核电站低温核供热堆
中核集团发布“燕龙”泳池式低温供热堆
中核集团发布“燕龙”泳池式低温供热堆
中核
【期刊名称】《军民两用技术与产品》
【年(卷),期】2017(0)23
【摘要】11月28日,中国核工业集团公司在北京正式发布其自主研发、可实现区域供热的“燕龙”泳池式低温供热堆（DHR一400）.这标志着中核集团在核能供热技术领域取得重要进展,为后续泳池式低温供热堆型号设计研发提供了强有力的技术支持.
【总页数】1页(P30-30)
【关键词】低温供热堆;中核集团;池式;中国核工业集团公司;自主研发;供热技术;区域供热;技术支持
【作者】中核
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8
【相关文献】
1.“燕龙”泳池式低温供热堆发布 [J],
2.泳池式低温供热堆技术进展 [J], 柯国土;刘兴民;郭春秋;岳芷廷;李敏;郭志家
3.基于层次分析法的泳池式低温供热堆厂址普选 [J], 张彬;郑振雷
4.中核集团与摩尔多瓦共商低温泳池供热堆等项目合作 [J],
5.中核集团正式发布“燕龙”泳池式低温供热堆 [J],
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核能小堆供热
核能小堆供热：升温进行中随着中国城市化进程的加快以及“蓝天保卫战”行动的推进，北方地区清洁供暖正酝酿出巨大的市场和技术空间。
在这种背景下，核能供热逐渐走进公众视野。
一、“小堆”渐成热频词作为一种重要的脱碳能源，核能的重要程度与其他低碳能源相当，是一种被证明能够提供稳定电力和热源的成熟技术。
核能供热是以核裂变产生的能量为热源的城市集中供热方式，是解决城市能源供应、减轻运输压力和消除燃煤环境污染的新途径。
城市集中供热所需温度不高，现有的核能技术较易满足要求。
目前，正在发展中的有以下三种核能供热方式：城市集中供热专用泳池式低温供热堆。
这种核反应堆为开口、常压，可输出100℃左右的热水供城市使用。
据初步估算，400 兆瓦单堆工程可供热面积为1500 万平方米，总投资约13.5亿元，运行寿命达60 年。
泳池式低温供热堆由于工作参数低、安全性好，因此适宜于建造在城市附近。
核热电站。
它和普通热电站原理相似，只是用核反应堆代替矿物燃料锅炉。
核热电站反应堆工作参数低，必须按照电站选址规程建在远离居民区的地点。
化学热管远程核供热系统。
它利用高温气冷堆产生的900℃左右的高温热源，进行可逆反应，并在常温下通过管道送到用户，在再生（甲烷化）装置中产生逆反应放出化学热，供用户使用。
这种方法可将核热送到远处，供大片地区使用。
近年来，由于在集中供暖或海水淡化方面的亮眼表现，小型模块化反应堆（Small Modular Reactors 又称小堆）正在引起越来越多的市场关注。
小堆可以降低资金成本，为小型或离网系统提供电力和热源，一些小堆的设计中还使用了非能动安全系统，可以在发生事故时无需操作员，即可非能动地导出余热，因此安全系数也比较高。
二、核能复兴的一小步自从2011 年福岛核泄漏事故发生以来，世界范围内的核能发展普遍陷入低潮，任何新建核能项目，都需将公众接受程度放在首位。
而小堆由于安全性较高，正在成为各国“复兴”核能的一个步骤。
首座一体化壳式低温核供热堆的诞生
首座一体化壳式低温核供热堆的诞生计划建造4座功率为500兆瓦的自然循环微沸腾式水堆供热堆，但终未建成。
研制过程早在1981年12月，在中国第一次小型供电、供热反应堆会议上，清华大学核能技术研究所（简称核能所）专家就提出了在中国发展低温核供热堆的倡议。
1982年10月，核能所对原有游泳池式屏蔽试验反应堆（即90l堆）进行技术改造，准备进行低温核供热试验。
随后通过改进堆芯物理及热工设计、设置中间隔离回路等措施，把反应堆的出口温度提高到45qC。
1983年11月14日，改造后的901堆低温供热系统投入运行，开始对核能所三座实验大楼共16200米2的建筑面积供暖，实验证明供热效果良好。
