我国高温气冷堆发展战略研究
高温气冷堆发展前景及趋势
高温气冷堆发展前景及趋势高温气冷堆发展前景及趋势高温气冷堆作为一种新型的核能技术，具有很大的发展前景。
高温气冷堆是指利用氦气作为冷却剂，并且工作温度高于700摄氏度的一种核反应堆。
相对于传统的水冷堆，高温气冷堆具有更高的燃烧温度，更高的热效率以及更多的应用前景。
本文将探讨高温气冷堆的发展前景以及相关的趋势。
首先，高温气冷堆的发展前景在于其更高的热效率。
高温气冷堆的工作温度远高于传统的水冷堆，这使得高温气冷堆具有更高的热效率。
其高温的工作条件使得高温气冷堆能够将更多的热能转化为电能，从而提高了核能的利用效率。
相对于传统的水冷堆，高温气冷堆的热效率可以提高20%到30%左右，在节约资源和减少碳排放等方面具有巨大的潜力。
其次，高温气冷堆的发展前景还在于其更高的安全性和可靠性。
由于高温气冷堆使用氦气作为冷却剂，氦气不易与核燃料发生化学反应，从而降低了事故发生的风险。
此外，高温气冷堆的高温工作条件还能带动氢气的分解，从而进一步使得反应堆更加安全可靠。
高温气冷堆的设计也更加简单，减少了核电站中复杂的冷却系统，从而增加了安全性和可靠性。
第三，高温气冷堆的发展前景还在于其广泛的应用前景。
高温气冷堆的高温工作温度为各种工业应用提供了可能。
高温气冷堆可以直接为工业过程提供高温热能，如水氢转化、水解合成氨和合成燃气等。
此外，高温气冷堆还可以用于炼油、水处理和高效发电等领域。
这些应用领域的发展对高温气冷堆提供了巨大的市场需求，并且可以带动高温气冷堆的发展。
最后，高温气冷堆的发展前景还在于其技术进步的趋势。
随着科技的不断发展，高温气冷堆的技术也在不断改进和创新。
新材料的应用、冷却系统的优化、燃料循环的改进等技术的创新可以提高高温气冷堆的效率和可靠性。
此外，高温气冷堆的运营和维护成本也在不断降低，这将为高温气冷堆的商业化提供更加有利的条件。
总之，高温气冷堆作为一种新型的核能技术，在未来具有很大的发展前景。
高温气冷堆的高热效率、高安全性和可靠性、广泛的应用前景以及技术进步的趋势，使其成为核能领域的一种重要发展方向。
我国高温气冷堆的发展
我国高温气冷堆的发展【摘要】我国高温气冷堆是我国在核能领域的重要技术之一，具有技术创新、应用广泛、优势明显等特点。
本文从技术创新、能源应用、优势挑战、发展前景、国际合作等方面对我国高温气冷堆进行了深入探讨。
现阶段，我国高温气冷堆在技术创新和应用方面取得了显著进展，但仍面临着一些挑战。
未来，我国高温气冷堆的发展前景十分广阔，有望在能源建设中发挥重要作用。
加强国际合作、加大投入、不断完善技术体系是我国高温气冷堆发展的关键。
我国高温气冷堆在核能领域的地位日益重要，发展潜力巨大，对能源建设有着重要意义。
【关键词】关键词：高温气冷堆，技术创新，能源领域应用，优势，挑战，发展前景，国际合作，发展现状，未来发展方向，能源建设。
1. 引言1.1 我国高温气冷堆的发展概述在技术创新方面，我国高温气冷堆在燃料元件、燃料循环、控制系统等多个方面都有了重要进展，为我国核能领域的自主发展奠定了坚实基础。
我国高温气冷堆在能源领域的应用也逐渐扩大，被广泛应用于工业制热、水制氢、发电等领域。
虽然我国高温气冷堆具有诸多优势，但也面临着挑战。
比如材料技术、安全问题、经济性等方面的挑战需要我们不断突破。
我国高温气冷堆的发展前景依然十分广阔，具有巨大的发展潜力。
在国际合作方面，我国高温气冷堆也积极开展与其他国家的合作，共同推动该技术的发展。
我国高温气冷堆的发展正处于蓬勃发展的阶段，具有重要的战略意义和广阔的市场前景。
2. 正文2.1 我国高温气冷堆技术创新我国高温气冷堆技术创新是我国核能领域的重要突破之一。
高温气冷堆是一种新型的核能技术，与传统的水冷堆相比具有更高的工作温度和热效率，适用于多种应用场景。
我国在高温气冷堆技术上取得了许多创新成果。
我国在高温气冷堆燃料元件设计方面有了较大突破。
通过优化燃料元件结构和材料，提高了燃料利用率和安全性能，实现了燃料寿命的延长和燃料循环的有效性。
我国还开展了燃料后处理技术的研究，提高了燃料再处理工艺和设备的稳定性和效率。
高温气冷堆的发展与前景
I行业观察NDUSTRY INSIGHTS第四代核能系统国际论坛（GIF）成立于2001年7月，现有包括中国在内的13个成员，其宗旨是研究和发展第四代先进核能系统。
根据安全性、经济性、防核扩散和可持续发展等目标，GIF选定了超临界水冷堆（SCWR）、钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）、气冷快堆（GFR）、超高温气冷堆（V/HTR）、熔盐堆（MSR）等六种堆型作为第四代核能系统的重点发展方向。
其中，高温/超高温气冷堆（V/HTR）被认为是有望率先实现商业应用的堆型之一。
在我国几代科研人员的不懈努力下，历经基础研究、实验堆建设运行、示范工程建设，清华大学、中国核建集团公司等国内多家单位组成的合作团队已经全面掌握了高温气冷堆关键技术。
高温气冷堆的发展概况高温气冷堆的发展分为若干阶段。
早期的气冷堆采用石墨为慢化剂，二氧化碳气体为冷却剂，金属天然铀作为燃料，燃料包壳材料为镁合金。
堆芯出口温度约400℃，热效率为30%。
这种气冷堆也称为镁诺克斯堆（Magnox）。
从20世纪50年代到70年代初，英、法等国建造了36座气冷堆核电站。
这种堆型的优点是采用天然铀作为燃料，为早期核电发展和军用钚生产提供了基础。
为解决Magnox堆出口温度受材料限制的问题，改进型气冷堆（AGR）的概念于20世纪60年代被提出来。
AGR采用低富集度的二氧化铀代替天然铀燃料，用不锈钢代替镁合金包壳材料。
由于二氧化碳冷却剂与不锈钢包壳的化学相容性限制，堆芯出口温度仍不能超过690℃。
英国于1963年建成温茨凯尔（Windscale）原型堆，在此基础上又建造了7座核电站（14个AGR堆）。
AGR堆可产生高参数过热蒸汽，并可以配置标准的汽轮发电机组，从而使热效率提高到近40%。
