系统主要特点

超高温气冷反应堆是20世纪70-80年代开发的高温反应堆的后代，其特点是全陶瓷包覆颗粒燃料，使用石墨作为中子慢化剂，氦作为冷却剂，具有自动衰变热排出能力，从而实现固有安全和工艺热应用能力。

使用氦作为冷却剂和陶瓷作为堆芯结构材料，允许堆芯出口的工作温度为850℃或更高，从而允许使用无温室气体排放的工艺进行氢气生产，例如热化学循环（硫碘工艺）或高温蒸汽电解（HTSE）。除了发电和制氢，高温反应堆还可以为其他行业提供工艺热，取代化石燃料应用。

如前所述，VHTR的基本技术已在美国桃花谷（Peach Bottom）和圣弗兰堡（Fort Saint Vrain）核电站等以前的高温气冷反应堆以及德国AVR和THTR原型堆，以及日本的HTTR和中国的HTR-10试验反应堆中建立。这些反应堆代表了VHTR堆芯的两个基本概念：棱柱块型和球床型反应堆（见图VHTR 1）。

图VHTR 1 作为六角块和球床堆芯设计基础的TRISO包覆颗粒燃料

燃料循环最初将使用低浓缩铀燃料和非常高的燃料燃耗，并以钚或钍基燃料作为替代品。需要充分开发燃料循环的解决方案。需要充分确定封闭式燃料循环的可能性。尽管VHTR系统中考虑了各种燃料设计，但所有概念都表现出广泛的相似性，允许采用一致的研发方法，因为TRISO包覆颗粒燃料形式是所有燃料的共同点。这种燃料由核燃料的小颗粒组成，周围有一个多孔碳缓冲层，上面覆盖着三层：热解碳/碳化硅/热解碳。这些涂层代表了在正常运行和事故条件下防止裂变产物释放的第一道屏障。

以前的HTR反应堆，如AVR和HTTR，已经在高达950℃的温度下运行。VHTR现在可以在700到950℃之间的堆芯出口温度范围内，或将来超过1000℃的温度范围内提供热量和电力。用于热交换器和金属部件的可用高温合金决定了VHTR的当前温度范围（~700-950℃）。GIF VHTR的最终目标设定在1000℃或以上，这意味着新型超合金、陶瓷和化合物等创新材料的开发。这对于一些非电力应用尤其需要，因为在这些应用中，堆芯出口处需要非常高的温度，以实现为工业提供超高温工艺热的VHTR目标。

在目前的VHTR项目中，电力转换装置是一种采用常规核电站最新技术的间接兰肯循环，因为该技术是可行的。从长远来看，可以设想直接用氦燃气轮机或间接（气体混合动力涡轮机）布雷顿循环。

实验反应堆HTTR（日本，30MWth）和HTR-10（中国，10MWth）支持VHTR的先进反应堆概念开发。它们为VHTR的示范、安全分析和运行特性提供了重要信息。这使得可改进设计分析工具和VHTR商业规模示范的许可。尤其是HTTR，将提供一个平台，将先进的制氢技术与温度高达950℃的核热源结合起来。

这项技术正在通过近期和中期的项目，如HTR-PM、NGNP、GT-MHR、NHDD和GTHTR300C进行推进，这些项目分别由中国、美国、韩国和日本的几家核电站供应商和国家实验室牵头。HTR-PM示范核电站（两个球床反应堆模块和一个210MWth的过热蒸汽涡轮机）的建设目前正接近完成。每个反应堆模块的热功率为250MWth。冷却剂气体温度为750℃，这代表了当前材料的技术发展水平和高温蒸汽产生的要求。来自任一反应堆的566℃优质蒸汽将被送入一个共用蒸汽集管和汽轮发电机组中。HTR-PM示范核电站将于2020年并网，这标志着向第四代示范核电站迈进了一大步。

合作状况

2006年11月，加拿大、欧洲原子能共同体、法国、日本、韩国、瑞士和美国签署了VHTR系统安排。2008年10月，在北京举行的政策小组会议上，中国正式签署了VHTR 系统安排。南非已于2008年正式加入了GIF框架协议，但在2011年12月宣布不再打算加入VHTR SA。加拿大在2012年底退出了系统安排，再次成为观察员，并继续积极参与制氢项目。系统安排的新成员澳大利亚和英国随后分别于2017年12月和2019年1月签署了系统安排。

燃料和燃料循环项目安排于2008年1月30日生效，执行机构来自欧洲原子能共同体、法国、日本、韩国和美国。项目安排已扩大到包括来自中国的信息输入，并于2013年进行了修订。该项目于2018年延期10年。

尽管原材料项目计划的期限已于2012年完成，但材料项目安排（PA）在其第1次修正案下持续到2019年，增加了中国作为签署国；同时寻求通过第二修正案为2018年-2022年的活动加入新的项目计划（PP），并增加澳大利亚作为另一个签署国。对2018-2022年新项目计划的贡献是由目前的七个签署国（中国、欧盟、法国、日本、韩国、瑞士和美国）以及即将加入项目安排的澳大利亚制定的。该项目安排第二修正案（包括新项目计划和澳大利亚）于2019年4月获得SSC的批准，并于2019年11月20日由NEA分发以供签署。

