第七章 高温气冷堆
高温气冷堆
高温气冷堆高温气冷堆，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。
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。
高温气冷高温气冷堆，（high temperature gas cooled reactor），高温气冷堆的蒸发器能达到560℃，发电效率大大提升，高温气冷堆核电站具有良好的固有安全性，它能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放。
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。
70年代中期，中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。
1986年，在国家863计划支持下，清华大学正式开始了１０兆瓦高温气冷堆实验堆的研发。
1988～1989年，间德国的两座球床高温气冷堆反应堆相继被关闭，其原因是担心安全性。
2000年12月，建成临界。
高温气冷2003年1月，实现满功率并网发电，中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，使中国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。
2004年9月底，由国际原子能机构主持，清华大学核研院在10兆瓦高温气冷堆实验堆上进行了固有安全验证实验。
实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。
2006年1月，国务院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。
2008年2月，高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准，专项牵头实施单位为清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司。
2009年9月，美国能源部发表声明说：“下一代核电站（NGNP）项目将采用新型的高温气冷堆技术，一个设施支持多种工业应用，比如发电的同时进行石油精炼。
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。
高温气冷堆——精选推荐
高温气冷堆用氦气作冷却剂，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。
、简介【英文名】：high temperature gas cooled reactor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。
效果值得一提的是，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。
蒸汽发生器直径2．9米，高11．7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。
这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。
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 ℃
高温气冷堆制氢气的方法
高温气冷堆制氢气的方法高温气冷堆制氢气的方法一、引言氢气是一种清洁、高效的能源，具有广泛的应用前景。
高温气冷堆制氢气是一种新型的制氢技术，相对于传统的制氢方法，具有能效高、生产成本低、环境友好等优点。
本文将介绍高温气冷堆制氢气的原理、方法以及应用前景。
二、高温气冷堆的原理高温气冷堆是一种核能反应堆类型，其反应堆芯内使用特殊的燃料和冷却剂。
堆芯内的燃料为铀等重元素，冷却剂为氦气。
在高温气冷堆中，核能通过裂变过程释放能量，同时也会产生中子。
这些中子会与核燃料中的铀核发生碰撞，进而引发更多的裂变反应。
裂变反应会产生大量的热能，将冷却剂（氦气）加热。
经过换热器后，高温气体可用于制氢。
三、高温气冷堆制氢的方法高温气冷堆制氢的主要方法是通过热电解水分解方法来获得氢气。
在高温气冷堆中，将水注入到气体冷却剂中，冷却剂会将水加热至高温。
然后，高温的水会进一步转化为蒸汽。
通过一系列的反应，蒸汽内的氢氧化物会被分解为氢气和氧气。
氢气可通过分离器将其与氧气分离，并收集制取。