高温气冷堆是由AGR堆进一步发展而来。
它采用化学惰性和热工性能好的氦气作为冷却剂，全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，耐高温石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，出口温度可达到750℃甚至更高，热效率可达到40%以上。
高温气冷堆技术研究
高温气冷堆技术研究一、综述高温气冷堆（High Temperature Gas-Cooled Reactor，HTGR）是一种基于氦气作为冷却剂，球形燃料颗粒构成燃料元件，使用含有放射性210Pb和226Ra的天然矿石球团体作为反应堆壳的中子反射层的一种核反应堆。
由于其独特的设计和系统性能，HTGR 已经成为当前核电技术研究的热点之一，具有开发和推广的潜力。
本文将在深入分析HTGR技术原理的基础上，对不同类型的HTGR技术进行研究论述和探讨。
二、技术原理1.堆芯设计HTGR堆芯设计一般采用球形燃料颗粒构成燃料元件，燃料颗粒由内而外分布不同结构，包括燃料核心、内降温层、内热输出层、外降温层和外热输出层五个部分。
燃料元件都串联在控制棒组、反应堆内壳、中子反射层和球壳之间，构成了HTGR的正常燃料链。
2.冷却剂拥堵特性HTGR使用氦气作为冷却剂，其特性是高热传导、惰性和透明，对于核燃料具有优异的散热性和防护性能，在HTGR的设计和控制中发挥了重要的作用。
HTGR 氦气冷却系统的主要功能是通过散热管式燃料元件的外壳和头部将热量传递到冷却剂中，而氦气冷却通过各种机制保证在一定范围内的温度水平来有效地控制燃料和减轻设备运行过程中的冷却剂拥堵。
3.安全特性HTGR对安全性的关注已经在其设计和应用阶段中进行了鉴定和评价。
HTGR通过基础防线和二次防线两种符合原则和目的的安全机制来保证其安全性能。
基础防线工作原理是在堆芯内部设计足够的容量来保证对堆芯内部故障的快速响应和封堵，而二次防线的目的是在基础防线封闭之前保证超额保护能力。
三、技术类型1.复合型复合型气冷堆用于煤制气合成，采用下列动力学模拟方法，在反应器水平开堆模式下，达到化学品的高度稳定的水平：1) 分层模拟：通过解决运动方程和固定基本参数来进行模拟。
2) 长程热效应模拟：通过区分化学反应机理，通过 MATLAB 来进行模拟。
3) 质量传递模拟：通过分析气固反应的动力学过程，来达到气体的质量传递。
高温气冷堆的原理未来
高温气冷堆的原理未来高温气冷堆的原理及未来发展摘要：本文介绍了高温气冷堆（HTGR）的原理及其未来发展前景。
高温气冷堆是一种新型的核能技术，具有高效率、安全可靠和环保等特点。
本文将从核反应堆原理、堆芯设计、燃料及冷却剂选择等方面来讨论该技术的运行原理，并展望其在未来能源领域的应用前景。
一、引言高温气冷堆是一种基于核裂变反应实现热能转化为电能的核能技术，有效解决了传统核电厂的安全和废物处理等问题，成为未来能源供应的重要组成部分。
它具有高效率、安全可靠、环保等优势，正在成为核能科技界的热点研究方向。
二、高温气冷堆的原理及运行机制高温气冷堆的核反应堆原理主要是利用铀或钍等核裂变材料进行裂变，释放出大量的热能。
核反应堆通过高温气体（通常是氦气或者二氧化碳）作为冷却剂，带走熔融盐冷却剂的热能，进而转化为电能。
高温气冷堆的堆芯设计是关键的一环。
堆芯由多个燃料元件和冷却剂元件组成，其中燃料元件中装载着裂变材料，而冷却剂元件则起到冷却堆芯的作用。
为了实现高效率的能量转化，堆芯的设计需要注重材料的选择、燃料元件的布置等因素。
三、高温气冷堆的优势1. 高效率：高温气冷堆的工作温度一般在750摄氏度以上，相比传统水冷堆的300摄氏度，其工作效率更高，能够提高电力产出。
2. 安全可靠：高温气冷堆的堆芯材料选择具有较高的熔化点，能够抵抗高温环境下的熔化和损坏，从而确保安全可靠的核能供应。
3. 环境友好：高温气冷堆采用气体作为冷却剂，不需要大规模的水资源，减少对环境的影响。
此外，它还能够减少核废料的产生和处理，对环境污染较小。
四、高温气冷堆的应用前景高温气冷堆在未来能源领域具有广阔的应用前景。
首先，它能够高效利用核能资源，提供稳定的电力供应，满足日益增长的能源需求。
其次，高温气冷堆还有望应用于工业生产过程中，提供高温热能供应，用于石化、冶金、制氢等领域，取代传统的燃煤锅炉，减少碳排放。
此外，高温气冷堆的核废料生成量较低，并且能够将废料储存更长时间，减少对环境和人类的影响。
高温气冷堆核电技术的研究与发展
高温气冷堆核电技术的研究与发展随着全球对清洁能源需求的增加和对化石燃料的依赖减少的呼吁，核能作为一种低碳、高效的能源形式受到了越来越多的关注。
高温气冷堆核电技术作为一种创新型的核能技术，以其独特的优势在核能领域引起了广泛的关注。
首先，高温气冷堆核电技术具有安全性强的特点。
与传统的水冷反应堆不同，高温气冷堆采用气体作为冷却剂，使得反应堆可以在高温下运行。
高温气冷堆采用气体冷却剂可有效防止事故中冷却剂的泄漏，从而大大减少了辐射物质的可能泄漏。
另外，高温气冷堆还采用了多层次的安全防护措施，例如高温器件使用了碳化硅等高温材料，具有良好的稳定性和抗辐射性能。
总体来说，高温气冷堆核电技术在安全性方面具有较高的可靠性。
其次，高温气冷堆核电技术具有较高的发电效率。
高温气冷堆可以在高温下运行，其输出高温热量可用于驱动汽轮机产生电能。
同时，高温气冷堆还可以利用废热进行余热回收，提高能源利用效率。
相比传统的水冷反应堆，高温气冷堆核电技术的发电效率更高，更加经济可行。
另外，高温气冷堆核电技术对于核燃料的利用率也更高。
高温气冷堆采用了TRISO微球粒子燃料颗粒，这种颗粒燃料可以耐受高温，并可将核燃料封装在独立的微囊内。
这种设计不仅能提高燃料利用率，还可大大减少燃料在事故中的泄漏风险。
此外，高温气冷堆核电技术的燃料循环方式采用了布雷德利循环，可以将核废料进行分离处理，并回收可重复利用的核燃料，减少核废料的产生。