制氢项目安排2008年3月生效，执行机构包括加拿大、法国、日本、韩国、美国和欧洲原子能共同体。2019年，即将制定的五年项目计划将中国的贡献和其他国家的最新贡献纳入其中。最终的项目计划预计在2020年初完成。

计算方法验证和基准（CMVB）项目安排仍然是临时的。2019年，参与者就最后确定多年期工作计划进行了详细讨论。现在已准备好项目安排，以由VHTR SSC进行最终批准。

研发目标

即使VHTR的发展主要是通过实现为新应用提供更高热效率的超高温所驱动，其他重要课题也正在推动当前的研发：固有安全特性和高燃料性能（温度、燃耗）的演示、与工艺热应用的耦合、热电联产，以及解决那些具有挑战性的研发目标之间的潜在的冲突。

VHTR系统研究计划描述了建立VHTR系统基本技术的研发计划。就其本身而言，它旨在涵盖第四代技术路线图和GIF研发展望（2018年更新）中描述的开发计划的可行性和性能验证阶段的需求。在VHTR SRP概述的六个项目中，有三个是有效的，一个是临时的，如下所述：

·      燃料和燃料循环（FFC）研究的重点是TRISO包覆颗粒的性能，这是VHTR的基本燃料概念。研发的目的是提高对标准设计（UO₂芯核和SiC/PyC涂层）的理解，并检查铀氧碳化物UCO芯核和ZrC涂层的使用，以提高燃耗能力、最佳裂变产物限制和提高防止堆芯升温事故（1600℃以上）的能力。这项工作包括燃料特性描述、辐照后检验、安全试验、裂变产物释放评估，以及代表性服役和事故工况下化学和热机械材料性能的评估。研发还涉及乏燃料处理和处置，包括废石墨管理，以及支持闭合循环的钚和次锕系元素(MA)的深度燃烧。

·      材料（MAT）开发和鉴定、设计规范和标准以及制造方法对VHTR系统开发至关重要。VHTR结构材料的主要挑战是辐照诱导和/或时间相关的失效和运行环境下微观结构的不稳定性。对于高达950℃左右的堆芯冷却剂出口温度，设想使用现有材料；然而，对于1000℃的延伸目标，包括在非正常条件下的安全运行和涉及腐蚀性工艺流体，需要开发和鉴定新材料。为了支持非弹性有限元设计分析，需要改进多尺度模型。除了其他高温换热器外，蒸汽发生器的金属性能也受到了更多的关注，这反映了当前在750至850℃的较低堆芯出口温度下对基于蒸汽的工艺应用的兴趣。结构材料分为三类：石墨（用于堆芯结构、燃料基体等）、极高/中高温金属以及陶瓷和复合材料。已经编制了一本材料手册，并正在用于有效地存储和管理VHTR数据，促进国际研发协调进行，并支持建模，以预测损伤和寿命评估。

·      对于制氢（HP），最初考虑了两种主要的水裂解工艺：硫/碘热化学循环和高温蒸汽电解工艺。对附加循环的评估引起了人们对两个温度要求较低的附加循环的关注：混合铜-氯热化学循环和混合硫循环。本PMB的研发工作涉及小型和大型氢气生产的可行性、优化、效率和经济性评估。工艺的性能和优化将通过综合试验回路进行评估，包括实验室规模、中试规模和示范规模，并包括先进工艺换热器等部件的开发。还将研究与核反应堆的氢工艺耦合技术，并进行设计相关的风险分析，包括核系统和非核系统之间的潜在相互作用。对热化学循环或混合循环在专用或热电联产制氢模式下的技术和经济可行性进行了审查，目的是降低运行温度要求，以使其与处理较低温度范围的其他第四代核反应堆系统兼容。

·      热工水力、热力学、堆芯物理和化学运输领域的计算方法验证和基准（CMVB）是评估反应堆在正常、异常和事故条件下的性能以及获得许可证所需实施的主要活动。代码验证需要通过基准测试和代码之间的比较进行，从基本现象到集成实验，并由HTTR和HTR-10测试或过去的高温反应堆数据（例如AVR, THTR和 Fort Saint-Vrain）支持。改进的计算方法也将有助于消除不必要的设计保守性，提高施工成本估算。

·      尽管目前尚未实施，但关键反应堆系统（堆芯结构、吸收棒、堆芯筒、压力容器等）和能量转换或耦合过程（如蒸汽发生器、热交换器、热管道、阀门，仪表和涡轮机械））的部件开发仍需解决。有些部件需要先进的制造和现场施工技术，包括新的焊接和焊后热处理技术。这样的部件还需要在专用的大型氦测试回路中进行测试，能够模拟正常和非正常事件。关于部件项目应解决部分与GFR相同的开发需求，以便在确定具体需求时，可以针对特定需求进行共同的研发。

系统集成与评价（SIA）是指导研发以满足不同VHTR基准概念和新应用（如热电联产和制氢）需要的必要手段。近期和中期项目应提供有关其设计的信息，以确定进一步技术和经济改进的潜力。目前，这一议题直接由系统指导委员会讨论。