四、高温气冷堆制氢的优势与传统的制氢方法相比，高温气冷堆制氢具有以下几点优势：1. 能效高：高温气冷堆的裂变反应可以产生大量的热能，并将其转化为高温气体，实现热电解水制氢。
相较于传统的电解水法制氢，高温气冷堆可以显著提高能源转换效率，从而获得更多的氢气产量。
2. 生产成本低：高温气冷堆制氢所需的原材料和设备相对较少，生产成本较低。
此外，高温气冷堆使用的是可再生能源，避免了由于矿物能源的稀缺性和价格波动性带来的成本压力。
3. 环境友好：高温气冷堆采用的是清洁能源，无燃烧产物，减少了对大气环境的污染。
而且，高温气冷堆所产生的核废料也相对较少，有效降低了核能利用中的环境风险。
五、高温气冷堆制氢的应用前景高温气冷堆制氢具有广阔的应用前景。
首先，制氢气是可再生能源发展的重要组成部分。
通过高温气冷堆制氢，可以实现清洁能源的高效利用，推动能源转型和碳减排。
其次，氢燃料可以广泛应用于交通和工业领域。
高温气冷堆 原理
高温气冷堆原理
高温气冷堆是一种能够产生高温热能并以气体冷却工质的核能反应堆。
其原理主要包括燃料选择、反应堆结构和冷却循环三个方面。
首先，高温气冷堆可以选择不同类型的燃料。
目前常用的燃料有两种：一种是铀-235（U-235），另一种是钚-239（Pu-239）。
这两种材料都是裂变反应的燃料，能够释放大量的能量。
铀-235是天然存在的，而钚-239则是通过将铀-238转化而来的。
燃料选择的关键是考虑到材料的丰富度、易获得性和裂变性能。
其次，高温气冷堆的反应堆结构也非常重要。
通常，高温气冷堆采用球堆或柱堆结构。
球堆结构由许多小球形的燃料颗粒组成，这些颗粒被包裹在石墨包层中，形成一个固体球堆。
柱堆结构则是将燃料颗粒混合到石墨粉末中，形成一个石墨柱堆。
反应堆结构的选择基于燃料密度、热扩散性和裂变产物吸收交叉截面等参数。
最后，高温气冷堆的冷却循环也是实现高温处置的关键。
冷却循环通常包括燃料元件、冷却剂、热交换器和功率转化系统等组成部分。
燃料元件是核反应堆中裂变物质的载体，冷却剂则是用来吸收燃料中释放的能量。
热交换器则用来将冷却剂中吸收的能量转移到工作介质中，最终通过功率转化系统将能量转化为电能或其他形式的能量。
这样的循环不仅能够高效地冷却反应堆，还能够利用燃料中的能量产生有用的能源。
总结来说，高温气冷堆是一种能够产生高温热能并以气体冷却工质的核能反应堆。
其原理主要包括燃料选择、反应堆结构和冷却循环三个方面。
通过选择合适的燃料、设计合理的反应堆结构和冷却循环，高温气冷堆能够实现高效的核能利用，为人类提供清洁高效的能源。
高温气冷堆工作原理
高温气冷堆工作原理高温气冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor，简称HTGR）是一种新型的核能反应堆。
它采用高温气体（一般是钍气）作为冷却剂，具有高温、高效、安全等特点。
本文将详细介绍高温气冷堆的工作原理。
首先，高温气冷堆的核燃料是固体球形燃料颗粒，通常由含有丰富的铀和稳定柄的颗粒组成。
这些燃料颗粒被分布在一种称为石墨反堆的材料中，形成了燃料元件。
每个燃料元件中都包含数千个燃料颗粒。
在高温气冷堆中，钍气用于冷却和传热。
钍气在堆芯中通过各个燃料元件，从而冷却燃料和抽取热量。
钍气的高温状态使其能够吸收大量的热量，并将其带走。
当核燃料引发裂变反应时，将产生大量的热量。
这些热量通过与钍气的热交换，使钍气得热，同时冷却燃料元件。
具体来说，燃料元件内的燃料颗粒经历裂变释放能量，温度升高。
热量通过石墨和燃料颗粒间的导热效应传递给石墨反堆，再通过石墨反堆表面和钍气之间的对流传递给钍气。
冷却的钍气在热交换器中释放热量，并将其转移到传统蒸汽发生器中的工作流体（通常是一种二次冷却剂）。
从而产生高温高压的蒸汽，用于驱动汽轮机产生电力。
值得一提的是，由于高温气冷堆的高温特性，其产生的蒸汽温度可以达到1000°C以上，较传统核电站更高，能够提高发电效率。
为确保高温气冷堆的安全运行，存在多个被动安全措施。
首先，钍气在高温下仍能保持气态，避免液态冷却剂溅出故障。
其次，钍气的高腐蚀性可避免与燃料和石墨材料发生剧烈的化学反应。
此外，高温气冷堆采用堆芯温度控制措施，通过改变钍气的流量和速度来控制冷却效率，保持合适的温度。
在异常情况下，HTGR会自动停堆，避免事故发生。
高温气冷堆具有多个优点。
首先，它的高温特性使其在热利用方面具有巨大潜力。
热高温气冷堆产生的热量可用于工业过程、氢燃料制备、脱盐等领域的热能需求。
其次，高温气冷堆的固体燃料颗粒设计提供了更高的裂变产物保留能力和耐久性。
此外，高温气冷堆的安全性高，无需额外的冷却水，减少了对水资源的依赖。
- 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)。
