第四代核能系统――高温气冷堆技术介绍PPT课件
高温气冷堆的特点与应用
高温气冷堆的特点与应用高温气冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor，HTGR）是一种新型的核能发电技术，具有许多独特的特点和广泛的应用前景。
本文将介绍高温气冷堆的特点以及其在能源领域的应用。
一、高温气冷堆的特点1. 高温工作温度：高温气冷堆的工作温度通常在700℃以上，甚至可以达到1000℃。
相比传统的水冷堆，高温气冷堆的工作温度更高，能够提供更高的热效率。
2. 气冷散热：高温气冷堆采用气体作为冷却剂，通过直接循环冷却剂与燃料颗粒之间的热交换，实现散热。
相比水冷堆的间接循环冷却方式，气冷堆的散热效果更好，能够更高效地将热能转化为电能。
3. 燃料颗粒堆芯：高温气冷堆的燃料采用微米级的球形燃料颗粒，这些颗粒由包裹燃料核心的多层包覆层组成。
这种设计可以有效地防止燃料核心的泄漏和扩散，提高燃料的利用率和安全性。
4. 高安全性：高温气冷堆采用固体燃料和气体冷却剂，不存在液体冷却剂的蒸汽压力和蒸汽爆炸的风险。
同时，燃料颗粒堆芯的设计也能够有效地防止燃料泄漏和核裂变产物的扩散，提高了堆芯的安全性。
5. 多种燃料适应性：高温气冷堆可以使用多种燃料，包括天然气、石油、煤炭等化石燃料，以及铀、钍等核燃料。
这种多种燃料适应性使得高温气冷堆在能源转型和资源利用方面具有广阔的应用前景。
二、高温气冷堆的应用1. 核能发电：高温气冷堆作为一种新型的核能发电技术，具有高效率、高安全性和多燃料适应性的特点，被广泛应用于核能发电领域。
高温气冷堆可以提供稳定可靠的电力供应，同时还可以与其他能源形式相结合，实现能源的多元化利用。
2. 工业热能供应：高温气冷堆的高温工作温度使其可以提供高温热能，广泛应用于工业领域的热能供应。
高温气冷堆可以为工业生产提供稳定的高温热源，满足工业生产过程中的热能需求，提高能源利用效率。
3. 氢能生产：高温气冷堆可以通过核热解水的方式产生氢气，为氢能产业的发展提供可靠的能源支持。
10 第四代反应堆简介
气冷快堆（GFR）的主要参数
反应堆主要参数
反应堆功率 净效率（直接氦气循环） 冷却剂入口温度 冷却剂出口温度 一回路压力 平均功率密度 燃料组成 体积百分比，燃料/气体/SiC 转换比 燃耗
参数值
600MWth 48% 490℃ 850℃ 90 bar 100 MWth/m3 UPuC/SiC(70%/30%)和约20%Pu 50％、40％、10% 自给自足 5% FIMA
钠冷快堆（SFR）的主要参数及特点
增殖堆，可使用可裂 变物质
能处理锕系元素和长 寿命放射性物质
高安全性
全裕量大 主系统压力接近大气压力
低废物产量
高燃料利用率
反应堆主要参数
出口温度 压力 热功率 燃料 包壳材料 平均功率密度 转换比 燃耗
参数值
530℃-550℃ ～1个大气压 1000-5000MWth 氧化物或金属合金 铁素体或ODS铁素体 100 MWth/m3 0.5-1.30 ～150-200 GWD/MTHM
气冷快堆（GFR） 铅冷快堆（LFR） 钠冷快堆（SFR） 非常高温气冷堆（VHTR） 超临界水堆（SCWR） 熔盐堆（MSR）
气冷快堆（GFR）
冷却剂：He或 CO2 出口温度：850℃ 热功率：600MW 电功率：288MW U-TRU陶瓷弥散燃料 安全系统：能动系统和 非能动系统相结合 热效率50%
整体试验的可测量性 源项 能量释放机理
SR3-2 事故缓解功能
长的系统响应时间 长和有效的支持功能
PR1 防扩散能力 和实体保护能力
PR1-1 对偏差或未知 产物的敏感性
PR1-2 电站薄弱环节
分离材料 乏燃料品质
非能动安全功能
第四代核电站的燃料循环
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。
高温气冷堆发展PPT课件
1.E-4
1.E-2
1.E+0
时间（小时）
1.E+2
1.E+4
限制反应堆功率
高温堆：对付1000kW余热（约1/200）
2，简化系统
Reactor System 6
2个实验堆：中国的HTR-10；日本的HTTR。 3个商业示范电站：南非的PBMR，热功率 400MW，球床；中国的HTR-PM，热功率 458MW，球床；美俄的GT-MHR，热功率 600MW，棱柱。
4
6厘米直径的“煤球形”核燃料
5
模块式高温气冷堆的固有安全特性
1，高温气冷堆停堆后的余热通过
反应堆压力壳表面散出。不需要
专设设施以防止堆芯熔化。排除
堆芯熔化。
燃料元件耐1600℃高温 堆内石墨提供大热容 瘦长型堆芯有利于散热
剩余发热量（相当于满功率的份额）
0.08 0.07 0.06 0.05 0.04 0.03 0.02 0.01
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
MHTGR 陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂 700-950个 ° C 1928台0 试年验代堆
1
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 ℃
高温气冷堆的原理
高温气冷堆的原理高温气冷堆是一种先进的核能发电技术，它能够通过气体冷却来驱动和冷却核反应中的燃料。
相比于传统的水冷堆，高温气冷堆具有更高的工作温度，更高的热效率以及更强的安全性能。
本文将详细介绍高温气冷堆的原理。
首先，高温气冷堆的核心部分是核燃料。
核燃料一般选择铀或钍等放射性元素，通过核反应产生的热能来驱动发电机组发电。
而与传统的水冷堆不同，高温气冷堆采用气体冷却介质，例如气体冷却堆可以使用氦气，氦气作为冷却介质能够在高温下具有很好的热导性能，并且不易发生化学反应。
其次，高温气冷堆的核反应基于核裂变原理。
核裂变是指将重核（例如铀、钍）撞击中子后裂变成两个或多个轻核的过程。
核反应发生时，会释放出大量的能量。
在高温气冷堆中，裂变产生的热能被传递给气体冷却剂，通过气体冷却剂暖气器传递给热交换器或直接用于发电。
第三，高温气冷堆中的热交换器是实现热能转换的关键。
热交换器一般由管子组成，通过管道内的气体冷却剂与裂变燃料之间的热传递，将高温气体中的热能通过换热传递给工作介质，例如用于蒸汽发电的水。
通过这种方式，可以将核反应释放的热能高效地转化为电能。
此外，高温气冷堆的安全性能也值得关注。
