高温气冷堆燃料元件的自由铀含量
高温气冷堆物理设计
物理设计高温气冷堆（high temperature gas-cooled reactor，HTGR）用化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，石墨作为反射层、慢化剂和堆芯结构材料，采用包覆燃料颗粒弥散在机体中的全陶瓷型燃料元件，使堆芯氦气出口温度850—1000℃，甚至更高。
高富集度的氧化铀或碳化铀等陶瓷材料作燃料。
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。
高温气冷堆（high temperature gas-cooled reactor，HTGR）用化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，石墨作为反射层、慢化剂和堆芯结构材料，采用包覆燃料颗粒弥散在机体中的全陶瓷型燃料元件，使堆芯氦气出口温度850—1000℃，甚至更高。
当反应堆内的核燃料进行核反应时，放出中子，速度太快的中子经过石墨碰撞便慢下来（因为在此堆里只有慢中子才能与铀燃料发生有效反应），以维持核反应。
核反应时要释放出大量的热量，如果不把热量带走，就会烧毁反应堆，所以用气体（氦）流经堆芯，把热量带到热交换器，再由另一路冷却剂把氦气冷却，降温后的氦气又回到堆芯继续冷却反应堆，形成闭式循环回路。
经济性设计高温气冷堆的经济性由以下几个方面保证：⑴系统简化①反应性控制由于球床高温气冷堆采用球形燃料,可以采用重力流动和气力输送的方式实现运行状态下的连续装卸料，因此仅留有1.5 %剩余反应性用于功率调节。
如此低的过剩反应性控制只需用控制棒即可。
②压力调节在运行条件下,氦冷却剂仅以气相存在,不会发生相变。
通过压缩机对一回路内氦存量进行吞吐，即可对一回路的压力进行调节。
③专设安全设施高温气冷堆在极端事故即冷却剂完全流失、主传热系统功能丧失的条件下，仍能保证堆芯燃料的最高温度低于1600℃的设计限值,从而基本上排除堆芯熔化的可能性，使专设安全系统大为简化。
高温气冷堆——精选推荐
高温气冷堆用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。
高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。
堆芯出口温度为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。
、简介【英文名】：high temperature gas cooled reactor高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。
由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。
实际应用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，我国开展了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，我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。
第四代先进核能系统近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。
效果值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4．7米，高12．6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。
蒸汽发生器直径2．9米，高11．7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。
这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
反应堆工程面试题库
反应堆工程面试题库1. 请解释什么是反应堆工程？反应堆工程是研究和设计核反应堆的工程学科。
它涉及到核材料的选择和处理、核反应堆的设计和构建、核反应堆的操作与控制、核反应堆的安全与保护等方面的知识和技术。
反应堆工程的目标是研究和开发可靠、高效、安全的核能系统。
2. 请介绍一下常见的反应堆类型。
常见的反应堆类型包括：- 沸水反应堆（BWR）：核裂变产生的能量用于产生蒸汽，直接驱动涡轮机发电。
- 压水反应堆（PWR）：核裂变产生的能量通过冷却剂传递给另一个循环，在该循环中产生蒸汽，驱动涡轮机发电。
- 重水反应堆（CANDU）：使用重水作为冷却剂和中子减速剂。
- 高温气冷堆（HTGR）：使用氦气作为冷却剂，使反应堆的工作温度更高，提高发电效率。
- 快中子反应堆（FBR）：使用高能中子来维持核链式反应，能够有效利用铀-238等次品。
3. 在反应堆工程中，什么是反应堆的临界状态？反应堆的临界状态是指核链式反应中的裂变和控制反应之间保持平衡，核裂变的速率与控制器输入的中子数操作力之间的关系。
在临界状态下，核裂变产生的中子数与消耗的中子数相等。
