高温气冷堆是国际上公认的具有第四代安全特征的堆型之一。10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是由清华大学核研院设计建造的,使用氦气作为一回路冷却剂,石墨慢化,并采用包含TRISO包覆颗粒的球形燃料元件[1]。HTR-10正常运行时一回路压力为3 MPa,堆芯入口氦气温度250℃,出口氦气温度750℃。在HTR-10的基础上,由清华大学核研院设计的高温气冷堆示范电站(HTR-PM)已经在山东荣成石岛湾开工建设,现已进入安装调试阶段。HTR-PM包含两个模块,总的热功率为500 MW,电功率200 MW。高温气冷堆放射性源项研究对反应堆的辐射安全具有重要意义。高温气冷堆放射性源项可以分为裂变产物、活化产物、放射性粉尘、氚和碳-14。目前,对核设施中氚的研究越来越受重视。本报告以HTR-10为例,我们对氚在堆芯及一回路中的产生机制、分布特点、减少途径和释放类型进行了系统的分析和讨论。我们在HTR-10上设计建造了一回路氚取样系统,如图1,对一回路氦气中氚的浓度进行了测量[2]。同时,我们对辐照后石墨球中的放射性核素分布进行了测量,确定了氚的比活度和径向分布[3]。结合理论计算,我们对氚在高温气冷堆中的产生机制和主要来源进行了研究,确定氚在一回路中存在以分子态和随粉尘载带两种传播途径[4,5]。本报告系统介绍氚在高温气冷堆HTR-10中的研究进展,同时简要介绍HTR-PM上氚取样测量的设计研究。对于高温气冷堆中的氚,我们认为应该从系统层面、燃料元件层面以及原子分子层面进行多层次的综合研究,以实验测量结果为基础和导向,开展理论分析和模拟计算工作,揭示微观的物理化学过程[6]。在本报告中,我们也将展望未来针对氚的一些研究,比如氚在石墨材料中的扩散系数测量、氚在不锈钢材料中的渗透机制、氚在高温高压下的化学形态问题等等。