高溫冷堆核電廠

由於石墨耐高溫和固有的大熱容量特性，這種堆氦氣的出口溫度高達750℃以上，因此，二迴路的熱效率比其他核電廠高。 這一特點意味著該系統含有運行所需的最佳燃料量，幾乎沒有額外的裂變反應性。 小球在使用之後，必須放在長期貯存庫，和目前處理乏燃料棒的方式一樣。

介紹

高溫冷堆核電廠

高溫氣冷堆以固體石墨為慢化劑，氦氣作冷卻劑，燃料由幾百微米的低豐度顆粒二氧化鈾或二氧化鈾和二氧化釷的混合物塗敷多層的熱介碳或碳化矽製成顆粒燃料，再用石墨封裝成球狀或柱狀，前者組成的堆芯稱為礫石床型高溫氣冷堆；後者則將燃料的柱體封裝入石墨的稜柱體內，稜柱體有通冷卻劑的孔道，冷卻劑可以從孔道內通過以冷卻堆芯。礫石床型的堆芯冷卻的氣體是通過石墨球體間之空隙來冷卻堆芯。由於石墨耐高溫和固有的大熱容量特性，這種堆氦氣的出口溫度高達750℃以上，因此，二迴路的熱效率比其他核電廠高。

為了解決核電在獲得可持續性、高安全性和有競爭力的經濟基礎，美國能源部於1999年提出第四代核計畫。這四代核系統是把核設計一般性分為4類：早期原型堆（第一代），目前的大型中心核電站（第二代），近年來設計的先進輕水堆和帶有固有安全特點的其它系統（第三代），即將設計並在20年後建造的下一代核系統（第四代）。到2000年，國際上對第四代核項目的關注產生了一個九國聯盟，包括阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、南非、韓國、英國和美國。參與國正在未來核能系統的研究開發方面制定計畫和進行合作。

然而，其它安全方面的好處來自於堆芯連續線上方式的換料：在運行期間，把一個小球從堆芯底部取出約需1分鐘，而新的小球放在頂部這種換料方式中，全部小球逐漸地從堆芯中卸出，換料大約半年進行一次。這一特點意味著該系統含有運行所需的最佳燃料量，幾乎沒有額外的裂變反應性。從而消除了目前水冷堆能發生的各種級別的過剩反應性事故。此外，小球不斷地從高功率產生區向低功率產生區移動，意味著通常每個小球比固定燃料布置所經歷極限運行條件小，這又增加了機組的安全袷量。小球在使用之後，必須放在長期貯存庫，和目前處理乏燃料棒的方式一樣。