4. 请解释什么是核反应的反应系数？核反应的反应系数是指反应堆中的反应物料、温度和反应堆控制系统的变化对反应堆反应性能的影响程度。
反应系数可以用来描述反应堆对某一变化的响应。
常见的反应系数包括温度反应系数、燃料浓度反应系数等。
5. 请说说核反应堆的安全控制措施。
核反应堆的安全控制措施包括：- 燃料棒设计：使用可靠的燃料材料和结构材料，并考虑燃料棒的布局和冷却方式。
- 控制棒：用于调节反应堆的中子通量，控制核反应的过程。
- 冷却系统：用于控制反应堆的温度，防止燃料过热。
- 事故响应系统：包括紧急冷却系统、放射性堆芯损坏控制系统等，用于应对可能的事故情况。
- 安全控制系统：用于监测和控制核反应堆运行的安全性。
- 建筑屏蔽：用于阻挡辐射并减少对环境的影响。
6. 反应堆的冷却剂有哪些？常见的反应堆冷却剂包括：水（轻水和重水）、氦气、碳二氧化物和液态金属（例如钠和铅铋合金）等。
高温气冷堆的发展与前景
I行业观察NDUSTRY INSIGHTS第四代核能系统国际论坛（GIF）成立于2001年7月，现有包括中国在内的13个成员，其宗旨是研究和发展第四代先进核能系统。
根据安全性、经济性、防核扩散和可持续发展等目标，GIF选定了超临界水冷堆（SCWR）、钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）、气冷快堆（GFR）、超高温气冷堆（V/HTR）、熔盐堆（MSR）等六种堆型作为第四代核能系统的重点发展方向。
其中，高温/超高温气冷堆（V/HTR）被认为是有望率先实现商业应用的堆型之一。
在我国几代科研人员的不懈努力下，历经基础研究、实验堆建设运行、示范工程建设，清华大学、中国核建集团公司等国内多家单位组成的合作团队已经全面掌握了高温气冷堆关键技术。
高温气冷堆的发展概况高温气冷堆的发展分为若干阶段。
早期的气冷堆采用石墨为慢化剂，二氧化碳气体为冷却剂，金属天然铀作为燃料，燃料包壳材料为镁合金。
堆芯出口温度约400℃，热效率为30%。
这种气冷堆也称为镁诺克斯堆（Magnox）。
从20世纪50年代到70年代初，英、法等国建造了36座气冷堆核电站。
这种堆型的优点是采用天然铀作为燃料，为早期核电发展和军用钚生产提供了基础。
为解决Magnox堆出口温度受材料限制的问题，改进型气冷堆（AGR）的概念于20世纪60年代被提出来。
AGR采用低富集度的二氧化铀代替天然铀燃料，用不锈钢代替镁合金包壳材料。
由于二氧化碳冷却剂与不锈钢包壳的化学相容性限制，堆芯出口温度仍不能超过690℃。
英国于1963年建成温茨凯尔（Windscale）原型堆，在此基础上又建造了7座核电站（14个AGR堆）。
AGR堆可产生高参数过热蒸汽，并可以配置标准的汽轮发电机组，从而使热效率提高到近40%。
高温气冷堆是由AGR堆进一步发展而来。
它采用化学惰性和热工性能好的氦气作为冷却剂，全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，耐高温石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，出口温度可达到750℃甚至更高，热效率可达到40%以上。
超高温气冷堆介绍
超高温气冷堆（VHTR）调研报告目录0．引言 (3)1．发展历史 (3)1.1 高温气冷堆—实验堆 (3)1.2 高温气冷堆—原型堆 (3)1.3 高温气冷堆-模块式 (4)2．目前各个国家的发展状况 (4)3．VHTR反应堆结构 (5)4．VHTR堆型的优缺点 (8)5．VHTR发展趋势 (9)5.1 前景展望 (9)5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10)6．总结 (11)参考文献 (12)0．引言未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。
第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。
在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。
VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。
目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。
我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。
1．发展历史VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。
1.1 高温气冷堆—实验堆英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。
美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。
德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。
这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在技术上是可行的。
