高温试验反应堆

高温试验反应堆（high temperature thorium reactor）简称HTTR，是可用于航天技术、新材料开发、核聚变技术、辐射化学以及开发作为工艺蒸汽、海水淡化、地区供热系统和温室热源的高温堆。

反应堆核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。

人类第一台核反应堆由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月（曼哈顿计划期间）在世界顶级学府芝加哥大学建成，命名为芝加哥一号堆（Chicago Pile-1）。该反应堆是采用铀裂变链式反应，开启了人类原子能时代，芝加哥大学也因此成为人类“原子能诞生地”。

反应堆可以来进行基础研究和商用研究的反应堆。堆内装有各种实验设备、堆内照射装置等。可以进行中了物理、固体物理、辐射化学、 分析化学、生物医学及反应堆材料、燃料元件等的试验研究。1

日本高温试验反应堆该反应堆压力容器采用Cr-Mo钢，它的直径为5. 5米，内层高度13. 2米，总高度18. 2米，钢板的厚度12. 2厘米。该压力容器总重量达400吨。它是由巴布科克一日立公司制成的。1993年6月，该公司通过压力和泄漏检验证实了该压力容器的性能。1994年8月底，该压力容器按期运往日本原子能研究所的大洗研究中心并顺利安装。该公司用了2年时间制成该压力容器。

日本的HTTR的特点是氦气冷却，低浓二氧化铀作燃料，用石墨作堆芯材料，因而热效率较高。可以预料，该堆对改革下列领域的基础研究将起重大作用：航天技术，新材料开发，核聚变技术，辐射化学以及开发作为工艺蒸汽、海水淡化、地区供热系统和温室热源的高温堆。

HTTR的建造工作自1991年以来一直在进行。它的功能试验准备在1996年开始，该堆在1998年投入运行。2

高温气冷实验反应堆10兆瓦高温气冷实验反应堆就是由清华大学核研院建设的国家863高技术发展计划项目．高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、二氧化碳为冷却剂的气冷堆的基础上，于20世纪60年代开始发展起来的。它采用耐高温的全陶瓷型燃料元件，以具有化学惰性和热工性能良好的氦气做冷却剂，耐高温的石墨材料为慢化剂和堆芯结构材料，是一种先进的反应堆。

在安全性方面，高温气冷堆采用包覆颗粒燃料，其限值温度高达1600℃；堆芯燃料元件基体材料和四周的石墨反射层均为石墨材料，装量大，热容量很大，在事故工况下能吸收大量的热量；特别是衰变热非能动载出系统借助于热传导、热辐射和自然循环等自然机理，能将衰变热有效的载出。因此在任何事故工况下保证燃料元件的最高温度不超过1600℃的限值温度，燃料元件不会熔化，从而避免裂变产物的大量释放和对环境造成危害。

本词条内容贡献者为:

李航 - 副教授 - 西南大学