美國歷史上建造的第一座高溫氣冷堆(high-temperature, gas-cooled reactor，HTGR)是Peach Bottom核電站的1號機組。該示范電站位于美國Pennsylvania州Philadelphia西南約80英里處的Susquehanna河旁，其任務(wù)是驗證高溫氣冷堆的設(shè)計程序。

該反應(yīng)堆在1349個等效滿功率天(EFPD)內(nèi)生產(chǎn)了超過120萬兆瓦時的電力，由Philadelphia Electric公司配送。

Peach Bottom核電站1號機組由General Atomic公司設(shè)計，Bechtel公司建造，Philadelphia Electric公司運營。建造許可證于1962年2月頒發(fā)，1966年2月開始裝料，次月達到首次臨界，1967年5月達到滿功率。第一個堆芯循環(huán)于同年6月開始商業(yè)運行，并于1969年10月停堆換料。1970年7月，第二個堆芯循環(huán)開始運行，1974年10月，由于達到使用壽命，該反應(yīng)堆關(guān)閉、等待退役。

General Atomic公司于1976年分兩卷出版了Peach Bottom高溫氣冷堆運行歷史報告，該公司在報告中指出，除了生產(chǎn)商業(yè)電力，Peach Bottom核電站還是一座原型核電站。這種定位要求核電站必須進行包括停堆在內(nèi)的功率調(diào)整，以便根據(jù)美國原子能委員會贊助的建造后研發(fā)計劃對核電站系統(tǒng)和設(shè)備進行測試。General Atomic和Oak Ridge美國國家實驗室在整個反應(yīng)堆壽命期間都在持續(xù)執(zhí)行此類監(jiān)控計劃，以監(jiān)測堆芯組件性能、裂變產(chǎn)物釋放和析出、循環(huán)活度、冷卻劑化學(xué)以及反應(yīng)堆運行的其他重要指標(biāo)。此外，在第二個堆芯循環(huán)運行期間，作為先進HTGR燃料測試計劃的一部分，安裝并輻照了30多個燃料測試元件。

Peach Bottom核電站1號機組是石墨慢化、氦氣冷卻高溫反應(yīng)堆。堆芯內(nèi)裝有804個石墨燃料元件，每個燃料元件長12英尺(約3.66米)，直徑3.5英寸(約8.89厘米)，包含30個燃料壓塊。36根液壓驅(qū)動的控制棒提供反應(yīng)堆控制和緊急停堆功能。此外，還有19根電力驅(qū)動的緊急停堆棒和55個熱釋放的重力下降中子吸收器。

反應(yīng)堆的兩個冷卻回路并聯(lián)運行。每個環(huán)路以每小時220000 磅(約99噸)的流量循環(huán)使用壓力為335 psig(約2.31 MPa)的氦氣。堆芯出口的氦氣冷卻劑溫度約1300 °F(約704 °C)，接著進入蒸汽發(fā)生器進行冷卻，然后在約650 °F(約343 °C)的溫度下返回反應(yīng)堆堆芯。由活性炭填料床組成的捕集系統(tǒng)用于捕集裂變產(chǎn)物并使其衰變，從而控制放射性。

在451.5 EFPD之后，Peach Bottom核電站1號機組的堆芯被第二個循環(huán)的堆芯取代。根據(jù)2003年Idaho美國國家工程與環(huán)境實驗室為美國能源部編寫的Peach Bottom核電站1號機組高溫氣冷堆1號和2號堆芯燃料摘要報告，“由于燃料顆粒涂層破裂導(dǎo)致90個燃料元件失效，首循環(huán)堆芯僅運行了其設(shè)計壽命的一半左右。運行初期出現(xiàn)故障的部分元件已被更換”。由于一回路系統(tǒng)內(nèi)的活度增加(低于一回路系統(tǒng)設(shè)計限值)，發(fā)現(xiàn)90個燃料元件出現(xiàn)故障。

1969年，根據(jù)運行歷史報告，“Philadelphia Electric和General Atomic于11月舉行會議，審查450 EFPD堆芯檢查的結(jié)果，并確定未來的運行模式。得出的結(jié)論是，首循環(huán)堆芯有可能在功率降低的情況下繼續(xù)運行，但最好將其替換為2號堆芯。2號堆芯的制造、運輸、許可和裝載以及試驗測試元件的安裝也是此次討論的主題”。