1.2 高温气冷堆—原型堆美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。
注册核安全工程师知识点总结
1、到目前，包括人工制造的不稳定元素在内，人们已经知道了100多种元素。
自然界存在的稳定核素有280多个。
天然存在的核素332个，已经发现的包括人工生产的核素约2600多个。
2、1911年卢瑟福根据阿尔法粒子散射试验提出了核式模型假设。
3、电子是由英国汤姆逊在1897年发现的。
4、原子的大小是由核外运动的电子所占的空间范围来表征的，原子的大小即半径大约10的（-8）次方厘米量级。
5、原子核的线度只有几十飞米，（一飞米约10的（-13）次方厘米）。
核密度高达108吨每立方厘米。
入射粒子与核的距离接近10-15m时，就会发生相互作用引起原子核发生变化。
6、核的化学与物理性质、光谱特性基本只与核外电子有关，放射现象主要归因于原子核。
7、原子的每个壳层最多容纳2N2个电子，l=n-1为量子数，支壳层等于2L+1；MII表示M 壳层的第二个支壳层。
8、电子脱离核的束缚需要外界做功，结合能是负值，K层电子能级最低，结合能的绝对值最大。
9、正常状态下，电子先充满较低的能级，但受内在或外界因素的作用后，低能级的电子可能被激发到高能级上，此为激发，或者电子被电离到壳层之外，此称为电离。
10、1896年，贝克勒尔发现了铀的天然放射现象，这一重大发现认为是核物理学的开端。
海森堡提出了原子核是由质子与中子组成的假设。
11、元素符号与质子数Z具有唯一，确定的关系，质子数Z往往可以省略。
只要元素符号相同，尽管质量数不同，但具有基本相同的化学性质、一般物理性质也相同，但是是两种不同的核素，核性质完全不同。
12、同位素：原子序数相同，但质量数不同的核数称为某元素的同位数，原子数百分比称为丰度。
13、根据原子核的稳定性，核素可分为稳定的核素和不稳定的放射性核素。
稳定性与质子数与中子数之间的比例存在密切的关系。
14、质量和能量是物质同时具有的两个属性，任何具有一定质量的物体必须与一定的能量相关联。
15、比结合能的物理意义是原子核拆散成自由核子时外界对每个核子所做的最小平均功。
高温气冷堆
1.技术简述模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。
球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。
我国高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）球形燃料以二氧化铀为核芯，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92mm直径的包覆颗粒燃料。
大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中。
☝ HTR-PM球形燃料元件结构反应堆堆芯中大约有4.2×105个燃料球，直径为3m，高为11m。
堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。
冷却剂氦气从反应堆顶部流过堆芯，然后通过一个内衬保温材料的同轴双层连接结构，流到一个和反应堆肩并肩布置的蒸汽发生器。
☝模块式高温气冷堆的一个反应堆模块冷却后的氦气由布置在蒸汽发生器壳顶部的氦气循环风机加压后通过同轴连接结构的外层流回反应堆，形成一个封闭的反应堆——回路循环。
新燃料元件由顶部装入堆芯，从底部卸料管卸出。
卸出的燃料元件如果未达到预定的燃耗深度，则再送回堆内使用。
一个反应堆和一台蒸汽发生器构成了一个高温气冷堆反应堆模块。
在中国的200MWe HTR-PM中，每个反应堆模块热功率为250MWt。
HTR-PM设计有2个模块，向1台蒸汽轮机供应蒸汽，发电功率为210MWe。
3.HTR-PM工程的考验HTR-PM的核心设备及系统可归纳为九大设备和系统：反应堆压力容器、主氦风机、蒸汽发生器、堆内金属构件、控制棒、吸收球、燃料装卸、氦净化和乏燃料储存，其中大多数为世界首台（套）。
HTR-PM工程于2012年12月9日正式开工，核岛浇筑第一罐混凝土。
2015年现场土建工程全部完成，厂房封顶，设备开始入场安装和调试。
在清华大学建成了年产1×105球的中试生产线，完成了生产设备和工艺定型。
商业规模年产3×105球的球形燃料元件商业化生产厂在内蒙古包头市中核北方核燃料元件有限公司进行建设，2013年3月开工，2016年8月开始正式生产。
高温气冷堆不确定性分析的新进展
