HTR-PM
位于山东省荣成市的核电站
球床模块式高温气冷堆核电站HTR－PM（High Temperature Reactor-Pebblebed Modules），属我国十二五重大专项工程。
示范工程
1．工程概况
（2008年10月7日，国家科技重大专项—高温气冷堆核电站示范工程揭牌仪式在北京钓鱼台国宾馆举行）
示范工程以我国已建成投运的清华大学10兆瓦高温气冷实验堆为基础，将把我国具有完全自主知识产权的高温气冷堆这一重大技术成果转化为现实生产力，是我国建设创新型国家的一项标志性工程，是世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组，将引导世界第四代核电技术发展与进步。
2．组织模式
2006年6月，国务院成立了大型先进压水堆及高温气冷堆重大专项领导小组，负责重大专项的推动工作，中国华能集团公司为小组成员单位。重大专项的承担单位为华能山东石岛湾核电有限公司、清华大学核研院、中核能源科技有限公司。
示范工程建设采用“项目业主全面负责、全厂设计总承包、核岛及其BOP工程EPC总承包、常规岛及其BOP工程业主自主管理、业主主持联合调试”的模式，以充分发挥清华大学的技术优势，并充分利用中核建设集团的核电建设管理及华能集团的常规电站建设管理经验。
3．工程目标
按照重大专项总体实施方案，高温气冷堆核电站示范工程建设目标如下：
（1）总体目标
在2013年建成一座具有我国自主知识产权的20万千瓦级模块式高温气冷堆商业化示范核电站。
（2）技术目标
示范工程采用球床模块式高温气冷堆，两套核蒸汽供应系统带一台超高压汽轮发电机组。
(1) 发电功率不低于20万千瓦，发电效率不低于40%；
(2) 机组可利用率不低于80%；
(3) 设备国产化率不低于75%；
(4) 达到第四代核能系统的核安全目标，在技术上不需要采取厂外应急措施。
4．战略意义
在我国已经建成的10MW高温气冷实验堆的技术基础上，建设具有自主知识产权的20万千瓦级高温气冷堆核电站示范工程，具有重要的战略意义。
(1) 争取率先掌握新一代先进核能技术，实现跨越式发展。世界各核技术强国都在积极开发新一代的先进核电技术。如果高温气冷堆发电技术在我国率先实现产业化，将使我国在该领域居于世界先进水平。
(2) 有利于加快核电建设国产化进程。建设高温气冷堆示范电站可以实现设计、制造、建造和调试运行的国产化，从而实现采用先进技术自主设计、自主建造、自行运营管理的目标。
(3) 奠定核能制氢的技术基础，占领未来氢经济时代的制高点。利用高温气冷堆700℃-1000℃的高温工艺热制氢是最有可能实现的大规模经济制氢的途径之一。继续保持我国在高温气冷堆方面的技术优势，有利于我国占领未来氢经济时代的制高点。
(4) 抓住技术进步的商机，拓展国内外核电市场。由于高温气冷堆固有安全性好、市场适应性强的优点，拥有一定的市场前景，可作为我国核电的一个补充，还可以逐步向国外市场推广。
(5) 产学研相结合，共同推动科学技术产业化转化。高温气冷堆核电站示范工程采用市场化的产业组织模式和专业化的技术发展模式，由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学合作三方通过产、学、研相结合，人才、技术、资本和市场相结合的创新机制联合建设，实现重大高科技成果的产业化。
(6) 形成对国家能源安全、可持续能源发展战略的技术支持。核电关系着我国能源发展和核工业发展的双重战略。在核电跨越式发展时期，积极推进新一代的核电技术，利于解决核能的可持续发展问题，从而形成对国家能源安全、可持续能源发展战略的技术支持。
项目推进
2004年3月1日，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学签署建设高温气冷堆核电站示范工程合作意向书。
2004年4月，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学向国家发改委联合上报高温气冷堆核电站示范工程项目建议书。
2004年8月，国家发改委原则同意开展高温气冷堆核电站示范工程前期工作。
2006年2月，示范工程被列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006-2020）》国家科技重大专项。
2006年6月，国务院成立大型先进压水堆及高温气冷堆重大专项领导小组，中国华能集团公司为小组成员单位。
2006年12月25日，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学签订华能山东石岛湾核电有限公司股东出资协议书和章程。
2007年1月23日，示范工程业主单位-华能山东石岛湾核电有限公司注册成立。
2007年3月，示范工程初步可行性研究报告通过审查。
2008年1月16日，示范工程可行性研究报告通过审查。
2008年2月15日，国务院常务会议讨论并批准了《高温气冷堆核电站重大专项总体实施方案》，示范工程正式进入启动实施阶段。
2008年3月27日，示范工程厂址选择阶段厂址安全分析报告和环境影响评价报告获得环境保护部和国家核安全局的批复。
2008年4月1日，示范工程“五通一平”工程正式开工建设。
2008年5月5～6日，环境保护部组织召开了初步安全分析报告审评启动交流会，示范工程的建造许可证申请工作正式启动。
2008年6月，示范工程初步设计通过专家评审。
2008年9月1日，示范工程负挖工程开工。
2008年10月7日，国家科技重大专项-高温气冷堆核电站示范工程揭牌暨华能山东石岛湾核电厂核岛EPC总承包框架协议和长周期主设备采购合同签字仪式在北京举行。
