第四代核能系统——高温气冷堆技术
高温气冷堆功率
高温气冷堆功率高温气冷堆（HTGR）是一种新型的核能技术，它采用氦气作为冷却剂，具有高温、高效率和安全可靠的特点。
高温气冷堆功率是评估该技术的重要指标之一。
本文将对高温气冷堆功率进行详细介绍。
高温气冷堆功率是指高温气冷堆在单位时间内产生的热能或电能的大小。
由于高温气冷堆的工作温度较高，可以达到700至1000摄氏度，因此其热效率和电效率都相对较高。
高温气冷堆可以通过核裂变将燃料中的核能转化为热能，然后利用热能驱动发电机产生电能。
根据燃料的不同，高温气冷堆可以使用铀、钍等元素作为燃料，并将其装入微孔球形燃料颗粒中。
高温气冷堆在核能技术领域具有许多优势。
首先，高温气冷堆具有较高的热效率，可以将燃料中的核能充分转化为热能，提高了能源利用率。
其次，高温气冷堆产生的热能可以用于工业和城市供热，实现热电联供，进一步提高能源利用效率。
此外，高温气冷堆还具有安全性好的特点。
由于采用氦气作为冷却剂，不需要高压循环和使冷却剂沸腾，从而降低了核能系统的复杂性，提高了安全性。
高温气冷堆功率的大小与多个因素有关。
首先，燃料的选择和寿命会对高温气冷堆的功率产生影响。
不同的燃料在衰变过程中会释放出不同数量的能量，因此会影响高温气冷堆的功率。
其次，高温气冷堆的设计和运行参数也会影响功率的大小。
比如，反应堆的尺寸和结构、冷却剂的流速和温度等都会对功率产生影响。
此外，燃料的循环方式和功率调整方式也会影响高温气冷堆的功率。
高温气冷堆的功率大小对于核能的开发和利用具有重要意义。
首先，高温气冷堆可以作为一种新型的核能技术，为国内能源结构调整提供了新的选择。
高温气冷堆可以实现多能联供，既可以产生电能，又可以提供热能，满足工业和城市的能源需求。
其次，高温气冷堆可以作为一种安全可靠的核能技术，为核能的发展提供了更可行的方案。
高温气冷堆通过采用氦气作为冷却剂，避免了核能系统中的复杂性，提高了核能的安全性。
总的来说，高温气冷堆功率是评估该技术的重要指标之一。
高温气冷堆
高温气冷堆2000年12月，国家863计划重大项目——10兆瓦高温气冷实验反应堆在北京建成，并成功达到临界。
我国高温气冷堆技术的研究发展工作始于七十年代中期，主要研究单位是清华大学核能技术设计研究院。
1986年国家863计划启动后，高温气冷堆被列为能源领域的一个研究专题，在国内有关单位的协作下，完成了一些重大的创新，既确保了安全可靠，又简化了系统，达到了世界领先的水平。
那么，高温气冷堆究竟是什么呢？这要从反应堆说起。
通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。
通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。
一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。
在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。
要形成“链式裂变反应”，不仅铀235要达到一定数量，还必须用慢化剂把高能量的中子减慢为“热”中子。
控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。
现在世界上大部分反应堆用的是金属管棒状燃料元件，载热剂是水，不耐高温。
即使是压水堆，最高温度也只能达到328摄氏度。
而高温气冷堆的载热剂是氦气，用石墨作为慢化剂和结构材料，通过高科技工艺制造球形包覆燃料元件。
它的堆芯温度可达1600摄氏度，氦气出口的温度高达900摄氏度，这是其它任何类型的反应堆都达不到的。
与一般的反应堆不同，清华大学核研院设计建造的10兆瓦高温气冷堆是一种新型的反应堆，不仅保证了先进性和安全性，经济效益也很突出。
首先，高温气冷堆具有固有的安全性。
它的反应控制和压力调节简单，安全系统大为简化。
即使失去冷却，全陶瓷的燃料元件也会逐渐降温，任何时候都不会发生烧毁的事故。
其次，高温气冷堆是按照模块化概念和准则设计建造的，避免了施工现场的大量焊接和检验工作，建造周期仅为2到3年；还可以连续装卸燃料，发电效率从压水堆的35%左右提高到了45%左右，在经济上可以和普通的热电厂一争高下。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
高温气冷堆
高温气冷堆高温气冷堆来源：中国核电信息网发布日期：2009-07-06【英文名】：high temperature gas cooled reactor用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。
高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。
堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。
核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。
根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。
高温气冷堆具有热效率高(40%~41%)，燃耗深(最大高达20MWd/t铀)，转换比高(0.7~0.8)等优点。
由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。
【实际应用】10兆瓦高温气冷实验堆：在国家"863"计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。
这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。