在累计供热的50多天内，室内温度达到16-18℃，比燃烧同热当量的煤供暖室温高4-5℃。
现场监测表明，核供热对环境并无污染。
1984年2月21日，这项实验成果通过了技术鉴定。
鉴定会由国家教委主持，国家计委、国家科委、核工业部、电力部、石油部等有关部委及哈尔滨市、沈阳市、北京市等地方共30多个单位的50多名代表参加了会议。
技术鉴定委员会由核、电、能源规划、环境保护等方面的12位专家组成。
会议一致认为：“清华大学核能技术研究所利用反应堆的余热供暖，在技术上是可行的，运行是安全的，供暖效果良好。
这次实验的成功，在国内首次实现了实验规模的核供热，开辟了一条核能应用的新途径，对进一步发展地区性的丁程规模的低温核供热起了一定的促进作用。
”为发展核供热堆，核能所系统地调研和考察了国际上核供热堆研究的发展情况，花了一年的时间进行比较与论证，最后确定一体化壳式核供热堆方案。
这种堆省去了昂贵的主循环泵及主回路管道，可实现全功率自然循环，既节省了投资，又减少了一回路发生破损的可能性，同时不需要外动力，依靠自然循环就可以在停堆后将余热排到大气中，具有良好的非能动安全性。
核能所在主持完成低温核供热试验，证明低温核供热的现实可行性和安全可靠性之后，向国家科委争取立项和经费支持，低温核供热堆的研究正式列入国家“六五”科技攻关计划第17项“核能开发研究”的重要课题，首次得到了几百万元的经费支持。
首座一体化壳式低温核供热堆的诞生
首座一体化壳式低温核供热堆的诞生作者：游战洪来源：《科学》2016年第05期1989年11月，清华大学核能技术研究所研制成功世界上第一座投入运行的一体化自然循环壳式低温核供热堆——5兆瓦低温核供热堆，开辟了中国核能供热的新领域。
低温核供热堆是一种专门供热的反应堆。
由于反应堆离供热区不能太远，需靠近供热用户，建在人口稠密区域附近，因此它的安全可靠性要求之高甚于核电站。
国外从1970年代就开始探索用核能供热，苏联、联邦德国、瑞士设计自然循环微沸腾式水堆，瑞典和芬兰联合设计SECURE池式压水堆，加拿大研制SLOWPOKE自然循环池式压水堆，法国设计一体化低压压水堆——热水瓶式供热堆。
但是，直到1980年代中期，国际上该领域的进展几乎仍处在研究和设计阶段，例如苏联计划建造4座功率为500兆瓦的自然循环微沸腾式水堆供热堆，但终未建成。
研制过程早在1981年12月，在中国第一次小型供电、供热反应堆会议上，清华大学核能技术研究所（简称核能所）专家就提出了在中国发展低温核供热堆的倡议。
1982年10月，核能所对原有游泳池式屏蔽试验反应堆（即90l堆）进行技术改造，准备进行低温核供热试验。
随后通过改进堆芯物理及热工设计、设置中间隔离回路等措施，把反应堆的出口温度提高到45qC。
1983年11月14日，改造后的901堆低温供热系统投入运行，开始对核能所三座实验大楼共16200米2的建筑面积供暖，实验证明供热效果良好。
在累计供热的50多天内，室内温度达到16-18℃，比燃烧同热当量的煤供暖室温高4-5℃。
现场监测表明，核供热对环境并无污染。
1984年2月21日，这项实验成果通过了技术鉴定。
鉴定会由国家教委主持，国家计委、国家科委、核工业部、电力部、石油部等有关部委及哈尔滨市、沈阳市、北京市等地方共30多个单位的50多名代表参加了会议。
技术鉴定委员会由核、电、能源规划、环境保护等方面的12位专家组成。
会议一致认为：“清华大学核能技术研究所利用反应堆的余热供暖，在技术上是可行的，运行是安全的，供暖效果良好。
低温供热核反应堆项目可行性报告
