2025年11月14日，华能山东石岛湾核电有限公司副总经理、党委委员陈立强在深圳核博会先进核能论坛发表《高温气冷堆示范工程运行经验和应用》主旨报告。
报告介绍了华能山东石岛湾高温气冷堆示范工程的技术来源、设计参数、安全特性、建设投运历程和运行经验。示范工程投运以来总体保持安全稳定运行，燃料装卸、自动控制和环境友好性等方面经过优化取得进展，并正在拓展核能供热、制氢、高温化工用气等综合利用场景。
关键点
1. 示范工程的来源与意义（00:34）
高温气冷堆示范工程是在国家863重大专项中的10兆瓦高温气冷实验堆基础上发展起来的，并与大型先进压水堆CAP1400同属国家科技重大专项相关内容。投产意义包括助力地方经济社会高质量发展、打造华能核能领域核心竞争力、支撑绿色低碳转型以及推进国家核电科技强国战略。
2. 原型堆与示范工程设计参数（01:39）
原型堆为清华大学建设、位于北京昌平的10兆瓦高温气冷实验堆，2003年满功率并网运行。示范工程设计为两堆一机，每个反应堆热功率250兆瓦，合计500兆瓦，电功率211兆瓦；一回路采用氦气冷却，运行压力7兆帕，热端温度750摄氏度，二回路主蒸汽设计温度571摄氏度。
3. 全陶瓷包覆燃料颗粒提升安全裕度（03:12）
高温气冷堆采用全陶瓷包覆燃料颗粒，球形燃料元件直径60毫米，每个球内含约12000个包覆燃料颗粒。包覆颗粒包含疏松热解碳层、内置密热解碳层、碳化硅层和外置密热解碳层，其中碳化硅层是关键屏障；1620摄氏度是包容性下降的拐点，而极端事故下堆芯最高温度约1500摄氏度，仍有距离。
4. 主要技术特点与非能动余热排出（05:17）
高温气冷堆的特点包括固有安全性、环境友好、氦气冷却剂、非能动余热排出、较大的温度负反馈裕度和不停堆换料。一回路中氦气经主氦风机加压后进入堆芯，加热后进入蒸汽发生器换热并完成循环；事故情况下余热经堆芯、石墨陶瓷结构、压力容器传至水冷壁，再通过自然循环和空冷器最终排入大气。
5. 建设投运历程与首次大修（07:48）
示范工程2006年2月列入国家科技重大专项，2011年通过核准，2012年12月9日正式开工，2023年12月6日商运发电，从第一罐混凝土到商运历时11年。投产以来总体保持安全运行，流出物排放满足批复限值，环境剂量率处于本底水平，并于2024年12月12日完成首次大修。
6. 关键设备研发与国产化成果（08:48）
高温气冷堆为实现安全特性牺牲了堆芯功率密度，其功率密度约为压水堆的三十分之一，因此压力容器体量很大，250兆瓦热功率反应堆压力容器总重约640吨，高度接近25米。示范工程研发涉及压力容器、控制棒与吸收球停堆系统、直流螺旋管盘管式蒸汽发生器、高温环境电磁轴承主氦风机以及不停堆燃料装卸系统等，设备国产化率达到93.4%。
7. 不停堆燃料装卸与燃耗测量（11:27）
高温气冷堆采用特有的不停堆换料燃料装卸系统，燃料元件从堆芯经卸料管进入机构后被单一化，再进入燃料装卸系统。系统通过铯137放射性测量推算燃耗，达到最终燃耗深度的燃料元件卸出，未达到的返回堆芯继续循环；原方案中每个燃料元件需经过15次循环才达到最终卸料燃耗。
8. 调试里程碑与技术成果（12:27）
国家科技重大专项共设置89个课题，目前均已完成，并完成数千项技术攻关。调试中完成氦气泄漏检查、热氦运行特性研究、大容器热位移测量、燃料装卸系统优化和二回路优化等工作；2021年9月12日首次临界，2021年12月20日首次并网发电，2023年12月6日实现商运投产，并形成专利、软件著作权、专有技术、国家标准和奖项等成果。
9. 当前运行参数与升功率安排（14:34）
示范工程采用双堆一机运行模式，两台蒸汽发生器蒸汽以母管制进入汽轮发电机。因最新技术特点、调试情况及与设计预期存在偏离，过渡堆芯阶段运行参数调整为反应堆热功率200兆瓦、电功率150兆瓦；目前国家核安全局批复的最高允许运行功率为200兆瓦，待未来两到三年过渡到平衡堆芯后，将开展200兆瓦以上实验并实现升功率。
10. 长期稳定运行状态（16:05）
今年以来示范工程处于长期稳定运行状态，一号堆运行137个等效满功率天，二号堆运行147个等效满功率天。目前两堆均处于165兆瓦热功率水平，电功率约116兆瓦并网运行；堆芯物理特性与设计相符，核岛主系统、专设安全系统和常规岛部分总体运行正常。