高温气冷堆核电技术的研究与发展也面临一些挑战。
首先是技术难题。
由于高温气冷堆运行温度较高，需要耐高温材料的研发，目前对于这类高温材料的研究还存在一定的挑战。
其次是经济性问题。
高温气冷堆核电技术的建设成本相对较高，对投资的要求较高。
然而，随着技术进步和大规模生产的实现，高温气冷堆核电技术的经济性预计可以得到改善。
为了推动高温气冷堆核电技术的研究与发展，各国在政策和资金方面都进行了积极的支持。
例如，中国在国家发展战略中将高温气冷堆核电技术列为重点发展方向，并推动相应研究和示范工程。
高温气冷堆技术阶段
高温气冷堆技术阶段高温气冷堆技术阶段引言：随着能源需求的不断增长和传统能源的有限性，人们对新型能源技术的研究和开发越来越重视。
高温气冷堆技术作为一种新型的核能技术，在解决能源供应和环境保护方面具有巨大的潜力。
本文将探讨高温气冷堆技术的定义、原理、发展阶段以及未来展望。
一、高温气冷堆技术的定义：高温气冷堆技术是指利用高温下的气冷冷却剂来驱动堆芯的一种核能技术。
相比传统的水冷堆技术，高温气冷堆技术具有更高的燃烧温度和更高的热效率，能够更好地利用核燃料的能量，同时减少对水资源的依赖。
二、高温气冷堆技术的原理：高温气冷堆技术通过将堆芯中的燃料棒放置在高温下，并使用气体（如氦气或氦-氖混合气体）作为冷却剂。
堆芯中的燃料棒在高温下发生裂变，产生大量的热能。
冷却剂通过流动循环来带走燃料棒释放的热能，并将其传递给工质，从而产生蒸汽驱动涡轮机发电。
三、高温气冷堆技术的发展阶段：1. 理论阶段：高温气冷堆技术的起源可以追溯到20世纪50年代末，当时科学家们开始研究在核反应堆中使用气体作为冷却剂的可能性。
在这一阶段，科学家们主要进行理论推演和计算模拟，探索高温气冷堆技术的可行性和优势。
2. 实验阶段：20世纪60年代，科学家们开始进行实验验证高温气冷堆技术的可行性。
他们利用实验堆进行模拟，研究不同气体冷却剂的特性和行为。
这阶段的研究结果为后期的工程应用提供了基础。
3. 工程应用阶段：20世纪70年代至今，高温气冷堆技术逐渐进入工程应用阶段。
研究人员在实验堆的基础上进行了一系列工程化设计，并成功建立了多个高温气冷堆示范项目。
这些示范项目在能源供应和环境保护方面取得了显著的效果，为高温气冷堆技术的发展奠定了基础。
四、高温气冷堆技术的未来展望：1. 提高安全性：虽然高温气冷堆技术的安全性相对较好，但在使用过程中仍存在一定的安全风险。
未来的研究将致力于提高高温气冷堆的安全性，减少潜在的事故风险，并进一步优化核材料的选择和堆芯设计。
高温气冷堆技术背景和发展潜力的初步研究
部件 堆芯 涡轮机 低压压气机 高压压气机
功率ΠMW 310 290 69 69
发电机
148
回热器
387
预冷器
89
间冷器
89
4 高温气冷堆与第四代核能系统
411 高温堆发展历史和前景展望 高温气冷堆的研究和发展走过了将近 50
HTR210 的堆体 与 一 回 路 简 图 如 图 2 所 示[6] 。H TR210 的设计体现了模块式球床高温 气冷堆的主要技术特点 。因此 ,该堆将首次提 供一个核实验装置 ,来实现验证模块式高温堆 的一些特性 。反应堆与蒸汽发生器分别装入两 个压力容器内 ,其间用热气导管压力容器相连 接 ,构成“肩并肩”的布置方式 。反应堆压力容 器 、蒸汽发生器压力容器与热气导管压力容器 组成一回路压力边界 ,并安装在一个混凝土屏
反应堆热功率
10 MW
一回路氦气压力
3 MPa
堆芯出口氦气温度
700 ℃
堆芯入口氦气温度
250 ℃
一回路氦气流量
413 kgΠs
燃料
UO2
235 U 加浓度
17 %
平均燃耗
80 000 MWdΠt
蒸汽发生器出口蒸汽压力
4 MPa
蒸汽发生器出口蒸汽温度
440 ℃
蒸汽发生器给水温度
104 ℃
蒸汽流量
1215 tΠh
约束条件 优化变量 优化目标
堆芯出口温度 压气机进口温度
涡轮机效率 压气机效率 回热器效率 发电机效率 压力损失率 堆芯进口温度
89 % 95 % 98 % 510 % ≤550 ℃ 2174 4719 %
高温气冷堆的技术特点与发展前景
高温气冷堆的技术特点与发展前景陈伯清(福建省核学会,福建福州350003) 摘要:自1979年4月美国三哩岛和1986年4月原苏联切尔诺贝利核事故后,在反应堆设计中提出了一个关键问题就是如何实现核反应堆的固有安全性。
即在任何工况条件下,包括人为违章操作的情况下都能维持反应堆处于安全状态,不会发生核泄漏事故危及环境安全。
高温气冷堆就是在这种背景下发展起来的新的先进堆型。
它是目前国际核能领域中六种第四代核能系统的首选堆型之一。
另一方面,在石油、天然气日益紧缺的今天用氢做燃料是科学家们普遍看好的清洁能源,是后石油时代重要的替代能源。
但由于制氢所需的巨大能量而使其成本太高。
而高温气冷堆能却能以很低的成本提供巨大的能量,从而大幅降低制氢成本。
因此,核能制氢有可能成为未来生产清洁能源极具竞争力的新兴产业。
关键词:高温气冷堆 固有安全性 核能制氢 一.背景概述自1954年原苏联建成世界上第一座5000K w实验核电站后,科学家们为了了安全、经济地利用核能发电,各发达国家根据各自国情对各种堆型做了大量的研究工作。
经过半个多世纪的研发和实践,一些落后堆型逐步被淘汰,压水堆(P WR)、沸水堆(BWR)和C ANDU型重水堆已发展成为动力堆的主流堆型。
然而,人们对上述堆型的安全性方面仍生存疑虑,尤其是自1979年4月美国三哩岛和1986年4月原苏联切尔诺贝利核事故后,在反应堆设计中提出了一个关键问题就是如何实现核反应堆的固有安全性。
即在任何工况条件下,包括人为违章操作的情况下都能维持反应堆处于安全状态,不会发生核泄漏事故危及环境安全。
高温气冷堆就是在这种背景下发展起来的新的先进堆型。
它是目前国际核能领域中六种第四代核能系统的首选堆型之一。
高温气冷堆的研发始于上个世纪60年代。
1967年底原联邦德国的BBC/HRB公司在Juelich合作建成世界上第一座高温气冷实验堆AVR。