低温供热核反应堆项目可行性报告供应及外部配套条件第一节主要原材料供应第二节燃料、加热能源供应第三节给水供电第四节外部配套条件第十章低温供热核反应堆项目进度与管理第一节工程建设管理第二节低温供热核反应堆项目进度规划第三节低温供热核反应堆项目招标第十一章环境影响评价第一节建设地区的环境现状一、低温供热核反应堆项目的地理位置二、现有工矿企业分布情况三、生活居住区分布情况和人口密度、健康状况、地方病等情况四、大气、地下水、地面水的环境质量状况五、交通运输情况六、其他社会经济活动污染、破坏现状资料第二节低温供热核反应堆项目主要污染源和污染物一、主要污染源二、主要污染物第三节低温供热核反应堆项目拟采用的环境保护标准第四节治理环境的方案一、低温供热核反应堆项目对周围地区的地质、水文、气象可能产生的影响二、低温供热核反应堆项目对周围地区自然资源可能产生的影响三、低温供热核反应堆项目对周围自然保护区、风景游览区等可能产生的影响四、各种污染物最终排放的治理措施和综合利用方案五、绿化措施，包括防护地带的防护林和建设区域的绿化第五节环境监测制度的建议第六节环境保护投资估算第七节环境影响评论结论第十二章劳动保护与安全卫生第一节生产过程中职业危害因素的分析第二节职业安全卫生主要设施第三节劳动安全与职业卫生机构第四节消防措施和设施方案建议第十三章企业组织和劳动定员第一节企业组织一、企业组织形式二、企业工作制度第二节劳动定员和人员培训一、劳动定员二、年总工资和职工年平均工资估算三、人员培训及费用估算第十四章投资估算与资金筹措第一节低温供热核反应堆项目总投资估算一、固定资产投资总额二、流动资金估算第二节资金筹措一、资金来源二、低温供热核反应堆项目筹资方案第三节投资使用计划一、投资使用计划二、借款偿还计划第十五章财务与敏感性分析第一节生产成本和销售收入估算一、生产总成本估算二、单位成本三、销售收入估算第二节财务评价第三节国民经济评价第四节不确定性分析第五节社会效益和社会影响分析一、低温供热核反应堆项目对国家政治和社会稳定的影响二、低温供热核反应堆项目与当地科技、文化发展水平的相互适应性三、低温供热核反应堆项目与当地基础设施发展水平的相互适应性四、低温供热核反应堆项目与当地居民的宗教、民族习惯的相互适应性五、低温供热核反应堆项目对合理利用自然资源的影响六、低温供热核反应堆项目的国防效益或影响七、对保护环境和生态平衡的影响第十六章风险分析第一节风险影响因素一、可能面临的风险因素二、主要风险因素识别第二节风险影响程度及规避措施一、风险影响程度评价二、风险规避措施第十七章可行性研究结论与建议第一节对的拟建方案的结论性意见第二节对主要的对比方案进行说明第三节对可行性研究中尚未解决的主要问题提出解决办法和建议第四节对应修改的主要问题进行说明，提出修改意见第五节对不可行的低温供热核反应堆项目，提出不可行的主要问题及处理意见第六节可行性研究中主要争议问题的结论第十八章财务报表第十九章附件。
低温堆
⑶
全功率自然循环冷却
不需要外部动力，不设置主循环泵，简化主回路 系统，增加运行的安全可靠性。
⑷
紧贴式双层承压壳结构
在压力壳破裂条件下，仍可保证堆芯被水淹没， 并且能包容住泄漏出的较高温度的放射性物质。
200MW技术特点©
⑸ 非能动安全系统
余热排出系统为自然循环冷却，注硼系统采用重力 注入方式,因此不需要外电源就可保证执行其安全 功能,使反应堆处于安全状态，从而降低对柴油发 电机组和设备冷却水系统的要求。
二、5MW，200MW堆背景
核研院开发 采用了一体化布置、自稳压、全功率自然循 环冷却、新型的控制棒水力传动装置、非能 动的余热排出系统第一系列先进技术，体现 了新一代先进反应堆的特点。 获得国际原子能机构专家的高度评价。
二、5MW，200MW堆背景©
利用核代替煤供热的新型核反应堆。 核研院从80年代初开始研发。 1983－1984年用游泳池式屏蔽试验堆进行了供 热实验，同时开始5兆瓦堆的设计与关键设备 的试验研究。 5兆瓦堆于1986年动工，1989年运行，并进行 连续三年的供热实验。 世界上首座投入运行的“一体化全功率自然循 环”低温核供热试验反应堆。
Most accidents Consequences minimized by design
and/or Probability decreased CDF 1.2E-8, limited by vessel rupture (1E-8)
螺线管式蒸汽发生器
一回路内置轴流泵
• 海军研发，大流量，低扬程 • 淹没在液位下，除电缆外与压力壳无穿管 • 高温电机（实验500oC ）, 水润滑轴承