11. 安全屏障与运行指标稳定（17:22）
自装料以来，燃料元件、一回路压力边界和安全壳屏障性能稳定，未发生违反运行技术规格书要求的运行事件。一回路冷却剂活度浓度满足要求，设计规定的一回路氦气总泄漏率小于每天总装量0.5%，目前维持在约0.12%；低耐压通风式安全壳的湿度一直维持在小于10%。
12. 燃料装卸系统可靠性优化（18:27）
燃料装卸系统是高温气冷堆重要系统，也是动部件最多的系统。石岛湾公司通过调试实现自动多球间隔提升，由原设计单球提升优化为三球间隔提升，并通过流动性监测、卡堵预警、吹扫收屑和机械结构改造缓解粉尘碎屑造成的卡堵问题；目前每天循环能力可达5000个球以上，累计双堆循环燃料元件已达6610多万个。
13. 调整燃料通过次数以匹配换料需求（20:50）
过渡堆芯阶段换料需求较高，且燃料装卸系统仍存在一定卡堵问题。公司在保证安全的情况下，将燃料通过堆芯次数由15次调整为10次，使200兆瓦功率下每天换料需求从5000到7000球降至3000到4000球，燃料装卸系统已能匹配反应性消耗补充，具备继续升功率条件。
14. 全工况自动运行控制技术（22:06）
为提高机组在正常运行和事故工况下的稳定性，开发了基于频率控制叠加死区的核功率控制技术，以及基于氦气压力的一回路流量控制方法。通过制定滑参数启动加定温升功率的分阶段控制逻辑和动态特性函数，示范工程实现了全工况自动控制运行，显著减轻运行人员负担。
15. 环境友好性表现突出（23:05）
高温气冷堆大部分区域处于低剂量绿区，液态和气态流出物排放量约为国家批复控制值的千分之一。放射性固体废物累计产生0.44立方米，约为压水堆的1%；工艺废液每年约0.1立方米，约为压水堆的万分之一；控制区302间房中低剂量区域284间，占94%。首次大修集体剂量率为53人毫希，按两年一次大修平均约33人毫希每年。
16. 高温气冷堆综合利用方向（25:19）
高温气冷堆综合利用方向包括核能制氢、高温化工用气、核能供热、海水淡化、核油开采、内陆核电厂燃煤替代和后续氦气透平等。江苏徐圩项目中的60万千瓦高温气冷堆用途为高温化工用气；示范工程已在2023年实现核能供热，并于2024年3月开始向市政官网供热，供热负荷为12兆瓦。
17. 高温制氢研究与未来目标（26:42）
示范工程已启动高温制氢相关科技研究，计划利用示范工程产出的520摄氏度蒸汽并结合电加热，通过高温裂解制氢实现综合利用，预计明年试运行。华能将继续依托示范工程建设运行经验，改进球床式高温气冷堆，拓宽核能多用途综合利用，助力双碳目标。
时间线
00:00 - 会议引入华能山东石岛湾核电有限公司陈立强，报告主题为高温气冷堆示范工程运行经验和综合应用。
00:34 - 报告首先概述示范工程的技术来源、国家重大专项背景、投产意义以及主要设计参数。
03:12 - 随后介绍燃料元件结构、包覆燃料颗粒、安全温度裕度、氦气一回路循环和非能动余热排出等核心技术特征。
07:48 - 报告回顾工程从列入专项、核准、开工到商运投产和首次大修的历程，并说明投产后的总体安全状态。
08:48 - 进入研发攻关部分，重点说明压力容器、反应性控制、蒸汽发生器、主氦风机和不停堆燃料装卸等关键设备及国产化成果。
12:27 - 报告梳理调试阶段完成的实验、关键节点和技术成果，包括首次临界、首次并网发电和最终商运投产。
14:34 - 随后说明示范工程当前双堆一机运行模式、过渡堆芯阶段的功率调整、运行天数和各主要系统的稳定运行状态。
17:22 - 报告进一步展示燃料可靠性、一回路压力边界、安全壳屏障以及燃料装卸系统优化后的运行指标。
20:50 - 针对过渡堆芯换料需求，报告说明通过减少燃料通过堆芯次数降低每日换料量，并结合自动控制技术提升运行稳定性。
23:05 - 报告介绍示范工程在流出物、固体废物、工艺废液、低剂量区域和大修剂量方面体现出的环境友好性。
25:19 - 最后转入综合利用，介绍核能供热、制氢、高温化工用气等方向，并以继续拓宽核能多用途、服务双碳目标作结。
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高温气冷堆示范工程商运运行经验公布：石岛湾探索先进核能综合利用新路径