高温气冷堆不确定性分析的新进展GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【摘要】球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的\"系统分解,逐级传递\"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性.清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展.目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架.在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析.然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响.此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数kef和功率分布的影响.从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)007【总页数】9页(P1221-1229)【关键词】高温气冷堆;不确定性分析;球床结构;核数据【作者】GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TL32随着核能技术的发展，对于反应堆系统的某些重要安全参数，提供“最佳估计值+不确定性范围”的需求日益增长[1]。
目前关于轻水堆(LWR)计算不确定性的国际性合作研究项目已经实施，如OECD/NEA LWR UAM项目[2-3]，并取得了一定进展。
高温气冷堆的最简明介绍
高温气冷堆的最简明介绍第四代反应堆所谓的第四代反应堆，是对所有把压水/沸水式完全推倒重来的设计的通称，包括了好几种截然不同的构想。
这些新设计必须具有根本性的优势，否则不可能有人愿意投资几百亿美元来做开发。
目前有若干候选堆型，例如比较成熟的高温气冷堆和快中子反应堆（Fast Breeder）：前者专注在安全性，保证绝不熔堆；而后者则可以用来做元素嬗变（Elemental Transmutation），最主要是将铀238变成钚239。
从商业观点上来看，暂只有高温气冷堆有真正实用上的价值；快堆生产的钚是核武器的最佳原料。
据说，日本自中曾根康弘首相之后便开始积极囤积钚239，所用的借口是把钚和铀混合成MOX核能燃料。
生于美国，长于西德高温气冷堆最早是1943年美国的Farrington Daniels在Oak Ridge实验室所做的一个实验，不过一直到1960年才在西德由Schulten牵头开始实际的工程设计与建设。
Schulten的反应堆简称AVR，1967年建成并网发电，电功率为15MW。
1986年切尔诺贝利事件后，西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督。
很不巧的是，1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强，以致破裂），但是当时的民情已经不容许任何放射性灾害，于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验。
中国“逢低买入”中国早在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加Schulten的团队，Schulten团队被解散之后，中国以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了执照和图纸，但是没有什么大进展，2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华。
1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网，电功率为10MW。
2005年商业版的示范堆在山东石岛湾开建，双机并联，总电功率为200MW。
核反应堆结构-gas_reactor
涂敷颗粒类型有代表性的有两种:一种称BISO颗粒， 采用两种涂敷层，内层是低密度疏松热解碳层，用 以贮存裂变气体，外层是高密度的致密热解碳层， 用以承受裂变气体的压力，防止裂变产物进入氦回 路；另一种称TRISO颗粒，采用三种涂敷层，即在 热解碳的疏松层外的两层致密层之间加一层碳化硅 (SiC)层，用以防止金属裂片铯、锶、钡等的扩散迁 移。
高温气冷堆
概述 早在1956年英国就建成了净电功率45兆瓦的卡特霍 尔(Calder Hall)电站。这种第一代气冷堆采用石墨 慢化，二氧化碳冷却，金属天然铀燃料，镁合金(镁 铍)包壳，故称镁诺克斯型(Magnox)气冷堆。后来 在英、法、意和日本等国建造了一大批这样的堆。 经过改进，堆芯功率密度由开始的0.55MW／
高温气冷堆的特点：
（1）高温、高效率 高温气冷堆的氦气出口温度高，可达750~950 ℃， 不仅发电效率较高，而且可用作高温工业供热，这 是任何其他堆型所不能达到的，由此开辟了核能利 用的广阔途径。在发电方面，采用高效率的蒸汽循 环后，热效率可达40％。若采用直接循环氦气轮机， 则不仅使电站设备及系统大大简化，降低比投资， 而且可以充分利用氦气出口温度高的特点，进一步 提高发电热效率，当反应堆出口氦气温度达850℃时 其热效率即可达45％，可与新型的火电站相媲美 。
（4）对环境的污染
由于采用性能稳定的氦气作冷却剂，反应堆一回路 反射性剂量较低，而且由于它的热效率高，排出的 废热也比轻水堆少35~40％。因此，它是核电站中
较清洁的堆型，可以建在人口较密的城镇附近。