• Ready for deployment
in 2012-2015 • Westinghouse led
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
压水堆核电站的厂房布置及安全
它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航空母 舰等的特殊动力将来核动力可能会用于星际航行
第二章 压水堆核电厂简介
常见反应堆类型
热中子反应堆0.025～0.1eV 轻水堆 Light Water Reactor LWR 压水堆 Pressurized Water Reactor PWR 沸水堆 Boiling Water Reactor BWR 石墨慢化轻水冷却堆石墨水冷堆RBMK 重水堆 Heavy Water Reactor 气冷堆 Gas-Cooled Reactor GCR 石墨气冷堆
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、 稳压器、主泵和堆芯
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体一回路 系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统常规岛主要包括汽 轮机组及二回等系统其形式与常规火电厂类似
二、核电站类型
2、沸水堆核电站 --------------------以沸水堆为热源的核电站图 沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应
目前世界上已商业运行的核电站堆型如压水堆、沸水堆、 重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型主要利用核裂变 燃料即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料它对铀 资源的利用率也只有1％—2％但在快堆中铀-238原则上 都能转换成钚-239而得以使用但考虑到各种损耗快堆可 将铀资源的利用率提高到60％—70％
压水堆核电站的厂房布置及安全
Excellent handout training template
一、核电站工作原理
2、核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀用铀制成的核燃料在反应 堆的设备内发生裂变而产生大量热能再用处于 高压力下的水把热能带出在蒸汽发生器内产生 蒸汽蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转电就 源源不断地产生出来并通过电网送到四面八方
核反应堆的常识
核反应堆的常识一、原子能1、物质的构成物质是由分子组成的，分子是由原子组成的，原子是由原子核和电子组成的，原子核带正电荷，电子带负电荷，原子核是由质子和中子组成的，质子带正电荷，中子不带电。
2、核裂变反应核裂变反应是指一个重原子核在中子作用下分裂成两个较小质量原子核的反应，如铀-235的裂变。
U235+n F1+F2+xn+200Mev可作为核燃料使用的可裂变元素有U233、U235和Pu239三种元素。
U235是以自然形式存在，它在天然铀中只占0.712％，天然铀中U238占99 282％。
U233和Pu239是由Th232和U238通过核反应得到的。
3、裂变能每次裂变能产生一定的能量，即裂变能。
裂变能的大部分(约80％)是以碎片动能的形式出现的，它在运动中将能量交给介质，其余的能量是通过γ射线、中子等辐射形式放出。
4、链式反应重原子核俘获一个中子后发生裂变，同时会放出2~3个中子，这些中子与重原子核相遇再引起裂变，这个过程继续下去，就称之为链式反应。
核电厂就是靠链式反应产生的能量来发电的。