后来在AVR成功运行的基础上由BBC/HRB/HKG公司在Ha mm-Uentr op合作建设铀-钍循环(U-Th)的商业示范高温气冷堆核电站T HTR300。
高温气冷堆技术开发需要改进和创新
高温气冷堆技术开发需要改进和创新编者按5月26日,国家重大专项高温气冷堆核电站示范工程全范围模拟机供货合同签署,这标志着我国核电仿真自主化取得新进展。
近日,有读者致信本报,欲了解高温气冷堆的技术现状和创新方向。
为此,本报特约田嘉夫先生撰文,介绍国际高温气冷堆研发运行的相关情况。
高温气冷堆的技术进展气体冷却反应堆与水冷却反应堆一样都是最早开发研究的堆型。
经过几十年的研究发展,气冷堆技术显现出许多优越性。
其中工作温度高,热能转换效率高的堆型,被称为高温气冷堆。
高温气冷堆是以耐高温陶瓷型包覆颗粒为燃料,以具有化学惰性和反应性惰性的氦气为冷却剂,以耐高温石墨为慢化剂、反射层和结构材料。
由于没有金属材料,冷却剂出口温度可以达到和超过950℃,发电效率能够比水冷堆高出40%。
除发电外,还能作为高温工艺用热以及高效率制氢的供热能源。
上世纪80年代,德国科学家提出的高温气冷堆模块化设计概念,排除了堆芯熔化和发生严重事故的可能,提高了反应堆的固有安全性。
使它从第2 代和第3代核电堆型中脱颖而出,具备了第4代堆得一些特点。
固有安全性设计省去了冗余的安全设置,省去了承压安全壳,简化了反应堆系统和结构。
有更宽容的选址适用范围,可以靠近城市或人口密集区域。
另外,模块化设计可以直接耦合氦气透平机组,使能量转换系统更简单,发电效率更高。
它的高度的反应堆安全性、颗粒燃料良好的防核扩散性能,以及高效率发电和制氢能力,在国际上受到广泛重视,被列为第四代先进核能系统中优先发展的堆型之一。
前些年,很多国家都积极地投入了开发研制工作。
中国和日本分别建造了小型高温气冷实验堆,即中国的10 MW球形燃料堆(HTR-10及日本的30 MW柱状燃料堆(HTTR。
为扩大商用堆单堆功率规模都采用环形堆芯设计,在原柱状燃料堆实验的基础上,美国和俄国联合设计了柱状燃料模块堆(GT- MHR,日本也设计了柱状燃料模块堆(GTHTR300,单堆热功率均为600 MW,电功率接近300 MW。
高温气冷堆发展前景
高温气冷堆发展前景高温气冷堆发展前景引言:随着社会科技的不断进步和人们对环境问题的关注，清洁能源的需求越来越迫切。
目前，核能作为一种清洁、高效且可靠的能源，备受关注。
高温气冷堆作为核能发电的一种新型技术，具有较好的发展前景。
本文将从发展现状、优势、挑战和前景四个方面进行论述和分析。
一、发展现状:高温气冷堆技术起源于上世纪五十年代，一直在不断完善和发展。
目前，全球多个国家的科研机构和企业都在积极推动高温气冷堆技术的研发。
其中，我国是高温气冷堆技术的重要推动者和参与者，已经取得了丰硕成果。
我国的两个高温气冷堆实验堆平安启动并运行良好，为我国高温气冷堆工程化建设奠定了坚实的基础。
二、优势:1.安全可靠: 高温气冷堆采用固体燃料，燃料偶变系数低，一旦堆芯温度升高，会自动减小功率输出，避免堆芯失控。
2.高效节能: 高温气冷堆在发电过程中，利用高温燃气直接驱动燃气轮机发电，提高了能源利用效率。
3.灵活性: 高温气冷堆可以制备多种燃料形式，如硒铜砷铵燃料、铍烯烷燃料等，适应性强。
4.多功能: 高温气冷堆除了发电，还可以利用高温热能进行水裂解、制氢等其他产业应用。
三、挑战:1.技术问题: 高温气冷堆技术相对于传统核能技术相对较新，存在着一系列的技术问题，如材料选型、燃料循环等，需要持续进行研发和改进。
2.经济问题: 高温气冷堆的建设和运行成本相对较高，需要充分考虑经济可行性和市场竞争力。
3.安全问题: 高温气冷堆涉及到核能，核安全一向是重中之重，高温气冷堆安全技术的研发和应用需要更加重视。
四、前景:高温气冷堆发展前景广阔。
首先，高温气冷堆技术可以在解决能源问题的同时，减少温室气体的排放，对于缓解气候变化和保护环境具有重要意义。
其次，高温气冷堆具有极高的供热温度，可以广泛应用于热解、合成氨、制氢等领域，为产业升级和能源转型提供支撑。
再次，高温气冷堆技术在我国得到了政府的大力支持和投入，将成为我国核能发展和能源战略的重要组成部分。
高温气冷堆技术的研发与应用
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我国高温气冷堆发展战略研究
一、前言高温气冷堆技术采用氮气冷却剂，石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。
反应堆出口温度可以达到700-1000o Co最新一代的高温气冷堆称为〃模块式高温气冷堆〃，它是1979年三哩岛核事故后世界核能界为革命性地改进核能安全而提出的新概念。
这种反应堆的核心思想是采用热功率200-600MWt之间的比较小的反应堆模块，利用包覆颗粒燃料元件所能达到的优异耐高温性能，在不需要任何应急冷却的情况下，反应堆都能够自然散热，从而消除堆芯熔化的可能性。
安全性是模块式高温气冷堆的重要特点之一。
模块式高温气冷堆的另一重要特点是高温。
它的一个重要用途是高效率发电以及热电联产。
在反应堆出口温度达到700~750°C的条件下，可以结合在反应堆二回路的蒸汽循环，实现亚临界、超临界以及超超临界发电，效率达到40%-48%o可以通过汽轮机抽汽，实现热电联产，用于100~400°C不同参数的工业和民用供热市场。
在反应堆结构和材料基本不变的情况下，进一步提高高温气冷堆的出口温度,使其达到800~1000°C,可以用于更高温度的核能热利用。
其中，具有吸引力的是热分解水制氢，大幅度拓宽核能的应用范围。
氢作为一种重要的工业原料，除了合成氨、合成甲醇、石油精炼等传统用途外，氢气在氢冶金、煤液化以及气化等领域都得到了大规模应用。
氢还是未来理想的二次能源或能源载体，例如，氢可以通过燃料电池技术的使用推动交通能源的升级。