（5）有综合利用的广阔前景 如果进一步提高氦气的出口温度到900℃(左右)，与氦 气轮机直接连接，热效率可达50％以上，在出口温度 提高到，1000~2000℃(左右)时，还可能将反应堆产 生的热直接用于炼铁，化工及煤的气化等工业生产中 去，达到综合利用的目的。另外，高温氦气技术经验 的取得可为将来发展气冷快堆和核聚变反应堆创造条 件。 由于这些特性，使高温气冷堆具有一回路反射性低， 易于维护和检修；固有安全性高，事故安全性好；对 环境反射性排放量少等优点。因此有可能较安全地建 造在人口稠密区，有利于选址和工业布局。
核燃料循环答案整理
核燃料循环复习资料1-2 核燃料后处理的任务及其产品形式是什么？后处理厂的产品形式，取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。
钚是后处理厂最主要的产品。
1-3 核燃料后处理厂的特点（书P12）1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发？（P14）1-5 简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程2-3 理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。
（会计算） ● 分配系数α：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时，它在有机相和水相中浓度的比值。
aC C O =α O C ——某物质在有机相中的平衡浓度a C ——某物质在水相中的平衡浓度分配系数越大，平衡时，该物质进入有机相的量越多，而在水相中的量越少。
● 分离系数β——铀钚彼此间的分离效果铀中去钚的分离系数βPu/U：钚中去铀的分离系数βU/Pu：净化系数DF——用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。
2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素答：影响TBP 萃取铀的因素：水相中UO2(NO3)2浓度；有机相铀饱和度；硝酸浓度；TBP 浓度；共存的络合剂；温度影响TBP 萃取钚的因素：硝酸浓度；TBP 中的铀饱和度；TBP 浓度；温度；TBP 降解产物的影响2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。
P522-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT)降解产物：磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。
磷酸二丁酯产额最高。
降解产物对萃取工艺的影响：1）形成DBP·TBP萃取络合物，增大有机相粘度。
2）钚的萃取物很难反萃，降低了钚回收率。
3）增加界面乳化，增加分离难度。
3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响（轻水堆+快中子堆,见P70）1.轻水堆乏燃料后处理重点研究领域2.重水堆乏燃料铀-235、钚的含量较低，后处理在经济上部值得。
可回收氚。
3.高温气冷堆燃耗深，后处理困难，处于研究阶段。
HTR_10燃料元件的制造和发展趋势
!"#$%& 燃料元件的制造 和发展趋势
唐春和
!清 华 大 学 核 能 技 术 设 计 研 究 院 ）
经过二十多年的研究和发展， 研制成功了具有我国自主知识产权的高温气冷堆燃料元件制造 技 术 ， 为 !"#$ 高 温 气 冷 堆 生 产 了 首 炉 燃 料 元 件 。 生 产 的 燃 料 元 件 所 有 性 能 指 标 均 满 足 设 计 要 求， 平 均 制 造 破 损 率 为 %&’(!" )* ， 达 到 了 世 界 先 进 水 平 。为 了 考 验 燃 料 元 件 在 堆 内 正 常 工 况 和 事 故 工况下的辐照性能， 分别从第一和第二批产品中各取出两个燃料球进行了辐照考验。辐照试验在 俄 罗 斯 +,,)-# 堆 进 行 ， 最 高 燃 耗 和 累 积 快 中 子 通 量 分 别 达 到 了 !"’"""#$. / 0 123 和 !&4!(
""" 球 形 燃 料 元 件 的 制 造
球形燃料元件由包覆燃料颗粒和石墨 基体构成， 石 墨 基 体 的 组 分 是 ’) 5 天 然 磷 片 石墨、 *’ 5 人 造 石 墨 和 !$ 5 酚 醛 树 脂 ， 主 要 组分天然磷片石墨选自山东省北墅石墨矿， 、 通 过 >? 、 >2@ 和 > ! 6/ ) 的 浸 取 进 行 提 纯 ， 灰份、 A7 含 量 和 B 当 量 分 别 是 约 *$ C) 、 小 于
!" ()*+" 硼 当 量 !!" " 和 ,,+ 分 别 表 示 垂 直 和 平 行 于 晶 粒 * 轴 取 向
核材料复习题及参考答案要点
核材料复习题及参考答案要点(答题时需要适当展开，否则算答案不全)A 核燃料1.可做核燃料的物质同位素有：易裂变元素：233U、235U和239Pu。
