中国拥有完整自主知识产权的高温气冷堆燃料元件2014年12月30日在荷兰佩滕成功结束检测，各项指标达到国际先进水平，标志着中国在核电领域取得了又一重大成就。据专家介绍，中国自主研发设计生产的球形燃料元件直径约6厘米，由超高纯度的石墨组成，石墨中密布约1.2万个微小的包覆燃料颗粒；每个小颗粒直径不到１毫米，有热解碳层、碳化硅层等多层包覆，保护着二氧化铀燃料核芯。这种层层包覆的技术和工艺，可使燃料球内的放射性物质无论如何不会伤害公众健康。

此次检测试验从2012年9月8日开始，5个随机取样的燃料元件在高通量反应堆内接受１３个循环的放射性元素辐照，共351个满功率天；燃料元件中心平均温度达到1050摄氏度，最高燃耗达到每天11.3万兆瓦，高于反应堆实际运行时燃料元件的最高消耗。裂变气体释放率维持在10的负9次方的水平，远优于设计指标。因此也位列于中国十大核科技进展(2013-2015)之一。

那么我们现在来了解一下这项高温气冷堆的燃料元件的辐照实验。

高温气冷堆是一种固有安全性好、热效率高的新型反应堆。除发电外，它能为稠油热采，煤的液化与汽化，海水淡化及许多高温用热领域提供清洁的热源。现在我国正在建造一座10MW高温气冷试验堆。其使用的燃料元件为直径60mm的球形元件，即在二氧化铀燃料核芯外沉积包覆层制成包覆燃料颗粒，然后把包覆燃料颗粒弥散在石墨基体中，压制成球状。包覆燃料颗粒的包覆层是阻挡裂变产物释放的第一道屏障，也是最主要的屏障。为保证反应堆的安全，要求燃料颗粒的包覆层不仅在正常运行的条件下，而且在事故条件下都能有效地阻挡裂变产物释放。因而对包覆燃料颗粒的质量制订了严格的标准。包覆燃料颗粒的性能经冷态检验合格后，必须通过辐照考验才能最终评定其质量。

气冷反应堆使用的球型核燃料元件

由于石墨材料因其较高的中子慢化能力、低中子吸收截面、良好的辐照性能、低热膨胀系数和高热导率以及高温下优异的力学性能等诸多优点，并且有成熟的加工制造技术，在核反应堆中得到了广泛应用。在早期的核反应堆中，石墨材料主要用作慢化剂，而在高温气冷堆中，扮演堆芯结构材料、反射层和慢化剂等角色，在堆内被大量使用。无论是柱状还是球床高温气冷堆，其堆芯活性区都由大量的石墨燃料元件组成，燃料元件的四周则是由大量石墨砖堆砌而成的反射层，某些高温气冷堆在堆芯活性区内部还设计有内反射层。通常将用在堆芯结构材料、反射层等处的块状石墨称为结构石墨，而用来制备燃料元件的石墨称之为基体石墨。无论是结构石墨还是基体石墨，在高温气冷堆内都要承受高温、高辐照的苛刻条件，因此对于反应堆内使用的石墨材料有严格的要求，也必须经受辐照的考验。目前国内外从事堆内石墨生产的主要有日本的ToyoTanso、德国的SGL、国内的成都炭素、方大炭素、中钢集团的吉炭和上炭等。

辐照实验

检验反应堆燃料元件辐照试验一般分成静态辐照和动态辐照两种。静态辐照是将样品密封在一个装置中辐照，辐照后出堆拆封取出样品对其辐照效应进行测量和研究，该方法可同时辐照多个样品，简单而经济，但不能及时了解样品在反应堆内的行为;动态辐照要设计一个反应回路。样品放在反应堆回路中，用一定流量的载热剂清扫回路，除可模拟反应堆运行条件、调节样品温度外，还能将释放出的裂变产物载带出到反应堆外进行放射性测定和分析，可随时给出样品在辐照时的动态情况。但试验成本高，操作复杂。

辐照结果检查

辐照后的试验装置冷却后传送到热室中拆卸分解。切开不锈钢容器和石墨套管，取出石墨小盒。分别取出燃料颗粒。宏观检查辐照后的包覆燃料颗粒完整性，未见破损。

把各个石墨小盒、盒盖及石墨套管分别放入铝罐中。用γ探测仪分别测量其活性。首先测量石墨套管，没有测出来自包覆燃料颗粒的裂变产物。然后分别测量每个石墨小盒及盒盖的放射性。检测结果每个样品都测出⁶⁰Co和⁶⁵Zn，经检查分析这是在加工石墨的过程中引入的杂质造成的，而所有这些样品都未测出Cs，表明包覆燃料颗粒没有释放出裂变产物，并可以测包覆燃料颗粒活性及计算燃耗。

而至于高温气冷堆的核燃料元件的生产，我国也有着很大的进步。2014年5月，中核北方核燃料元件有限公司高温气冷堆核燃料元件生产线，由建设阶段转入带料联动试车调试阶段。该条生产线是首条具有第四代核电技术特征的工业规模的球形燃料元件生产线，设计能力为年产30万个球形燃料元件，为首座具有第四代技术特征的示范电站——山东石岛湾高温气冷堆核电站提供首炉燃料元件和后续换料燃料元件。