英国过高地估计了所取得的成就，准备建造10座130万kW的改进型气冷堆双堆电站。

然而出师不利，在开始建造后不久，问题一个接着一个，使原先计划建成的电站，工期一再推迟，基建投资也大幅增加，以致造成的损失达一二十亿英镑，成为英国核动力史上一场巨大的灾难。

一则由于改进型气冷堆的波折，二则由于这种堆在经济上的竞争能力差，加上轻水堆的大量发展，经过了近十年的争论，英国政府决定，放弃自己单独坚持了二十多年的气冷堆路线。

尽管如此，第三代气冷堆即高温气冷堆，虽然也经历了曲折的道路.却强烈地吸引着人们去探索.并显示了旺盛的生命力。

高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。

高温气冷堆的核燃料是富集度为90%以上（也有的高温气冷堆采用中、低富集度）的二氧化铀或碳化铀（见图1-14）。

首先将二氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球，其外部包裹着热解碳涂层和碳化硅涂层.将这种包敷颗粒燃料与石墨粉基体均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，经复杂的工艺加工制成直径达60mm的球形燃料元件。

由于每颗包敷颗粒燃料小球有多层包壳，而且包敷颗粒燃料小球间有石墨包围，所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。

高温气冷堆的冷却剂是氦气。

球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。

在氦循环风机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。

氦气的压力一般为4MPa。

1985年德国建成的30万kW电功率的高温钍堆是一种用蒸汽进行间接循环的高温气冷堆，它的堆芯高6m，直径5.6m，功率密度61kw/L,。

堆芯有67.5万个直径6cm的球，其中35.8万个是装了燃料的球，31.7万个是慢化和控制用的石墨球和可燃毒物球。

堆芯放在预应力混凝土压力壳内（见图1-15，预应力混凝土压力壳外直径24.8.m，高25.5m。

反应堆运行时，新的燃料球由反应堆的顶部加料机构加入，烧过的燃料球依靠它的自重从反应堆漏斗式底部卸出，经过燃耗分析器检定，将未烧透的燃料球送回堆芯继续使用，这样可以做到连续不停堆装卸料。

目前的高温气冷堆分为三种:

第一种是用蒸汽（在二回路）进行间接循环的高温气冷堆。

其反应堆出口温度约750℃，一回路氦气压力为4MPa。

如果是1}万k的高温气冷堆，每小时的氦气流量达4600t。

这种闭式循环的高温氦气经过蒸汽发生器管内时，使蒸汽发生器管外流动着的二回路的水变为高温蒸汽，像压水堆那样去推动汽轮发电机组。

这种间接循环的高温气冷堆的基建投资估计比相同规模的压水堆核电站高出40%，而且要用90%富集度的高浓铀，经济上没有竞争力。

第二种是直接循环的高温气冷堆。

这种堆产生850℃的高温氮气，不经过蒸汽发生器这一中间环节，直接去推动氦气轮机。

氮气轮机排出的余热又可以供氨蒸汽循环使用，采用这种双重循环发电，热能利用率可达50%。

也可利用氦气轮机余热供热，使之成为核热电站。

由于高温气冷堆逸出的放射性甚微，用来自反应堆堆芯的高温氮气直接推动氦气轮机时，不会像沸水堆核电站直接循环那样给检修造成冷难。

第三种是特高温气冷堆。

这种堆的氦气出口温度达950℃以上，可以炼