动力堆上所使用的天然存在的核燃料只有U-235；通过转化可以作为核燃料的同位素主要有：U-238，Th-2322.对固体核燃料，除了能产生核裂变外，还必须满足如下要求：(1). 良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸与形状的变化能保持在允许的范围内；(2). 良好的热物性（如高熔点、高热导率、低热膨胀系数）、使反应堆能达到高功率密度；(3). 高温下与包壳材料的相容性好；(4). 与冷却剂不发生化学反应或腐蚀；(5). 工艺性能好，制造成本低，便于后处理。
3.金属铀燃料的主要优缺点是什么？优点：铀密度高，热导率大，工艺性能良好。
缺点：使用温度低（≦668℃），辐照“长大”与“肿胀”明显，辐照稳定性差。
4.裂变气体的产生会造成什么不良后果？裂变气体可引起下列不良后果：(1)引起燃料芯块肿胀；(2)使包壳内的气体由原来的氦气变成了He、Kr、Xe混合气体，导热系数降低，芯块中心温度升高；(3)使包壳内气体的内压增大，如果内压高于冷却剂压力，将会使包壳向外蠕变，可能导致包壳的破损；如果一回路系统发生大破口事故而失压时，包壳可能在内压的作用下发生鼓胀或破损。
5.请给出轻水反应堆UO2核燃料芯块的制造质量要求。
密度95±1.5%理论密度开口孔<1%O/U原子比2.000~2.015晶粒度5～25微米总含氢量 <2μg/gu6.实际使用的二氧化铀为什么通常会有5％左右的孔隙率？芯块中的孔隙可以容纳裂变气体，从而可减少燃料芯块的肿胀量。
孔隙率对芯块的热导率、所能容纳的裂变产物量、燃耗初期的密实化程度等有直接的关系，对于压水堆来说，5％左右的孔隙率可以使燃料特性达到最优。
(对于燃耗更高的快堆来说，为了减少芯块肿胀孔隙率更高)7.压水堆燃料棒中充氦气压力大约是多少？充氦气的作用是什么？充氦的压力约为3MPa (30 Bar左右)，其作用是：(1)改善燃料芯块―包壳之间的传热特性；(2)在燃料棒内部加压，以平衡与冷却剂之间的压差，可以减少包壳的蠕变，从而限制燃料－包壳的相互作用。
乏燃料处置的必要性及其处置库环境化学行为
Vol.42No.6Dec.2020第42卷第6期2020年12月核 化 学 与 放 射 化 学Journal of Nuclear and Radiochemistry乏燃料处置的必要性及其处置库环境化学行为李腾,周小毛，王玲钰,崔大庆"中国原子能科学研究院放射化学研究所&匕京102413摘要：为了确保核燃料循环的安全性，不宜处理的乏燃料也应该同玻璃固化体一样作为高放废物进行深地质处置。
本文综述了一些前期工作，归纳了空气侵入和水的辐解产生氧化性产物是导致乏燃料UO2基体氧化溶解的主要因素；核燃料浸出实验结果显示铀和锕系镧系元素每天的浸出量是相应核素总量的1/107,比裂变产物的浸出速率小一个数量级°铁金属被各国选为高放废物处置容器材料的原因是其低价格、高强度和优 秀的还原能力。
在最不利的地下水侵入深地质处置库、近场处置容器防腐层破损的情景下，铁容器材料表面与地下水反应产生氢气，氢气通过还原反应消耗辐解产生的氧化性自由基和分子&并能还原乏燃料表面的 U(' $大幅度减缓乏燃料的腐蚀和溶解；乏燃料中裂变产物贵金属合金颗粒对氢气有催化作用；处置容器表面铁金属能还原沉积溶解的多价态核素U())、Np($)、Tc (/)、Se(')和Se() $希望本文对我国确立以铁基金属为处置容器材料的包括乏燃料在内的高放废物深地质处置概念有参考作用。
关键词：乏燃料；深地质处置；氢气；铁容器材料；浸出速率;贵金属催化剂；氧化还原中图分类号:TL942. 21文献标志码:A 文章编号：0253-9950(2020)06-0513-11doi ：10. 7538/hhx. 2020. YX. 2020098Spent Fuel Disposal and Chemical Behaviorsat Repository EnvironmentLI Teng , ZHOU Xiao-mao , WANG Ling-yu , CUI Da-qing *收稿日期2020-1022；修订日期2020-11-17作者简介：李 腾(1990—)，男，广东汕头人，博士研究生，从事放射性废物处理处置研究，E-mail ： 1iteng@ciae. ac. cn *通信联系人：崔大庆(1959—)，男，北京人,研究员，从事放射性废物处理处置研究，E-mail ： daqing. cui@studsvik. comChina Institute of Atomic Energy , P. O. Box 275(93), Beijing 102413 , ChinaAbstract : If not being reprocessed after safe storage period, spent fuel should be disposed asahigh-levelradioactivewa8telikevitrifiedwa8te.Thi8articlereview88omepreviou8lywork andconclude8thatairintru8ionand waterradioly8i8producedoxidativeproduct88houldbethe