华能山东石岛湾核电有限公司副总经理、党委委员陈立强介绍，高温气冷堆示范工程是在清华大学10兆瓦高温气冷实验堆基础上发展而来的先进核能工程。该实验堆源于国家“863”项目，并于2003年实现满功率并网运行。示范工程后来被纳入“大型先进压水堆与高温气冷堆核电站”国家科技重大专项，即“06专项”，与大型先进压水堆CAP1400共同构成我国先进核能技术发展的重要方向。项目投产不仅服务地方经济社会高质量发展，也有助于打造华能集团在核能领域的核心竞争力，支撑企业绿色低碳转型，并为我国先进核能技术自主化、工程化和商业化积累重要经验。
石岛湾高温气冷堆示范工程采用“两堆带一机”运行模式，设计热功率为2×250兆瓦，总热功率500兆瓦，设计电功率211兆瓦，发电效率约42%。其一回路冷却剂为氦气，运行压力约7兆帕，热端氦气温度约750℃，冷端约250℃；二回路主蒸汽设计温度约571℃，压力约13.9兆帕。与传统压水堆相比，高温气冷堆在固有安全和高温热利用方面具有鲜明特点，也因此成为先进核能综合利用的重要技术路线之一。
高温气冷堆安全性的基础之一来自其燃料元件。工程采用全陶瓷包覆燃料颗粒，单个球形燃料元件直径约60毫米，内部包含约12000个包覆燃料颗粒。每个包覆颗粒直径约0.92毫米，核心为约0.5毫米的二氧化铀，外部由疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。其中碳化硅层是关键屏障，其包容性能在约1620℃附近出现下降拐点，而极端事故工况下堆芯最高温度约1500℃，低于这一安全界限。正常运行时，燃料平均温度约900℃，最高不超过1100℃，堆芯具有较大的温度安全裕量。
该堆型还具备固有安全和非能动余热排出特性。氦气作为冷却剂化学性质惰性，不易与堆芯材料发生化学反应；堆芯具有负温度反馈特性，有利于功率自稳定。在事故情况下，余热可经堆芯、石墨陶瓷结构和压力容器传递至水冷壁，再由水冷壁通过自然循环输送至空冷器，最终以空气大气环境作为热阱，不依赖复杂主动系统完成余热排出。
为实现固有安全，高温气冷堆在一定程度上牺牲了功率密度，其功率密度约为压水堆的三十分之一。单台250兆瓦热功率反应堆压力容器重约640吨，高约25米，直径约5.7米。反应性控制采用控制棒系统和吸收球停堆系统，控制棒布置在侧反射层中，堆芯内部由石墨和燃料球构成，不设置控制棒运行孔道。工程配套的直流螺旋盘管式蒸汽发生器为国内首套相关设备，每台蒸汽发生器包含19个换热组件，每个组件含35根传热管；主氦风机采用高温环境下电磁轴承技术，是全球首次相关工程应用之一。
不停堆在线换料是高温气冷堆的重要特征。燃料球通过卸料管、燃料暂存与单一化机构进入燃料装卸系统，随后利用燃耗测量装置检测铯-137放射性，判断燃料是否达到最终燃耗深度。未达到要求的燃料球会返回堆芯继续循环，达到最终燃耗深度的燃料球则进入卸料流程。这一系统为堆芯持续运行提供支撑，也对设备可靠性、燃料流动性和运行控制提出了较高要求。
从工程建设看，示范工程于2006年2月列入国家科技重大专项，2011年通过核准，2012年12月9日正式开工建设，2023年12月6日实现商业运行发电，从第一罐混凝土到商运历时约11年。2024年12月12日，示范工程完成首次大修，原计划工期为60天。围绕高温气冷堆研发设置的89个课题目前均已完成，设备国产化率达到93.4%，形成了一批专利、软件著作权、专有技术、国家标准和科技奖项成果。
在调试过程中，工程团队攻克了多项首台套和系统集成难题。其中，超大体积容器氦质谱泄漏检查技术攻关完成207项实验；2020年11月13日完成双堆冷试，2020年12月30日完成双堆热试，2021年9月12日实现首次临界，2021年12月20日首次并网发电，最终于2023年12月6日实现商运投产。调试期间，团队围绕热氦运行特性、大型容器热位移测量、蒸汽发生器出口温度一致性、燃料装卸系统阶段性优化以及二回路运行优化等问题持续开展技术攻关，为后续稳定运行奠定了基础。