2號堆芯的裝料于1970年4月10日開始，到該月底，所有251個燃料元件完成裝料。4月23日，2號堆芯達到臨界狀態(tài)。7月14日達到滿功率，主發(fā)電機與電網(wǎng)同步。第二個循環(huán)堆芯燃料元件的設(shè)計旨在提高穩(wěn)定性，防止出現(xiàn)首循環(huán)堆芯曾出現(xiàn)過的燃料顆粒涂層破裂的情況。運行歷史報告指出，第二個循環(huán)堆芯所采用的新型涂層燃料顆粒的設(shè)計特點包括：

• 滯留更多的裂變產(chǎn)物;

• 燃料涂層具有極佳的穩(wěn)定性，從而防止燃料緊湊膨脹。

新的燃料顆粒涂有雙層熱解碳(BISO)，包括內(nèi)層低密度碳涂層和外層高密度碳涂層。在第二個循環(huán)堆芯的整個壽期，一回路放射性活度從未超過1居里，從而表明2號堆芯燃料顆粒的裂變產(chǎn)物滯留特性得到了改進。第二個循環(huán)堆芯在其整個900 EFPD的設(shè)計壽期內(nèi)成功運行。

2號堆芯一直運行到1974年10月31日反應(yīng)堆關(guān)閉。之所以決定讓Peach Bottom核電站1號機組退役，是因為初始示范活動已經(jīng)完成，設(shè)計程序已經(jīng)得到驗證，但與其他電站相比，該電站40 MWe的輸出功率并不經(jīng)濟。

Peach Bottom核電站1號機組退役計劃由美國電力研究與發(fā)展協(xié)會(Electrical Research and Development Association)和美國電力研究院(Electric Power Research Institute)發(fā)起，從1975年10月持續(xù)到1976年2月。該計劃為電站提供了又一次提供關(guān)鍵設(shè)計驗證數(shù)據(jù)的機會。停堆后，對部分燃料元件進行了伽馬掃描，以確定功率和燃料燃耗分布情況，從而進一步對HTGR商業(yè)設(shè)計程序進行驗證。總共有148份來自一回路風(fēng)管和蒸汽發(fā)生器傳熱管的樣本被送去分析。

1974年11月22日，開始從反應(yīng)堆移除燃料元件。到1975年6月11日，804個燃料元件被全部移除，并儲存在乏燃料池中。這一過程包括裝罐、泄漏試驗以及將乏燃料放入乏燃料池。到1977年2月26日，所有乏燃料均已拆除并運出廠址。

到1976年7月，整個氦氣凈化系統(tǒng)(包括衰變床)被拆除并運到廠外。所有主要的退役活動于1978年2月結(jié)束。Peach Bottom核電站1號機組反應(yīng)堆目前處于安全儲存(SAFSTOR)狀態(tài)。留在廠址的設(shè)備包括反應(yīng)堆容器、蒸汽發(fā)生器和一回路系統(tǒng)管道，這些部件將在該電站2號和3號機組永久關(guān)閉后拆除。2號和3號機組均為百萬千瓦級的沸水堆，于1974年建成投運，2020年獲準(zhǔn)延壽80年，將分別運行至2053年和2054年。

綜上，Peach Bottom核電站1號機組成功進行了HTGR設(shè)計程序驗證示范。這是首次對HTGR的商業(yè)運行進行示范，并證明是成功的。該HTGR的運行經(jīng)驗被Fort Saint Vrain核電站所吸納和借鑒，該電站也采用了高溫氣冷堆技術(shù)。Fort Saint Vrain核電站的HTGR同樣由General Atomic設(shè)計，電功率為330 MWe，于1979~1989年運行，1992年完成退役。

Peach Bottom核電站1號機組還證明，盡管首循環(huán)堆芯中的燃料元件出現(xiàn)故障，但在拆除和研究故障燃料元件并安裝新堆芯后，電站仍可繼續(xù)運行。還應(yīng)指出的是，Philadelphia Electric證明了HTGR以負荷跟蹤方式運行的能力，因為該電站在其八年壽期的大部分時間里就是這樣運行的。電站中的許多系統(tǒng)在壽期內(nèi)表現(xiàn)優(yōu)異，其中包括蒸汽發(fā)生器，它在近八年的時間里沒有發(fā)生傳熱管泄漏或堵塞。第二個循環(huán)堆芯還負責(zé)試驗30個燃料元件，這些元件作為先進HTGR燃料測試計劃的一部分進行了輻照。