高温气冷堆被认为是最适合用于制氢的核能技术。
二、高温气冷堆技术简述用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。
它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。
模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还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。
中国高温气冷堆制氢发展战略研究
中国高温气冷堆制氢发展战略研究
中国⾼温⽓冷堆制氢发展战略研究⼀、前⾔氢是重要的⼯业原料，也是未来理想的⼆次能源或能源载体；氢作为⼆次能源便于储存和运输，且可以直接作为燃料使⽤。
除传统的合成氨、合成甲醇、⽯油精炼外，氢⽓在氢冶⾦、煤液化以及燃料电池汽车等领域都能够得到⼤规模利⽤。
利⽤核能制氢，可以实现氢⽓的⾼效、⼤规模、⽆碳排放制备。
在国家“863 计划”⽀持下，我国 10 MWt ⾼温⽓冷试验堆已在清华⼤学核能与新能源技术研究院建成并实现满功率运⾏。
在国家科技重⼤专项⽀持下，200 MWe ⾼温⽓冷堆核电站⽰范⼯程的建设正在进⾏ [1]；核能制氢和氦⽓透平等前瞻性技术的研发已开展。
在可⽤于核能制氢的反应堆堆型中，⾼温⽓冷堆因其⾼出⼝温度和固有安全性等优势，被认为是最适合⽤于制氢的堆型[2]。
核能制氢是⾼温⽓冷堆发电外最重要的⽤途，将为未来⾼温堆的应⽤拓展新的领域。
核能制氢技术研发既有利于保持我国⾼温⽓冷堆技术的国际领先优势，也为未来氢⽓的⼤规模供应提供了⼀种有效的解决⽅案，同时可为⾼温堆⼯艺热应⽤开辟新的⽤途，对实现我国未来的能源战略转变具有重⼤意义。
⼆、核能制氢技术简述核能制氢就是利⽤核反应堆产⽣的热作为⼀次能源，从含氢元素的物质⽔或化⽯燃料制备氢⽓。
（⼀）制氢⽤反应堆⽬前⼴泛⽤于发电的压⽔堆等堆型利⽤⾼温蒸汽作为热载体，由于出⼝温度相对较低，主要⽤于发电。
第四代核能系统论坛（GIF）筛选了 6 种堆型（包括钠冷快堆、⽓冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、超临界⽔堆、超 / ⾼温⽓冷堆）作为未来发展的⽅向，除在经济性、安全性、可持续性等⽅⾯的⽬标外，希望能有效拓展核能在⾮发电领域的应⽤。
在这 6 种堆型中，超 / ⾼温⽓冷堆由于具有固有安全性、⾼出⼝温度、功率适宜等特点，被认为是⾮常适合⽤于制氢的堆型 [3]。
在 GIF 中专门设置了⾼温堆制氢项⽬管理部，协调国际上核能制氢相关的国家交流与合作。
（⼆）核能制氢技术作为⼀种⼆次能源或能源载体，氢⽓需要利⽤⼀次能源从含氢物质来制取。
中国高温气冷堆制氢发展战略研究
中国高温气冷堆制氢发展战略研究中国高温气冷堆制氢发展战略研究DOI 10.15302/J-SSCAE-2019.01.004中国高温气冷堆制氢发展战略研究张平，徐景明，石磊，张作义（清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心，北京100084）摘要：核能制氢是一种有应用前景的高效、大规模、无排放的制氢技术，有望在氢气大规模集中供应的场景中起到重要作用。
高温气冷堆是最适于核能制氢的堆型，在我国已有几十年的研发基础，目前正在国家科技重大专项支持下建造高温气冷堆示范电站。
本文介绍了核能制氢技术的特点和主流的核能制氢工艺包括热化学碘硫循环、混合硫循环和高温蒸汽电解的原理，对国际上核能制氢技术发展现状进行了简要综述，并概述了清华大学在该领域的研发现状。
此外对核能制氢的安全性、技术经济评价等问题进行了讨论，在此基础上对与高温气冷堆耦合的制氢技术进行了评价，并以氢气直接还原炼铁为例探讨了高温气冷堆制氢在工业领域的应用前景。
最后对我国高温气冷堆制氢技术的发展路线进行了探讨。
关键词：高温气冷堆；核能制氢；热化学循环；高温电解；技术路线中图分类号：TL424 文献标识码：ANuclear Hydrogen Production Based on HighTemperature Gas Cooled Reactor in ChinaZhang Ping, Xu Jingming, Shi Lei, Zhang Zuoyi(Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University, Beijing 100084, China)Abstract: Nuclear hydrogen production is one of the mostprospective approaches for efficient, massive and CO2-free hydrogen pro-duction, while the high temperature gas cooled reactor (HTGR) which has been intensively developed in China is considered as the most suitable reactor type for nuclear hydrogen production. Currently, the HTGR demonstration plant, HTR-PM, is under construction under the framework of the National Science and Technology Major Project. The principles and main routes for nuclear hydrogen production, including the iodine-sulfur thermochemical water-splitting process, the hybrid sulfur process, as