目前，示范工程仍处于从过渡堆芯向平衡堆芯转变的阶段。根据调试结果和当前堆芯状态，国家核安全监管批复的最高运行热功率为单堆200兆瓦，对应电功率约150兆瓦。当前一号堆、二号堆均处于约165兆瓦热功率水平，电功率约116兆瓦，并网运行。一号堆累计运行约137个等效满功率天，二号堆约147个等效满功率天。随着过渡堆芯逐步向平衡堆芯转变，工程后续预计将开展200兆瓦以上升功率试验。
运行数据显示，示范工程堆芯物理特性与设计预期基本相符，过渡堆芯燃料循环持续开展，运行稳定性总体良好。一回路压力容器、控制棒、吸收球、氦气净化系统及辅助系统运行总体正常，燃料装卸系统在持续优化中运行能力不断提升。余热排出系统、蒸汽发生器事故排放系统、二回路隔离系统等专设安全系统运行正常，常规岛设备运行总体正常。
从三道安全屏障表现看，燃料元件屏障、一回路压力边界和安全壳屏障均保持受控状态。燃料可靠性可通过一回路冷却剂放射性水平表征，目前一回路冷却剂活度浓度满足技术规格要求。一回路氦气总泄漏率设计要求小于总装量的0.5%每天，当前实际泄漏率约维持在0.12%每天，满足设计要求。示范工程采用低耐压通风式安全壳，安全壳湿度等指标维持在受控范围内，自装料以来未发生违反运行技术规格书要求的运行事件。
燃料装卸系统是高温气冷堆特有且关键的系统，也是运行优化的重点。该系统动部件多，燃料球持续流动，易受粉尘、碎屑和局部结构影响，卸料装置、碎屑分离装置、阻流器等设备均可能出现卡堵风险。针对这些问题，工程团队开展燃料球流动性监测，建立卡堵预警和处理措施，并通过吹扫、收屑和机械结构改造缓解卡堵问题。
在燃料循环效率方面，原设计上升管段为单球提升，经过调试优化后已实现三球间隔提升，显著提高了燃料循环效率。换料策略也从原设计燃料元件约15次通过堆芯后达到最终卸料燃耗，调整为在确保安全前提下约10次通过堆芯。这一优化使200兆瓦热功率下每日换料需求由约5000至7000球降至约3000至4000球。目前每日燃料循环能力可达到5000球以上，在较低压力条件下高峰期每日循环能力可达约6000球。截至目前，双堆累计循环燃料元件数量已超过6610万个，换料能力已基本满足后续升功率需求。
自动控制能力提升也是示范工程运行经验的重要内容。工程团队开发了基于频率控制叠加死区的核功率控制技术，提升机组在正常运行和扰动工况下的稳定性；同时开发基于氦气压力的一回路流量控制方法，解决主氦风机、控制棒等首台套设备控制难题。在启动和升功率过程中，工程形成了滑参数启动与定温升功率相结合的控制逻辑，并建立动态特性函数，实现运行过程优化。原设计在反应堆功率达到30%以上后才能投入部分协调控制，经过优化改造后，机组已实现全工况自动运行控制，明显减轻运行人员操作负担。
从环境友好性和辐射防护表现看，高温气冷堆示范工程具有较好的运行特征。除反应堆相关区域、蒸汽发生器厂房以及燃料装卸系统相关房间外，厂区大部分区域为低剂量绿区。受控区房间共302间，其中低剂量区域284间，占比约94%。液态、气态放射性流出物排放量约为国家批复控制值的千分之一，显著低于限值要求。截至报告时，放射性固体废物累计约0.44立方米，约为压水堆的1%左右；工艺废液年产生量约0.1立方米，约为压水堆的万分之一。首次大修集体剂量约53人·毫希，若按两年一次大修周期折算，平均约33人·毫希/年，对电厂人员辐射剂量控制较为友好。
在综合利用方面，高温气冷堆可提供高温蒸汽，适用于高温电解制氢等技术路线。示范工程正在开展高温制氢相关科技研究，计划利用约520℃蒸汽叠加电加热，开展高温裂解或高温电解制氢试验。高温气冷堆还可为化工过程提供高温蒸汽和热源，江苏徐圩项目已核准建设60万千瓦级高温气冷堆，主要用途之一就是高温化工用气。
石岛湾高温气冷堆示范工程也已开展核能供热实践。工程于2023年实现核能供热，2024年3月开始向市政管网供热，当前供热负荷约12兆瓦，供热系统设计压力约2.5兆帕。除制氢、化工用气和市政供热外，高温气冷堆未来还可拓展至海水淡化、稠油开采、内陆核电厂燃煤替代以及氦气透平直接循环发电等先进应用方向。
依托石岛湾示范工程建设、调试、运行和大修经验，球床式高温气冷堆技术仍将持续改进。后续工作将围绕燃料装卸、自动控制、功率提升和系统可靠性等方面进一步优化，推动高温气冷堆从示范工程走向工程化、商业化和规模化应用，拓宽核能综合利用场景，更好服务国家“双碳”目标和绿色低碳能源体系建设。