高温气冷堆－设计概念的提出
1944 / USA
Daniels‘
SECRET REPORT
on an
HTR PEBBLE PILE
7
高温气冷堆－关键技术的突破
氦气－冷却剂 全陶瓷型的热解炭涂敷颗 粒作燃料（技术突破）
1960 / UK HUDDLE PATENT:
TRISO
COATED PARTICLE 8
TRISO 燃料元件
不易破损 耐高温
核心
包覆颗粒 燃料元件
9
高温气冷堆－实验堆
英国1960年建造20MWth试验堆“龙堆” （Dragon）。 美国1967年建成40MWe桃花谷（Peach Bottom）实验堆。 德国1967年建成15MWe的球床高温气冷堆 （AVR），并发展了具有自己特色的球形燃料 元件和球床高温堆。 这三座实验堆的成功运行，证明了高温气冷堆在 技术上是可行的。
腔室混凝土
堆芯
表面冷却系统
17
高温堆－用途
模块式高温堆建造周期2—3年，建造成本和电 价：1300美元/千瓦，3.3美分/度。 出口950℃，发电效率高，蒸汽循环40%左右， 氦气循环48%左右。 高温堆安全、经济好，广泛用途： 开采稠油和炼制石油， 生产各类化工产品， 煤气化、液化， 制氢、甲醇等等。
`
21
柱形元件 棱柱块上 开有燃料 孔和冷却 剂孔，控 制棒孔， 控制毒物 孔，装卸 孔。
22
HTGR堆芯结构特点
按照石墨燃料元件的结构形式分为： 1 球床堆
2
棱柱堆
堆芯一般为圆柱形，四周为石墨反射层，反射层 外为金属热屏，整个堆芯装在预应力混凝土压 力壳内。
23
HTGR慢化剂
HTGR采用石墨作为慢化剂和主要的结构材料主要 原因：
经济竞争性--- 简单安全系统 批量建设（1300$/kW） 提高单机功率 （458MW），还能大吗？ 固有安全性
–
事故最高燃料温度 < 1600°C，被动安全， 在高单机功率时还能 体现吗？
成熟技术 – HTR-10 经验，燃料元件 – 采用成熟蒸汽透平经验 商业运作方式 华能集团，中核建，清华大学联合公司＋地方 推进HTR－PM项目
37
HTR-PM 计划
概念设计（2002 － 2004）
标准设计（ 2004 － 2006） 示范电站（ 2004 － 2010）,
选址,工程设计, 建造, …
元件制造 （2004 － 2008）， 基于 HTR-10 技术
商用电站 （ 2010 － ……
38
39
HTR－PM 发展思考
第七章
高温气冷堆
HTGR
1
世界各种堆型核电机组一览表
堆型
压水堆 沸水堆 各种气冷堆 各种重水堆 水冷却石墨堆 快中子增殖堆 总计
机组
256 92 32 43 13 2 438
功率（GW）
228 80 11 22 13 0.8 354
2
第四代先进核能系统－六个入选堆型：
– – – – – –
超高温气冷堆 气冷快堆 钠冷快堆 超临界水堆 铅/鉍冷快堆 熔盐堆
5
第二代气冷堆－改进型AGR
包壳：镁铍合金 不锈钢 ， 燃料：天然 2%UO2， CO2温度400℃ 670℃。 1963年英国建造32MWe原型堆， 1976-1988年，运行的AGR共有14座，8.9GW。 尽管AGR在性能上比Magnox堆有了很大改进，但 由于受到CO 2 与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限 制(690 ℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功 率密度低、燃耗低的限制，使其仍难以和压水堆在经 济上竞争 。
12
高温气冷堆－模块式 客观要求
美国三里岛事故发生后，人们设法实现核反应堆的“绝 对安全”。 希望在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏，不会危 及公众与周围环境的安全，也就是人们常说的实现反应 堆的固有安全性。
概念提出
模块式高温气冷堆就是在这样的背景下发展起来的一种 新堆型。1981年德国电站联盟（KWU）首先提出球床 模块式高温气冷高温下有较好的机械性能和稳定性 3 抗热震性能好
24
HTGR冷却剂系统
两个循环回路： 二次侧微放射性，
冷却剂选择 氦气的原因：
1 化学惰性 2 核物理性能 3 容易净化 4 传热性能和载热性能好 5 其它优点
缺点：
密封系统
25
HTGR特点
1 高温高效 2 高转换比
3 安全性高
28
我国－高温堆
廿年甘苦，尚需努力
29
我国高温堆发展思路
863： 10MW高温 气冷堆 20万千瓦级示范电站： －标准反应堆模块+蒸汽轮机 －成本1200—1300USD/kK， 经济上和脱硫燃煤电厂相当