well as the high tempera-ture steam electrolysis, are introduced. The progress of the nuclear hydrogen production technologies both in the world and China are shortly presented and reviewed, and its safety analysis and techno-economic assessment are discussed. In addition, the potential tech-nologies for coupling to the reactor are discussed, and the industrial application of the nuclear hydrogen production based on HTGR is prospected, taking steelmaking by hydrogen as an example. Finally, the development strategy and prospects of nuclear hydrogen pro-duction technology in China are proposed.Keywords: high temperature gas cooled reactor; nuclear hydrogen production; thermochemical cycle; high temperature steam electrolysis; technology route收稿日期：2019-01-10；修回日期：2019-01-18通讯作者：张平，清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心，研究员，主要研究方向为核能制氢；E-mail:zhangping77@/doc/f615795885.html, 资助项目：中国工程院咨询项目“新一代核能用材发展战略研究”(2016-ZD-06)本刊网址：/doc/f615795885.html,020。
高温气冷堆制氢的发展现状及建议
高温气冷堆制氢的发展现状及建议1、核能制氢技术及其发展现状核能是一种可大规模利用的零排放清洁能源，不排放二氧化碳、二氧化硫和氮氧化物，是实现碳中和目标的重要能源技术选项，在电力系统低碳转型、供热方案深度脱碳、支撑绿色氢能发展等方面都具有重要的战略意义。
按照“十四五”规划我国核电装机容量要在2025年达到7000万千瓦。
在"双碳”目标的大背景下业内普遍预测到2030年在运核电装机规模1亿千瓦2035年在运和在建核电装机容量合计达到2亿千瓦，核电发电量有望超过美国，核电占的等上升到10%左右。
与可再生能源相比，核能能量密度高，反应堆功率较大，运行稳定，一般可作为基荷使用。
将核能与可再生能源合理匹配使用,可以进一步发挥各自的特长。
目前核能的使用以发电为主，若能用于制氢，不但可以提供大规模、高效、稳定的氢气供应方案，还可以拓展核能的应用领域，提高经济性。
核能制氢主要技术路线及其特点简述如下：核热辅助的碳基燃料重整。
目前化石燃料转化制氢过程中，煤、天然气等既作为制氢过程原料，又作为吸热反应的燃料。
如果利用高温气冷堆的工艺热，替代化石燃料或生物质热解或重整制氢过程中作为热源的部分,可以减少化石资源的用量，并降低相应的碳排放。
以天然气重整为例，目前天然气蒸汽重整制氢每生产1千克氢气需要消耗3.5千克天然气，产生大约8.8千克二氧化碳。
由于重整过程为强吸热反应，需要额外的燃料燃烧提供需要的热，也产生大量的二氧化碳排放。
如果用高温堆工艺热作为甲烷重整热源，可以显著减少作为燃料的天然气用量。
根据日本原子力机构的计算，与传统的蒸汽重整过程相比，可以减少约三分之一的用作燃烧燃料的天然气用量，也减少相应份额的二氧化碳排放。
该技术成熟度高，与高温气冷堆耦合重点需要开发气体加热的甲烷重整器，可借鉴相关领域的技术，适于近期或中期布置。
高温热化学循环分解水。
水的直接热分解是原理上最简单的制氢方法，但热力学分析表明在温度高于2500开尔文时,水的分解才比较明显；而在此条件下的材料和分离问题都很难解决，在工程上基本是不可行的。
高温气冷堆的发展综述
第23卷第5期2006年10月现 代 电 力M odern Electric Pow erV o l 23 N o 5O ct 2006文章编号:1007 2322(2006)05 0070 06 文献标识码:A 中图分类号:T M623,T L424高温气冷堆在我国的发展综述符晓铭,王 捷(清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084)摘 要:高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。
高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。
国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。
本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。
在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。
关键词:高温气冷堆;第四代核能系统;氦气透平直接循环;核能制氢0 引 言能源是国民经济的基础产业,是国民经济发展的动力,能源技术发展与经济和社会的发展紧密相关。
随着我国经济持续稳定的发展,能源需求日益增长,能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。