2006年1月，国务院正式发布的"国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006--2020年)"中，将"大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程"列为国家重大专项。
第四代先进核能系统近年来，国际上提出了"第四代先进核能系统"的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。
值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
高温气冷堆的应用模式探索
作为一种先进第四代核电堆型技术，高温气冷堆具有安全性好、效率高、经济性好和用途广泛等优势，能够代替传统化石能源，实现经济和生态环境协调发展。
随着国家“863”计划、核能开发项目和国家中长期科技发展规划重大专项的持续支持，高温气冷堆技术已经趋于成熟。
但是到目前为止，除了将其用于发电，其他的应用研究并没有系统性、实质性地开展，以便将高温气冷堆技术进一步优化，推向产业化，发挥其多用性作用。
多用性的第四代核能技术作为人类赖以生存和发展的能源基础，煤炭、石油、天然气等化石能源支撑了现代社会的全球经济飞速发展。
但化石能源的终将枯竭和其带来的环境污染，已经上升为一个国家能否可持续发展的重大战略问题。
大多数国家将合理利用和节约常规能源、研发清洁的新能源和切实保护生态环境作为基本国策。
核能是一种安全、清洁、经济的新能源，已经得到了全世界的广泛认可。
它通过可控核裂变将核电转变为电能，并有效达到了CO ₂及污染物减排，实现了经济和生态环境协调发展，被称为20世纪人类的三大发明之一。
核能也日渐成为我国能源发展的一个重要板块。
世界各国在兼顾核能经济性的同时，对其安全性提出了更高的要求。
高温气冷堆技术的核心特征就是固有安全性，即在任何情况下都没有发生堆芯融化以及释放大量放射性物质的可能，因此不会对公众和环境造成重大影响。
同时它还具有出口温度高、发电效率高和用途广泛等优势，可广泛应用于高温工艺供热、核能海水淡化等非电领域，被国际公认为是第四代先进核能技术。
因此，可以说以高温气冷堆为代表的第四代先进核能系统主力堆型在安全可靠性（如大幅度降低堆芯损伤概率）、环境相容性（如消除场外应急响应需求）等方面具有较二代改进型和三代压水堆核电技术不可比拟的优势。
高温气冷堆是我国具有完全自主知识产权的先进核能技术，其技术得到了国家“863”计划、核能开发项目和国家中长期科技发展规划重大专项的持续支持。
历经基础研究、实验堆运行以及示范工程建设，现已进入商业化推广阶段。
高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。
但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。
核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。
其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。
目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。
项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。
传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。
自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。
高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本并且拥有很高的效率。
高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。
高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。
1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。
通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。
一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。
在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。
高温气冷堆原理
高温气冷堆原理高温气冷堆（HTGR）是一种新型的核能反应堆，其核心原理是利用高温气体来驱动温度较高的热交换器，并产生高温蒸汽以供发电或其他应用。
HTGR是目前最具有发展潜力和安全可靠性的核能反应堆之一，本文将重点介绍其原理和应用。
高温气冷堆主要由燃料元件、反应堆压力容器、热交换器、气轮机以及辅助系统组成。
燃料元件是核反应的关键部分，它通常由燃料微球组成，每颗微球都包裹在一个由防腐蚀材料制成的包层中。
这种设计可以提高堆芯的安全性，并降低核燃料的溶解和泄露的风险。
在高温气冷堆中，燃料微球被装载在一系列的蜂窝状燃料矩阵中，形成一个核反应区。
当中子被释放并与燃料微球进行碰撞时，会引发核裂变反应，释放出大量的热量。
这些高温气体通过热交换器传递给工作介质，并进一步驱动气轮机发电。
热交换器是高温气冷堆的核心部件之一，它能够有效地传递燃料中释放出的热量，并将其转化为可以用于发电的热能。
热交换器通常采用管壳式结构，其中高温气体通过壳侧传递，而工作介质则通过管侧传递。
通过这种方式，高温气体的热能能够直接传递给工作介质，从而实现高效率的能量转换。
气轮机是高温气冷堆发电系统的关键组件，它将通过热交换器传递给工作介质的热能转化为电能。
在气体进入气轮机之前，通常会经过多级压缩，以提高气体的压力和温度。