十五“863”高温氦 透平发电： 10兆瓦高温堆+ 氦透平
高温气冷堆电站： —标准反应堆模块＋氦气直接 循环发电装置 —成本1000USD/kw，经济上 比脱硫燃煤电厂有优势
13
高温气冷堆－模块式
小型化＋具有固有安全特性 技术上：安全停堆，燃料温度1600℃以下； 经济上：以模块式组合、标准化生产、建造时 间短、投资风险小。 可与其他堆型核电站相竞争。
近20年来，模块式高温气冷堆由于安全性好，能够适应 广大能源市场（供电、供热）的需要，已成为国际高温 气冷堆技术发展的主要方向，重新引起国际核能界和工 业界的重视。
40
41
42
a
b
c
d
4 对环境污染小 可以建设在人口密集区
5 应用前景广阔
26
HTGR主要关键技术
1 高燃耗的颗粒核燃料元件的制造和辐射考验
2
高温高压氦气回路设备的工艺技术问题
27
高 温 堆 发展定位
技术发展: 落后轻水堆 技术成熟: 落后轻水堆 市场发育－生不逢时 发展定位：压水堆补充＋偏远地区 制氢 第四代发展定位：发电＋制氢 进入市场尚待时日
3
第四代先进核能系统－高温气冷堆 模块式高温气冷堆：日本、中国领先 高温堆＋氦气透平＝未来高温堆 南非、美国、法国、俄罗斯、韩国等 都开 始投入研究，准备建堆。 中国的领先地位将受到挑战。
4
高温气冷堆发展历史
气冷堆是反应堆发展史上最早的堆型
第一代气冷堆－Magnox型气冷堆： 石墨为慢化 剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁 诺克斯(Magnox）合金为燃料棒的包壳材料。 1956年英国建成50MWe气冷堆电站，商用化。 70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建 造36座，总装机容量达到8.2 GW（电）。
14
两个模块式高温堆－柱状 &球形
中国－HTR10
日本－HTTR30
15
高温堆－基本特点
氦气作冷却剂 石墨作慢化材料 球形燃料元件 全陶瓷堆芯结构 连续装卸燃料 非能动余热排出 无应急冷却系统 模块化建造
16
高温堆－固有安全性
烟囱 空冷器 水箱
负温度系数大；在任何 情况下能自动停堆。 功率密度低（5-10 kW/L),热容量大，热稳 定性高。但堆芯相对大。 失冷时，余热可靠导热、 辐射及自然对流排出。 元件低于1600 ⁰C的限 值。在任何运行和事故 情况下不会发生严重事 故。
31
863计划－HTR-10
10MWth，250/700°C 氦气 肩并肩布置，数字化 I&C 研发1986，设计 1992，建造 1995，临界 2000 FP 运行2003
32
全陶瓷堆芯结构
堆芯石墨结构
数字化控制室
装料
33
关键堆上试验
3500 3000 1400 1200 1000 power(kw) speed（rpm) 800 600 400 200 0 -200 1700 3700 5700 Time(s) DLOFA 瞬态 7700 9700
2000 1500 1000 500 0 -300
Speed (rpm)
Power(kw)
2500
34
十五－863项目
－HTR-10GT
氦气透平 电磁轴承 （ 15000 r/min 转子动平衡 两阶弯曲临 界 研发2002 － 2007年
一期工程
透平发电系统
35
3
反应堆 堆芯
透平
发电机
18
高温气冷堆结构特点
燃料颗粒特点： 燃料核心＋涂敷层
1 BISO 颗粒
燃料核心 ＋ 两种涂敷层
2 TRISO颗粒
燃料核心 ＋ 三种涂敷层
19
燃料元件结构特点
将涂敷颗粒分散在石 墨基体中压制成燃料 密实体，再将密实体 装入有石墨包壳组成 的各种几何形状的燃 料元件。 1球形元件：
2 柱形元件
20
4 高压压气机
控制阀 回热器 2 6
2b 间冷器
2a 低压压气机
预冷器 1
HTR-10GT流程图
36
示范电站－HTR－PM
球床,环形堆芯
（中心石墨柱）
458MWth / 195MWe 蒸汽透平
60 年寿期
燃料富集度: 9.45% 失压失冷（ DLOFC）: 1465 C <1600 C
10
证明了全陶瓷性元件堆芯的现实性和可靠性 >1000度时堆芯仍能安全可靠的运行 证明了 氦气技术的现实性，
证明了堆芯结构的可靠性
11
高温气冷堆－原型堆
美国1968年建造330MWe圣•符伦堡（Fort Stvrain）电 站，1976年并网。 德国1971年 建造300MWe 钍高温球床堆THTR-300， 1985年并网运行。 高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方 面都积累了成功的经验，开始进入发电和工业应用的商 用化阶段。