高温气冷堆采用气体冷却剂，相比水冷堆而言，气体冷却剂更不易发生蒸汽爆炸等事故，避免了放射性物质的泄漏和生态环境的影响。
而且，高温气冷堆通过设计安全堆芯结构和控制系统，能够自动响应异常情况，使堆芯安全地关闭。
最后，高温气冷堆的优势不仅体现在高效能转换和安全性上，还可以用于热利用，使核能发电进一步提高经济效益。
高温气冷堆的高温热能可以用于工业生产过程中的蒸汽供应、海水淡化、油砂开采等，进一步满足社会需求。
总的来说，高温气冷堆是一种既高效又安全的核能发电技术。
通过核裂变原理和气体冷却介质的选择，高温气冷堆能够实现核能的高效转化，并且具有更好的安全性能。
随着科技的不断进步，高温气冷堆必将在未来的核能发电领域发挥重要作用。
第四代核能系统——高温气冷堆技术介绍
100.0
10 50.0 5
0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
0.0
Time(Month since January 2003)
Integrated power (MWD)
19
Days of operation
丧失冷却+不紧急停堆实验
燃料元件在俄罗斯的辐照燃耗已达 100000 MWd/t(U) ，受辐照的 4 个燃料元件中的 3 万多个包覆燃料颗粒没 有一个因为辐照破损
18
至2006年3月累计运行469天
35
Days of operation Integrated power
250.0
30 200.0 25
20
150.0
15
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。
11
10 MW 高温气冷堆外景
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa
10 3
氦气入口温度, ℃
氦气出口温度,℃ 燃料球数目
250/300
700/900 27000
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
高温气冷堆
1.技术简述模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。
球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。
我国高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）球形燃料以二氧化铀为核芯，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92mm直径的包覆颗粒燃料。
大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中。
☝ HTR-PM球形燃料元件结构反应堆堆芯中大约有4.2×105个燃料球，直径为3m，高为11m。
堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。
冷却剂氦气从反应堆顶部流过堆芯，然后通过一个内衬保温材料的同轴双层连接结构，流到一个和反应堆肩并肩布置的蒸汽发生器。
☝模块式高温气冷堆的一个反应堆模块冷却后的氦气由布置在蒸汽发生器壳顶部的氦气循环风机加压后通过同轴连接结构的外层流回反应堆，形成一个封闭的反应堆——回路循环。
新燃料元件由顶部装入堆芯，从底部卸料管卸出。
卸出的燃料元件如果未达到预定的燃耗深度，则再送回堆内使用。
一个反应堆和一台蒸汽发生器构成了一个高温气冷堆反应堆模块。
在中国的200MWe HTR-PM中，每个反应堆模块热功率为250MWt。
HTR-PM设计有2个模块，向1台蒸汽轮机供应蒸汽，发电功率为210MWe。
3.HTR-PM工程的考验HTR-PM的核心设备及系统可归纳为九大设备和系统：反应堆压力容器、主氦风机、蒸汽发生器、堆内金属构件、控制棒、吸收球、燃料装卸、氦净化和乏燃料储存，其中大多数为世界首台（套）。
HTR-PM工程于2012年12月9日正式开工，核岛浇筑第一罐混凝土。
2015年现场土建工程全部完成，厂房封顶，设备开始入场安装和调试。
在清华大学建成了年产1×105球的中试生产线，完成了生产设备和工艺定型。
商业规模年产3×105球的球形燃料元件商业化生产厂在内蒙古包头市中核北方核燃料元件有限公司进行建设，2013年3月开工，2016年8月开始正式生产。
高温气冷堆的宣讲稿
高温气冷堆的宣讲稿尊敬的各位领导、亲爱的同事们：大家好！今天，我很荣幸能够在这里向大家介绍一种先进的核能技术——高温气冷堆。
高温气冷堆是一种基于气体冷却剂的核反应堆。
与传统的水冷堆相比，高温气冷堆具有许多优势。
首先，由于采用了气体作为冷却剂，高温气冷堆在运行过程中不会产生污染物，对环境友好。
其次，高温气冷堆能够提供高温热能，可以广泛应用于工业生产和城市供热等领域，具有很大的经济价值。
此外，高温气冷堆还具有较高的热效率和较低的燃料消耗，能够更有效地利用核能资源，实现可持续发展。
高温气冷堆的核心技术是燃料元件和冷却剂选型。
燃料元件是核能反应的关键部分，其设计需要考虑到燃料寿命、热传导性能等因素。
冷却剂的选择对于提高堆芯温度和热效率至关重要，目前常用的冷却剂有氦气和二氧化碳。
此外，高温气冷堆还需要配备先进的控制系统和安全装置，以确保反应过程的安全性和稳定性。
高温气冷堆的应用领域非常广泛。
首先，它可以用于工业生产中的高温热能供应，如石化、冶金和玻璃等行业。
通过高温气冷堆提供的热能，可以降低能源消耗，减少环境污染。
其次，高温气冷堆还可以用于城市供热系统，提供稳定可靠的供热服务。
再者，高温气冷堆还可以用于海水淡化和水处理等领域，解决水资源短缺问题。
此外，高温气冷堆还可以应用于核燃料再处理和放射性同位素生产等核科学领域，发挥重要的作用。
国内外对高温气冷堆的研发和应用已经取得了一些重要进展。
我国自主研发的高温气冷堆技术已经进入实验验证阶段，取得了一系列重要的科研成果。
与此同时，国际上也有许多国家在高温气冷堆的研发和应用方面进行了大量的工作。
可以预见，随着技术的不断成熟和应用的推广，高温气冷堆将会在能源领域发挥重要的作用。
作为一种清洁、高效的核能技术，高温气冷堆具有巨大的发展潜力。
我们应当加强对高温气冷堆技术的研发和应用，推动其在能源领域的广泛推广。
同时，我们也要加强对高温气冷堆的安全管理和风险控制，确保其在运行过程中的安全性和可靠性。
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10 MW 高温气冷堆外景