当气体进入气轮机后，叶片会受到气流的推动而旋转，从而带动发电机产生电能。
由于高温气冷堆运行时产生的气体具有较高的温度和压力，因此可以实现高效率的发电。
高温气冷堆除了可以用于电力发电之外，还可以通过热解过程产生氢气。
热解是将高温气冷堆的高温气体通过特定的催化反应转化为氢气的过程。
这种方式不仅可以提高氢气的产量，而且还可以将高温气冷堆的热能充分利用，实现能源的高效转换。
高温气冷堆具有多种优点和应用前景。
首先，高温气冷堆的燃料元件可以高效地防止核燃料的溶解和泄露，因此具有很高的安全性。
其次，高温气冷堆能够产生高温的热量，可以广泛应用于化学工业、石油加工和其他高温要求的工业领域。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
核供热技术发展概况
前苏联(俄罗斯)原高尔基2源自500MW核供热站 沃日涅兹2×500MW核供热站
加拿大
2MW试验供热堆1987. 7投入运行
德国、法国、瑞士、瑞典等国
35
我国核供热技术发展
(1) 1982-1984：方案论证 经过国内外调研和专家论证确定壳式核供热堆为主攻方向 (2) 1985-1990：实验堆建设 国家“七五”攻关，完成核供热堆关键技术攻关 成功建成5兆瓦供热堆，1989年投入运行 (3) 1991-1995：商用堆攻关 国家“八五”攻关计划，200兆瓦商用堆关键技术攻关 供热堆综合利用技术研究与开发 示范堆工程可行性研究，初步设计和工程前期准备 (4) 1996 ：示范堆建设和产业化 国家“九五”攻关计划，完成工程验证实验 建设商用示范堆和摩洛哥10兆瓦核能海水淡化示范厂
36
核供热堆发展目标和技术特点
核供热堆是我国自主创新开发的先进型反应堆，具有如 下主要技术特点： 一体化技术和自稳压原理 全功率自然循环冷却 非能动安全系统 新型水力控制棒驱动 运行参数低，安全裕度大，运行可靠 系统简化，操作简便，无须操纵员干预，避免人因错误
37
核供热堆输热系统
余热排出
接热网
中 间 回 路
I
I
1.E-4
1.E-2 1.E+0 时间（小时）
1.E+2
1.E+4
2，简化系统
Reactor System
6
2个实验堆：中国的HTR-10；日本的HTTR。 中国的HTR-10 日本的HTTR。 中国的HTR 日本的HTTR 3个商业示范电站：南非的PBMR 南非的PBMR 南非的PBMR，热功率 400MW，球床；中国的HTR-PM 中国的HTR 中国的HTR-PM，热功率 458MW，球床；美俄的GT-MHR 美俄的GT 美俄的GT-MHR，热功率 600MW，棱柱。
7
南非PBMR：热功率400MW，电功率165MW，氦气温度：500/900℃，直接氦气循环，主 设备已经订货
8
美国GA和俄罗斯OKBM的GT-MHR： 600MW热功率
9
美国2004年启动NGNP(Next Generation Nuclear Plant,下一代核电 站)项目，计划在美国爱达荷建设热功率400-600 MW超高温气冷堆， 50MW用于制氢，其余发电。西屋公司、AREVA公司和GA公司正在积 极准备竞标获得建造合同。 法国AREVA NP公司也在加快发展高温气冷堆，2004年已经投入超过 100人年，2600万美元的预算，2005年进一步增加人力。他们的反应堆 技术方案同GT-MHR类似，正在研究中间热交换器，以采用间接氦气轮 机循环发电。法国原子能委员会正在开展一系列有关高温气冷堆的研究。 日本在HTTR堆运行之后，已把高温气冷堆列入长期研发计划。韩国政府 计划发展高温气冷堆技术，韩国原子能研究院和清华大学于2004年成立 了中韩联合核能制氢研究中心。
24
发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气 冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核 能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经 验，通过自主研究与开发，力争2013年前后 建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权 的高温气冷堆核电站示范工程。
25
发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果： (1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站； (2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及 相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台； (7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前 沿技术提供基础。
INTERNAL CONTROL ROD DRIVE MECHANISMS
Perfect fit with integral reactors Eliminate rod ejection accident, operational problems (head penetrations seal cracking) Shorter, simpler vessel/containment Two options: Electromagnetical or hydraulic drive IRIS has chosen hydraulic drive Work progressing at POLIMI China is operating NHR-5 (Tsinghua University) and designing NHR-200 Possible cooperation?