由于能源资源量的限制和环境问题突出,迫切要求发展清洁安全的替代能源。
核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。
从我国的能源供求情况来看,核能在21世纪中将在我国能源体系中发挥重要作用[1]。
积极发展核能是增加能源供给和改善环境污染的重要途径之一,对保障国家能源安全、调整能源结构、发展高效清洁能源、保护环境等将产生深远影响。
发展我国核能,必须立足于研发先进的核能系统。
按照目前国际上被广泛接受的观点,已有的核能系统被划分为三代: 20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600~1400M W的标准型核电站,它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体;!20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改进型轻水堆核电站。
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012我国高温气冷堆发展战略研究我国高温气冷堆发展战略研究Development Strategy of High Temperature GasCooled Reactor in China张作义，吴宗鑫，王大中，童节娟 （清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心，北京100084）Zhang Zuoyi, Wu Zongxin, Wang Dazhong, Tong Jiejuan(Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University, Beijing 100084, China)摘要：高温气冷堆和在此基础上发展起来的超高温气冷堆是第四代核能系统研发重点的6种堆型之一。
本文介绍了高温气冷堆的特点，对高温气冷堆技术在国内外的最新研发进展进行了简要综述，对高温气冷堆的发展定位等问题进行了讨论。
在此基础上对我国高温气冷堆发展路线进行了展望。
我国高温气冷堆技术历经跟踪、跨越和自主创新，目前在商业规模模块式高温气冷堆核电站技术上处于世界领先地位。
在此基础上，我国正在启动部署后续60万千瓦级模块式高温气冷堆核电机组的研发和配套关键技术的攻关工作，以进一步推动高温气冷堆技术的产业化，保持我国在该领域的国际领先优势。
关键词：高温气冷堆；超高温；技术路线中图分类号：TL3 文献标识码：AAbstract: High temperature gas cooled reactor (HTGR) together with its successor, the very high temperature reactor, is one of the six nuclear energy systems identified and selected by the Generation IV International Forum for further development. The paper briefly summarizes the technical characteristics of HTGR and reviews the recent research and development status of HTGR technology at home and abroad. It also discusses the strategic positioning of HTGR in China and looks ahead to the HTGR technology development road map in China. China has gone through the stages such as tracking, stepping over, and independent innovation in the past years, and now is in the front-runner status with respect to the commercial-level HTGR nuclear power plant. On this basis, China is working on the design of 600 MW pebble bed HTGR (HTR-PM600), so as to further promote industrialization of the HTGR technology and stay ahead in this field.Keywords: high temperature gas cooled reactor; very high temperature; technology road map收稿日期：2018-12-18；修回日期：2019-01-10通讯作者：张作义，清华大学核能与新能源技术研究院，教授，主要从事先进反应堆相关理论、技术、应用和发展研究； E-mail: zyzhang@资助项目：中国工程院咨询项目“新一代核能用材发展战略研究”(2016-ZD-06)本刊网址：DOI 10.15302/J-SSCAE-2019.01.003一、前言高温气冷堆技术采用氦气冷却剂,石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。
反应堆出口温度可以达到700~1000 ℃。
最新一代的高温气冷堆称为“模块式高温气冷中国工程科学 2019年 第21卷 第1期堆”[1]，它是1979年三哩岛核事故后世界核能界为革命性地改进核能安全而提出的新概念。
