第四代核能系统――高温气冷堆技术介绍PPT课件

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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

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 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。

高温气冷堆技术采用

高温气冷堆技术采用高温气冷堆技术采用引言高温气冷堆技术是一种新型的核能利用技术，它采用了气体作为热传输介质，将核能转化为电能或热能。

与传统的水冷堆技术相比，高温气冷堆技术具有诸多优势，包括安全性、高效性、环境友好等。

本文将详细介绍高温气冷堆技术的原理、应用及前景。

一、高温气冷堆技术的原理高温气冷堆技术是通过将核燃料（如铀、钚等）放置在燃料元件中，并在控制条件下进行核反应，产生大量热能。

燃料元件通常由燃料棒和包围燃料棒的燃料壳组成。

燃料元件中的热能通过与工质气体（通常是氦气）的热交换来实现转化，将热能转化为电能或热能。

高温气冷堆技术与传统的水冷堆技术相比，最大的区别在于热传输介质的差异。

传统的水冷堆技术使用水作为冷却剂，通过循环水来从反应堆中带走热量。

而高温气冷堆技术则使用气体（通常是氦气）作为热传输介质，利用气体的高热导性能，直接将热能传递给燃料元件外的供热系统。

二、高温气冷堆技术的应用1. 电力生成高温气冷堆技术可以转化核能为电能，并将其供给电网。

高温气冷堆可以提供高温高压的工质气体，这些气体可以直接驱动汽轮机或发电机，实现电力的生成。

相比传统的水冷堆技术，高温气冷堆技术的电力转化效率更高，能够更充分地利用核能资源。

2. 工业供热高温气冷堆技术的另一个应用是工业供热。

高温气冷堆可以提供高温的工质气体，这些气体可以直接供给工业生产中的加热炉、锅炉等设备，满足工业生产中对高温热能的需求。

相比传统的水冷堆技术，高温气冷堆技术的供热效率更高，能够更好地满足工业生产的需求。

3. 燃料制氢高温气冷堆技术还可以用于燃料制氢。

高温气冷堆中的工质气体（氦气）可以与水反应，产生氢气。

氢气被认为是一种清洁能源，可以用于替代传统的化石燃料。

利用高温气冷堆技术制氢，可以实现核能和可再生能源的结合，提高能源的可持续性和环境友好性。

三、高温气冷堆技术的前景目前，高温气冷堆技术仍处于发展初期，但已经在一些国家得到了重视和推广。

超高温气冷堆介绍

超高温气冷堆（VHTR）调研报告目录0．引言 (3)1．发展历史 (3)1.1 高温气冷堆—实验堆 (3)1.2 高温气冷堆—原型堆 (3)1.3 高温气冷堆-模块式 (4)2．目前各个国家的发展状况 (4)3．VHTR反应堆结构 (5)4．VHTR堆型的优缺点 (8)5．VHTR发展趋势 (9)5.1 前景展望 (9)5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10)6．总结 (11)参考文献 (12)0．引言未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。

第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。

在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。

VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。

目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。

我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。

1．发展历史VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。

1.1 高温气冷堆—实验堆英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。

美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。

德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），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。

1.2 高温气冷堆—原型堆美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。

高温气冷堆的最简明介绍

高温气冷堆的最简明介绍第四代反应堆所谓的第四代反应堆，是对所有把压水/沸水式完全推倒重来的设计的通称，包括了好几种截然不同的构想。

这些新设计必须具有根本性的优势，否则不可能有人愿意投资几百亿美元来做开发。

目前有若干候选堆型，例如比较成熟的高温气冷堆和快中子反应堆（Fast Breeder）：前者专注在安全性，保证绝不熔堆；而后者则可以用来做元素嬗变（Elemental Transmutation），最主要是将铀238变成钚239。

从商业观点上来看，暂只有高温气冷堆有真正实用上的价值；快堆生产的钚是核武器的最佳原料。

据说，日本自中曾根康弘首相之后便开始积极囤积钚239，所用的借口是把钚和铀混合成MOX核能燃料。

生于美国，长于西德高温气冷堆最早是1943年美国的Farrington Daniels在Oak Ridge实验室所做的一个实验，不过一直到1960年才在西德由Schulten牵头开始实际的工程设计与建设。

Schulten的反应堆简称AVR，1967年建成并网发电，电功率为15MW。

1986年切尔诺贝利事件后，西德对核电开始有疑虑，AVR也受到严格的监督。

很不巧的是，1988年发生了一个小事故（燃料球卡在出口），在处理的过程中释放了很少量的放射性尘埃（燃料球的外壳不够强，以致破裂），但是当时的民情已经不容许任何放射性灾害，于是AVR被关闭，德国政府花了26年来清理现场并检讨整个经验。

中国“逢低买入”中国早在1970年代末就已经从清华派了学者和学生去参加Schulten的团队，Schulten团队被解散之后，中国以极低的价格买下了知识产权的执照和图纸（南非也买了执照和图纸，但是没有什么大进展，2010年正式放弃），并且把燃料球生产线带回清华。

1995年中国版的HTR-MODUL（改称HTR-10）在清华校园开建，2000年建成并网，电功率为10MW。

2005年商业版的示范堆在山东石岛湾开建，双机并联，总电功率为200MW。

高温气冷堆

高温气冷堆高温气冷堆高温气冷堆，（hightemperaturegascooledreactor），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。