main8ub8tance8cau8ingoxidativedi88olutionof8pentfuelUO 2 matrix !nuclearfuelleac-hingexperimentre8ult8indicatethaturanium and other actinide8and lanthanide8di8play leachingratearound1/107ofinventoryofcorre8pondingelementperdaywhichi8anorderofmagnitude lower than the leaching rate8of fi88ion product8.Iron metali88electeda8the main materialofhigh-level wa8tedi8po8alcontainer8by variou8countrie8duetoit8low price , high8trength and high reducing capacity.In the mo8tunfavorable8cenario ,wheregroundwaterintrude8intodeepgeologicalrepo8itorynear-fieldanddi8po8alcontaineri8dam- aged , iron metal reacts with groundwater w ith generating hydrogen. Hydrogen consumes514核化学与放射化学第42卷oxidizing free radicals and molecules produced by radiolysis through redox reaction and reduces the surface of spent fuel to greatly slow down the corrosion and dissolution of spent fuel；the fission product noble metal alloy particles in spent fuel display good catalytic effect on hydrogen；the surface of iron disposal container can reduce and precipitate multivalent nuclides.The authors hope this work is helpful as references in establishing the spent fuel deep geological disposal concept using iron-based metals as disposal container materials.Key words:spent fuel；deep geological disposal；hydrogen；iron container material；leaching rate；precious metal catalyst；redox全球气候灾害愈演愈烈，大力开发绿色能源以取代化石能源是各国能源政策大趋势。
高温气冷堆温度
高温气冷堆温度高温气冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor, HTGR）是一种新型的核能发电技术，具有很高的发电效率、安全性和可持续性。
高温气冷堆的核心部分是具有高温、耐辐射性能的燃料颗粒，该颗粒由包裹燃料的陶瓷球得到保护。
高温气冷堆温度的控制是确保堆的正常运行和安全性的关键因素之一。
高温气冷堆具有较高的工作温度，一般在700-950摄氏度之间。
这种高温操作的优势是多方面的。
首先，高温气冷堆的燃料产生的热能可以高效地转化为电能，提高了发电效率。
其次，高温气冷堆的出口热量可用于燃气轮机等传统燃烧技术，实现余热利用，进一步提高发电效率。
此外，高温气冷堆的高温操作还有利于氢气的生产，这对于发展氢能源具有重要意义。
然而，高温气冷堆温度的控制并不容易，涉及到多个方面的技术挑战。
首先，高温气冷堆需要耐高温的结构材料来承受高温环境的影响。
这就要求燃料颗粒和结构材料具有良好的耐热性和耐辐射性能。
其次，高温气冷堆需要确保燃料颗粒的冷却和排放热量的有效传导，以避免过热和燃料泄漏的问题。
同时，高温气冷堆在运行过程中还需要保持堆内冷却剂的流速和循环，并控制冷却剂的温度。
高温气冷堆温度的控制又分为稳态控制和瞬态控制两个方面。
稳态控制主要是通过燃料在燃料元件内的布局、冷却剂的流速和温度等因素来控制。
温度控制的稳定性对于堆的安全运行至关重要，如果温度过高，燃料会受到损坏甚至熔化的风险；如果温度过低，燃料将无法完全燃烧，导致发电效率下降。
因此，在温度控制方面需要进行精确的调节和监控，以确保高温气冷堆的稳定运行。
与稳态控制相比，瞬态控制对于高温气冷堆的安全性更加重要。
例如，在突发事件或故障情况下，需要迅速调整冷却剂的流速和温度，以及燃料的排出和补充，避免燃料颗粒受损或产生爆炸的风险。
因此，高温气冷堆必须配备先进的自动控制系统，能够实时监测和调整温度。
总的来说，高温气冷堆温度的控制对于核能发电技术的研究和应用具有重要意义。