这种反应堆的核心思想是采用热功率200~600 MWt之间的比较小的反应堆模块，利用包覆颗粒燃料元件所能达到的优异耐高温性能，在不需要任何应急冷却的情况下，反应堆都能够自然散热，从而消除堆芯熔化的可能性。
安全性是模块式高温气冷堆的重要特点之一。
模块式高温气冷堆的另一重要特点是高温。
它的一个重要用途是高效率发电以及热电联产。
在反应堆出口温度达到700~750 ℃的条件下，可以结合在反应堆二回路的蒸汽循环，实现亚临界、超临界以及超超临界发电，效率达到40%~48%。
可以通过汽轮机抽汽，实现热电联产，用于100~400 ℃不同参数的工业和民用供热市场。
在反应堆结构和材料基本不变的情况下，进一步提高高温气冷堆的出口温度，使其达到800~1000 ℃，可以用于更高温度的核能热利用。
其中，具有吸引力的是热分解水制氢，大幅度拓宽核能的应用范围。
氢作为一种重要的工业原料，除了合成氨、合成甲醇、石油精炼等传统用途外，氢气在氢冶金、煤液化以及气化等领域都得到了大规模应用。
氢还是未来理想的二次能源或能源载体，例如，氢可以通过燃料电池技术的使用推动交通能源的升级。
高温气冷堆被认为是最适合用于制氢的核能技术。
二、高温气冷堆技术简述用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。
它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆[2]。
模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还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。
它的优点是提高反应堆的可利用率，实现比较均匀的功率分布和燃料的燃耗深度，以及没有大的后备反应性，有利于反应堆的控制。
球床堆技术由德国于利希研究中心R. Schulton 教授发明[2]，在德国开展了大量的研究和发展工作，建设了15 MWe的高温气冷堆（A VR）实验反应堆和300 MWe的高温钍反应（THTR）工业示范堆。
我国在国家高科技研究发展计划的支持下于2000年在清华大学建成10 MW高温气冷试验堆（HTR-10）[3]，是世界上首个实现“模块式”肩并肩布置的球床高温气冷堆的实验堆。
美国和日本主要发展了棱柱堆。
美国建设了Peach Bottom实验堆和Fort St. Vrain工业示范堆，日本建设了高温实验反应堆（HTTR）。
球床堆和棱柱堆的主要差别是燃料的几何形状不同。
但是两种高温气冷堆的核心技术，例如，全陶瓷包覆颗粒燃料、氦气冷却剂和石墨慢化剂都是相同的。
二者在20世纪80年代以后不约而同地转向了“模块式”高温气冷堆的技术发展方向，应用领域也是相同的。
具有优异的固有安全性是模块式高温气冷堆的突出特征。
国际上把高温气冷堆列为符合第四代先进核能系统技术要求的堆型之一。
2003年发表的第四代核能系统路线图报告把超高温气冷堆（VHTR）列为第四代核能系统6种候选技术之一[4]。
2010年后更新的路线图报告则将VHTR更改为V/HTR （超高温气冷堆/高温气冷堆），并说明它包括的温度范围是700~1000 ℃。
图1示意了HTR-PM球形燃料元件结构。
以二氧化铀为核心，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92 mm直径的包覆颗粒燃料。
大约12 000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60 mm的燃料球中。
图2为我国高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的核蒸汽供应系统模块结构的示意图。
反应堆堆芯中大约有4.2×105个燃料球，直径为3 m，高为11 m 。
堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。
冷却无燃料区燃料区半球包覆燃料颗粒UO2核芯燃料球外致密PyC层内致密PyC层疏松PyC层SiC层图1 HTR-PM球形燃料元件结构[5]013014我国高温气冷堆发展战略研究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。
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200 MWe 高温气冷堆核电站示范工程（即HTR-PM ）中，每个反应堆模块热功率为250 MWt 。
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210 MWe 。
模块式高温气冷堆的发明者H. Routler 与G. Lohnert 在早期就曾经指出，模块的意思就是在一个核电机组中可以根据需要连接多个反应堆模块[1]。
当该反应堆要应用于更高温度的场合时，需要有一个耐更高温度的中间热交换器，以取代蒸汽发生器。
而反应堆本身从燃料、反射层、堆内金属构件到连接管都可以保持原有的材料和设计。
目前经过验证的包覆颗粒燃料元件技术（TRISO ）经过长期辐照考验证明能够在1250~1350 ℃下长期运行，考虑到堆芯出口温度的不均匀性，可以实现反应堆出口氦气平均温度达到1000 ℃的要求。
三、高温气冷堆发展现状德国最初于1960—1990年在球床高温气冷堆方面开展了大量的研究工作，美国在同期也发展了棱柱燃料的高温气冷堆。
20世纪80年代早期，德国西门子公司提出了模块式高温气冷堆的概念[1]，之后高温气冷堆的发展进入了模块式高温气冷堆的发展阶段。
对于模块式高温气冷堆，德国、美国、日本、俄罗斯、南非和中国等国都曾经开展了大量的研究，研究和发展了一系列基本具备建设首个示范工程的工程设计。
其中比较好的设计是德国西门子公司1980—1995年的200 MWt 球床模块式高温气冷堆HTR-Modul 和同期美国通用原子能公司发展的350 MWt 棱柱模块式高温气冷堆MHTGR 。