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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
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反应堆和蒸汽发生器舱室
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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
Days of operation
Integrated power
30
25
20
250.0 200.0 150.0
15 100.0
10 50.0
5
0
0.0
1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
Time(Month since January 2003)
0 1.E-6
1.E-4
1.E-2
1.E+0
时间（小时）
1.E+2
1.E+4
限制反应堆功率
高温堆：对付1000kW余热（约1/200）
2，简化系统
Reactor System 7
2个实验堆：中国的HTR-10；日本的HTTR。 3个商业示范电站：南非的PBMR，热功率 400MW，球床；中国的HTR-PM，热功率 458MW，球床；美俄的GT-MHR，热功率 600MW，棱柱。
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 36+14
1950
高温气冷堆
HTGR
陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂 700-950个 ° C
3
21970
模块式高温 气冷堆
MHTGR
陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂 700-950个 ° C
8
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
9
美国GA和俄罗斯OKBM的GT-MHR： 600MW热功率
10
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。
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丧失冷却+不紧急停堆实验
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。
核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
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堆芯横截面
17
直径 6 厘米的燃料球
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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
5
6厘米直径的“煤球形”核燃料
6
模块式高温气冷堆的固有安全特性
1，高温气冷堆停堆后的余热通过
反应堆压力壳表面散出。不需要
专设设施以防止堆芯熔化。排除
堆芯熔化。
燃料元件耐1600℃高温 堆内石墨提供大热容 瘦长型堆芯有利于散热
剩余发热量（相当于满功率的份额）
0.08 0.07 0.06 0.05 0.04 0.03 0.02 0.01
500.0
风风机机转转速速(（RPrMpm)） 反核应功堆率功（率kW(）kW)
10000.0 8000.0 6000.0 4000.0 2000.0
0.0 0
0.0 60 120 180 240 300 360 420 480 540 600 660
time(s)
rpm kW
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HTR-PM：战略意义和必要性
（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
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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
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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Байду номын сангаас氢研究中心。
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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
功率(kw) 风机转速（rpm)
16:20 16:50 17:20
17:50
18:20
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丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0
12000.0
3000.0 2500.0 2000.0 1500.0 1000.0
德国 3×10-5
计划指标 3×10-4
燃料元件在俄罗斯的辐照燃耗已达 100000 MWd/t(U) ，受辐照的 4 个燃料元件中的 3 万多个包覆燃料颗粒没 有一个因为辐照破损
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至2006年3月累计运行469天
Days of operation Integrated power (MWD)
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整体概述
概述一
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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 ℃