二、核电厂的安全问题和措施1、放射性危害核能的利用给人类带来极大的利益，同时电给人类带来潜在的危害，这就是核电厂产生的放射性，这些放射性是在裂变过程中大量产生的，如果核电厂发生事故而未采取有效的控制措施时，放射性物质就可能释放到环境中去，从而危及人类的健康。
为了保护人类免受核电厂的放射性危害，人们通常要花核电厂造价的三分之一的经费来解决核安全问题。
2、核安全措施——多道屏障和纵深防御2.1 多道屏障在压水堆核电厂中，为防止放射性释放到环境中去，采取了三道屏障：第一道屏障是燃料包壳；第二道屏障是一回路系统承压边界；第三道屏障为安全壳。
2.2纵深防御原则为保证每道屏障在正常和事故工况下的有效性，即不超过它们的设计能力，在压水堆核电厂的设计中采用了纵深防御的原则，即预防、监控和限制事故后果。
第一级防御——预防：包括保守设计、固有安全性、控制系统安全准则及设计、制造、建造和运行的质量保证，以保证第一道屏障完整和核电厂正常运行。
山东荣成石岛湾核电站 高温气冷核反应堆
山东荣成石岛湾核电站高温气冷核反应堆石岛湾核电站--高温气冷核反应堆工程总投资：31亿元工程期限：2008年--2013年山东荣成石岛湾核电站项目是我国第一座高温气冷堆示范电站。
2006年12月25日，华能山东石岛湾核电有限公司股东出资协议书和章程在北京钓鱼台国宾馆签订。
此举标志着高温气冷堆核电示范工程这一国家中长期科技发展规划(2006-2020)重大专项工程取得了实质性进展。
2008年1月16日华能石岛湾核电站可行性研究报告通过了由国家电力规划设计总院、国防科工委、国家核安全局、山东省政府等组织的联合审查。
2008年9月1日,由二四建设公司承担施工的华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程负挖正式开工,标志着我国首座具有模块化特点的球床式高温气冷堆商业核电站进入主体工程施工阶段。
高温气冷堆核电站重大专项是我国于2006年2月份确定的国家中长期科技发展规划纲要16个重大专项之一--"大型先进压水堆和高温气冷堆核电站"的一个组成部分，目标是建设世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的20万千瓦级高温气冷堆核电站，被称作建设创新型国家的标志性工程之一，由中国华能集团、中国核工业建设集团、清华大学、清华控股共同承担该项目的科研、设计和工程建设。
而位于荣成市宁津街道的华能石岛湾核电项目，即是重大专项之一"大型先进压水堆和高温气冷堆核电站"的商用示范站。
据悉，该厂址远期规划容量为780万千瓦，包括380万千瓦高温气冷堆核电机组和400万千瓦压水堆核电机组。
(目前世界上最大的核电站是法国格拉弗林核电站，装机容量为540万千瓦)根据协议，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学分别出资47.5%、32.5%、20%，成立华能山东石岛湾核电有限公司，负责投资、建设、运营华能山东石岛湾核电站20万千瓦级高温气冷堆核电示范工程。
该工程厂址位于山东荣成石岛湾，一期工程建设1×20万千瓦级高温气冷堆核电机组，是在由清华大学自主设计、建造和运营的1万千瓦高温气冷实验堆的技术基础上建设的。
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低温核供热堆
核能除了以电力的形式供人类使用以外，还可以供热的形式为人们服务。
1990年9月，在我国清华大学研制
成功了世界第一座具备固有安全性的压
力壳式5兆瓦的低温核供热堆，投入运
行并通过技术鉴定和项目验收。
这是我
国首次采用一体化、自稳压、全功率自
然循环、新型的控制棒水力传动装置、非能动的余热排出系统、双重承压壳等先进技术，具有新颖和仓造性。
世界上最大的200兆瓦低温核供热堆也已列入我国重点工业性试验项目计划，并于同年在吉林化学工业公司开始筹建。
建成后，可满足数万住户的供热需要，每年可节省煤炭30万吨以上；经济分析表明，低温核供热成本低于烧煤锅炉房供热成本。