超高温实验堆

超高温实验堆（UHTREX）是美国一座实验性质的反应堆。1959年，该反应堆在洛斯阿拉莫斯国家实验室建成，并作为一个实验性电站一直运行到1971年退役。 在设计上，该反应堆属于高温气冷堆，使用石墨作为减速剂，氦作为冷却剂。

超高温实验堆有两个突出的特点，有别于一般的高温气冷堆。其一是超高温实验堆的出口温度可达1,300 °C以上，比高温气冷堆的出口温度更高，有利于提高换能效率。另一点是其设计中冷却回路会受到裂变产物的污染，以简化反应堆设计并降低成本。这在安全上可能有不利影响。 超高温实验堆的目的就在于评估这些优缺点的利弊。 该反应堆于1969年实现满功率发电。

超高温实验堆是美国核热火箭计划的后续研究。

堆芯设计

超高温实验堆堆芯是一个由固体石墨构成的垂直空心圆型缸体，可以在水平方向上旋转。

超高温实验堆反应堆堆芯横截面图。

缸体直径为70英寸（1.78米），内径23英寸（0.58米），高39英寸（0.99米）。堆芯有312个燃料通道。这些通道以15度的间隔均匀地分布在堆芯周围，分为13层，每层有24个通道。每个通道最多可容纳四个燃料元件。更换燃料时，只需要把堆芯旋转到含有被更换元件的通道，推入一个新的元件。用过的乏燃料元件会被推出堆芯，通过乏燃料通道跌落到反应堆底部等待收集。在满功率下，该反应堆每天更换一到六个燃料元件。其频率取决于燃料元件的浓缩度和孔隙度。这个设计能产生3兆瓦的热能。

优点

一般核反应堆通过包覆燃料颗粒、将燃料颗粒密封在燃料棒内或通过独立的管道输送冷却剂来防止冷却剂直接接触燃料颗粒。这样可以防止冷却剂的污染。但密封燃料组件的缺点之一包括裂变产物在燃料元件内积累。裂变产物中的一些核素会妨害裂变反应，在大部分燃料被用完之前导致产热效率下降。此时反应堆便需要重新加注燃料。保持燃料和冷却剂的分离也会带来设计上的挑战。比如，冷却剂所需的金属管道只能在远低于其熔点的温度下运行，从而降低了反应堆的最大理论热效率。如果没有金属管道的限制，反应堆理论上可以在高于大多数金属熔点的温度运行。

超高温实验堆使用空心圆柱体的多孔碳压塑燃料元件，圆柱体外没有其它包覆层。其制造方法比较简单。首先将用硝酸铀酰水溶液浸渍多孔碳圆柱体，经过空气干燥然后在转化炉中焙烧，将硝酸铀酰分解为氧化铀。这些氧化物颗粒紧密的附著在多孔石墨基体中。这种燃料元件的制造成本比其它类型的燃料要低很多。其主要优点是，除了可达到的高温外，多孔的石墨可以使裂变产物中大部分中子毒物从燃料棒中迁移出来，被冷却剂带走，最终经过滤而清除。因此，燃料棒有更高的燃烧利用率（最高可达50%）。这远高于常见的轻水堆。

缺点

超高温实验堆的主要缺点是，整个主冷却回路——包括所有泵、压缩机、风机、热交换器等等和冷却剂本身——会受到裂变产物的严重污染。超高温实验堆没有二回路。燃料棒摩擦而产生的石墨粉尘会拥塞甚至破坏机械的正常运转，导致停堆。一旦堆芯发生泄漏，可能对人员和环境构成重大危害。由于污染，超高温实验堆无法停堆进行换料，只能使用远程在线换料。

大约在同一时期，前苏联设计并兴建了大量建设简单、造价低、易维护但不注重冗馀性和安全性的RBMK反应堆，并最终酿成切尔诺贝利核灾难。从长远来看，为追求低成本、大功率而牺牲安全绝非可取的设计思想。因此超高温实验堆在封堆之后，基本无人问津。相比之下，高温气冷堆虽然出口温度稍低，但安全性更有保障，近年来在新核电站建设中受到重视。

技术参数

• 燃料 - 高浓缩铀
• 设计热功率 - 3 兆瓦
• 堆芯建筑材料 - 石墨
• 减速剂 - 石墨
• 堆壳 - 碳钢， 直径158英寸（4.01米），厚度 1.75英寸（0.04米）
• 燃料通道 - 312个。每个内径为1.1英寸（27.94 mm），长23.5英寸（0.60米），可容纳4个燃料元件
• 燃料元件 - 每个外径为1英寸（25.40 mm），内径为0.5英寸（12.70 mm），长5.5英寸（139.70 mm）
• 堆芯功率密度 - 1.3 瓦/立方厘米
• 燃料利用率 - 可达 50%
• 冷却剂 - 氦，工作压力500 psi（34.02 atm）
• 冷却剂温度 - 进口1,600 °F（871 °C），出口2,400 °F（1,316 °C）
• 冷却剂流速 - 1.29 千克/秒

参见

• 西欧米茄反应堆
• 克莱门汀反应堆