2009年6月1日，环境保护部（国家核安全局）发函认可华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程质量保证大纲（设计与建造阶段）。
2009年6月16日，高温气冷堆核电站示范工程核岛地段基坑负挖顺利通过国家核安全局专家组的检查验收。
2009年6月20日－29日，中国核能行业协会组织对华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造阶段进行首次同行评估。
2009年8月16日－17日，高温气冷堆核电站示范工程通过国家核安全局组织的核岛FCD前核安全检查。
2009年8月20日－23日，国家能源局委托中国国际工程咨询公司组织对高温气冷堆核电站示范工程初步设计进行审查。
2009年8月24日－25日，示范工程通过国家能源局、国家核安全局的联合安全检查。
2009年9月23日－25日，环境保护部（国家核安全局）组织召开第七次核安全与环境专家委员会部分委员会议，委员建议环境保护部（国家核安全局）批复高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书。
技术特点
1，世界高温气冷堆核电技术发展
从世界首座高温气冷堆(Dragon)于1964年在英国投入运行开始，高温气冷堆已走过了40多年的风雨历程，世界上多个国家都相继建造了各种类型的高温气冷堆。
随着“第四代先进核能系统”概念的提出，高温气冷堆逐渐以其特有的安全性、用途广泛及随着模块式高温堆概念的提出而具有的小型化、投资少、建造周期短等特点赢得了人士的关注。
高温气冷堆是具有第四代核能系统安全特性的先进反应堆，世界上的主要有核国家都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。2005年美国能源法案要求能源部必须在2021年前开发并示范利用高温气冷堆技术进行发电和（或）制氢的技术和经济可行性；法国的法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标；日本已经建成了高温工程试验研究堆HTTR用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术；俄罗斯与美国共同开发利用高温气冷堆烧钚（Pu）的研究；南非已经开展了建设高温气冷堆核电站的前期工作，政府正在加大投入促进项目尽早开工；韩国政府已经决定在2015年前投入16亿美元发展高温气冷堆。
2，中国高温气冷堆核电技术发展
在我国“863”计划支持下，清华大学10兆瓦高温气冷实验堆(HTR－10)于1995年6月14日正式动工，2000年12月顺利建成并达到临界，2003年1月7日并网发电，成为世界第一座投入运行的模块式球床高温气冷实验堆。
通过高温气冷实验堆(HTR－10)的设计、建造、临界运行和并网发电，我国掌握了高温气冷堆燃料元件制造、燃料元件装卸系统和数字化控制保护系统等核心技术，同时形成了这种新型反应堆研发、设计、加工、建造的技术集成系统，为我国自主设计建造高温气冷堆示范工程积累了宝贵经验。
3，独特优势
六大特点彰显高温气冷堆优势
(1) 我国拥有自主知识产权的先进核电技术。
(2) 具有固有安全性和非能动安全性，在技术上不需采取厂外应急措施，达到第四代核能系统核安全目标。
(3) 采用球形燃料元件，不停堆进行燃料循环和装卸，机组可利用率高。
(4) 系统简单，电站发电效率可以达到40%以上。
(5) 堆芯出口氦气温度可达700-950摄氏度，除发电，还可广泛应用于制氢等领域。
(6) 模块化设计，具有灵活性、减少造价、节省工期的优点，可成为压水堆核电技术的补充，并带动我国核能发电设备进军世界核电市场。
4，技术特点
模块式高温气冷堆具有固有安全性、系统简单、发电效率高、用途广泛、具有潜在的经济竞争性，在国际上受到广泛的重视，它是国际核能领域第四代核能系统中六种备选堆型之一，是能够适应未来能源市场需求的新型核反应堆堆型。
(1) 采用包覆颗粒燃料（TRISO）构成的“全陶瓷型”球形燃料元件，它具有在不高于1620℃的高温下阻留放射性裂变产物释放的能力。
(2) 采用单区球床堆芯设计，球形燃料元件自上向下流动。
(3) 堆芯设计保证在任何运行工况和事故情况下，燃料元件最高温度不超过其安全限值1620℃。
(4) 采用燃料元件连续装卸、多次循环的燃料管理模式，即燃料元件从堆芯顶部装入，从堆芯底部卸料管卸出，卸出的燃料元件逐个进行燃耗测量，已达到卸料燃耗的元件被排出堆外贮存，未达到卸料燃耗的元件则被重新装入堆芯，实现燃料元件多次循环，使反应堆燃耗分布更为均匀。
(5) 设置两套独立的停堆系统：控制棒系统和吸收球停堆系统，控制棒和吸收小球都依靠重力下落实现停堆功能，提高了停堆系统的可靠性。
(6) 反应堆堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成，该区域内没有金属部件，使堆芯结构部件能承受高温。
(7) 反应堆堆芯和蒸汽发生器分别设置在两个壳体内，并由热气导管壳体相连接，构成一回路压力边界。三个壳体组成的压力边界均通以冷氦气进行冷却，使壳体不承受高温。
(8) 反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体和连接二者的热气导管壳体，均包容在混凝土结构的一回路舱室内，一回路舱室具有“包容性”功能，是阻止放射性释放的第三道安全屏障。
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