折叠编辑本段研发历程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。

高温气冷堆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。

NGNP项目将使核能利用延伸到更宽广的工业和交通领域，降低燃料消耗和污染，并在现有的商业化轻水堆技术基础上提高固有安全性。

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。

四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)

¾ 采用通风式低耐压型安全壳
三、示范工程进展
8. 核岛方案（续）
¾ 堆芯 • 采用单区堆芯 • 全陶瓷包覆颗粒燃料球形元件 • 在任何工况下，燃料元件最高温度不超过其安全限值1620℃
三、示范工程进展
8. 核岛方案（续）
¾ 采用连续装卸料、15次循环的燃料管理模式
¾ 设置两套独立的停堆系统：控制棒系统和吸收球停堆系统
• 目标 • 计划进度 • 资金 • 科研项目
三、示范工程进展
1. 项目基本情况
¾ 项目名称：
华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程 ¾ 建设单位：
华能山东石岛湾核电有限公司 ¾ 厂址地理位置:
• 位于山东省威海市所辖荣成市，地处石岛管理区宁津镇东南海滨，东部濒临黄海
• 厂址中心位置的地理坐标为东经122°30'，北纬36°58'
8. 国家科技重大专项
¾ 2006年国务院发布了国家中长期科学的技术发展规划纲要（2006－2020年）该纲要在我国国民经济发展的重点领域中确定一批优先主题的同时，围绕国家目标，进一步突出重点，筛选出了包括大型先进压水堆及高温气冷堆核电站在内的16个重大专项，高温气冷堆工程是一个创新的工程。 ¾ 2008年2月国家批准了专项实施方案
¾ 预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行，到 2030年投入使用。
一、第四代核能系统概述
5.第四代核电堆型的技术方向
¾气冷快堆（GFR）:是采用氦气冷却的快中子反应
堆，并采用高温氦气直接透平，其燃料循环采用闭式循环。
¾铅冷快堆（LRF）:以铅（Pb）或铅铋（Pb-Bi）
合金、铅镁（Pb-Mg）合金等液态重金属为冷却剂快堆的统称，拥有一个能够有效增殖铀和管理锕系元素的闭合燃料循环。

第六章高温气冷堆

由于这些原因，可以使高温气冷堆的冷却剂出口温度达到950℃，是迄今各类反应堆中工作温度最高的堆型。

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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，用途广泛：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。

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3. 高温气冷堆－实验堆英国1960年建造20MW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。

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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/铋冷快堆熔盐堆

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基本概念
高温气冷堆（HTGR）
采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂和堆芯结构材料，以氦气作冷却剂的先进热中子反应堆。

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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。

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高温气冷堆堆芯结构特点
按照石墨燃料元件的结构形式分为：球床堆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。

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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）

第四代核能系统

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采用先进的新型水力驱劝控制棒停堆系统及超声波棒位测量系统。新型的控制棒水力学传动机构为我国独创，它具有传动链短、降低堆体高度、堆顶结构简单、运行可靠、排除失压弹棒事故、造价低等优点。该系统的十字形控制棒在我国是首次研制成功，方形锆盒已达到国际先进水平。超声波棒位测量系统是我国研制出的一套完整的新型系统，也是世界上首次将超声技术用于反应堆控制棒棒位测量。系统简化，操作简便，无须操纵员干预，避免人因错误运行参数低，安全裕度大，运行可靠

4.柴油主机将用于 1)快速长距离巡航,例如阵位部署转移 2)长时间高速机动,例如战术追踪这样,能够最大限度发挥核机持续稳定供能,柴电冲刺能力的优点, 克服高温堆辐射强防护困难,柴电短腿的缺点,最大限度发挥潜艇战力.
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最后给大家介绍一个关于低温堆的科教短片---《低温核供热堆》，这部短片曾经获得了第一届金鸡百花电影节最佳科教片的奖项
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核供热堆输热系统
余热排出
接热网
中间回路
供热反应堆
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核供热堆堆体结构

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5MW低温核供热试验堆
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5MW低温核供热试验堆
李岚清副总理于2000年2月2日参观清华大学5MW低温核供热试验堆的二回路(下图)和控制室(右图)
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安全性

低温核供热堆是一种具有固有安全性的核反应堆。所谓“固有安全性，就是依靠自然规律本身来保证反应堆的安全，而不是用人为的工程措施来保证反应堆的安全。例如，当反应堆芯温度局部升高时，它有自调节作用使核反应向抑制的方向进行，这就从根本上保证低温核供热堆决不会发生前苏联切尔诺贝利核电站那样的严重事故。根据安全分析，低温核供热堆在所有八类可能发生的事故下(包括断电、停水、断管、壳破、误启动等)，都能保证反应堆堆芯被水淹没，也就是说，保证反应堆平安无事。

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

10 第四代反应堆简介

第四代核能系统的特点及其热力循环

高温气冷堆发展PPT课件

高温气冷堆的原理

第四代核能系统——高温气冷堆技术介绍

高温气冷堆

高温气冷堆的宣讲稿

高温气冷堆技术采用

超高温气冷堆介绍

高温气冷堆的最简明介绍

高温气冷堆

高温气冷堆技术阶段

四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)

第六章 高温气冷堆

第四代核能系统

第六章高温气冷堆