（1）不失时机在国际上抢占模块式高温气冷堆领域 竞争的制高点，掌握拥有自主知识产权的核心技术， 建立自主品牌，提高我国先进核能技术在国际上的竞 争力 （2）发展先进核能技术，为国家能源的可持续发展 做贡献 （3）以企业为创新主体，产学研结合，探索高科技 成果产业化的新途径和新机制
23
战略意义和必要性
26
堆本体 示意图
27
德国双模块机组高温气冷堆
Source：HTR Module Safety Analysis Report, Siemens
28
29
南非PBMR和压水堆的比较
Source：HTR2004， 2004， Beijing
30
高温气冷堆核电机组 和先进压水堆机组的比较
高温气冷堆核电机组
20
重要安全实验：功率和风机转速的变化过程
3500 3000 2500 2000 1500 1000 500 0 15:20 15:50 16:20 16:50 17:20 17:50 18:20
功率(kw) 风机转速（rpm)
21
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0 3000.0 2500.0 rpm 2000.0 1500.0 1000.0 500.0 0.0 0 time(s)
10
中国“ 863 ”计划高温气冷堆历史回顾
1986 － 1990 ：单项关键技术研究 1990 － 1992 ：报国务院立项 1992 － 1994 ：工程前期工作 1995 － 2000 ：设计建造安装调试 2000 年 12 月：建成并首次临界 2003 年 1 月：满功率发电
11
10 MW 高温气冷堆外景
MHTGR 陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂 700-950个 ° C 2 台试验堆 1980 年代
1
1950 年代
2
3
SIEMENS HTR-Module 功率：200MW 电功率：80MW 堆芯平均功率密度：3 MW/M3 主回路氦气压力： 6.0MPa 堆芯出口热氦气温度：700 ℃ 堆芯入口冷氦气温度：250 ℃
15
堆芯横截面
16
直径 6 厘米的燃料球
17
包覆颗粒燃料元件主要性能指标达到 国际先进水平
制作了 20000 个燃料元件，每一批的 34 项性能均达到 10 MW 高温气冷堆的设计要求 燃料元件的破损率达到世界最好水平 清华 1.4×10-5 日本 3.1×10-5 德国 3×10-5 计划指标 3×10-4
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa 氦气入口温度, ℃ 氦气出口温度,℃ 燃料球数目
10 3 250/300 700/900 27000
I
I
13
反应堆和蒸汽发生器舱室
14
10 MW 高温气冷堆实现满功率运行
2003 年 1 月 29 日主控制室仪表显示达到 10 MW 满功率 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
32
高温气冷堆辅助系统少
轻水堆 系统数比较 电厂系统数 安全系统数 现场材料比较 钢筋 (吨/MWe) 混凝土(立方码/MWe) 结构钢 (吨/MWe) 38 324 13 16 100 2
33
南非高温堆 68 9
142 47
Source: Regis Matzie, HTR 2004
四，一体化核供热堆的发展
按照核安全局批准的程序，旁通反应堆紧急停堆系统。 关闭风机，关闭二回路隔离阀：丧失冷却。 控制棒不下落，反应堆堆芯温度缓慢上升由于堆芯燃料的负 温度系数（当温度升高，反应堆功率下降），反应堆功率自 动下降。。 最终堆芯剩余发热和通过反应堆压力壳表面散发的热量建立 平衡，反应堆温度开始下降。 反应堆堆芯燃料最高温度始终低于安全限制 (1600 ℃) ，放 射性释放没有明显增加。
高温气冷堆技术的发展历史
电功率 300 MWe 1000 MWe 固有安全 100 － 300 MWe
早期气冷堆
Magnox+AGR CO2 冷却剂 36+14 台机组
高温气冷堆
HTGR 陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂 700-950个 ° C 3 台试验堆 2 台原型堆 1970 年代
模块式高温 气冷堆
清华大学核研院在国家“863“计划的支持下，经过20年的拼 搏，发展了高温气冷堆技术。实现产业化是科研人员的理想， 是对国家负有的责任。 中国核工业建设集团作为国家两大核工业集团之一，希望通过 核能技术的创新使企业获得长远的发展动力。 中国华能集团作为国内最大的电力公司之一，以促进国家技术 创新为己任，支持新技术的采用。 中国华能集团公司和中国核工业建设集团、清华大学共同投资， 组成示范电站的业主。 中国核工业建设集团和清华大学合资成立了中核能源科技公司， 作为示范电站的EPC 承包商和核岛设备的集成供货商，成为高 温气冷堆核电站技术创新的企业主体。