第四代核能系统――高温气冷堆技术介绍PPT课件
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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 了中韩联合核能制氢研究中心。
10 MW 高温气冷堆外景
13
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
14
反应堆和蒸汽发生器舱室
15
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
（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
11
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
12
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。
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
wenku.baidu.com
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
23
HTR-PM：战略意义和必要性
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。
21
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
22
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
20
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
16
堆芯横截面
17
直径 6 厘米的燃料球
18
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
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
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)
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
19
至2006年3月累计运行469天
Days of operation Integrated power (MWD)
35
19280
1
整体概述
概述一
点击此处输入
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概述二
点击此处输入
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概述三
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2
3
4
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 ℃
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 了中韩联合核能制氢研究中心。
10 MW 高温气冷堆外景
13
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
14
反应堆和蒸汽发生器舱室
15
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
（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
11
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
12
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。
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
wenku.baidu.com
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
23
HTR-PM：战略意义和必要性
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。
21
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
22
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
20
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
16
堆芯横截面
17
直径 6 厘米的燃料球
18
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
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
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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
Days of operation
Integrated power
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250.0 200.0 150.0
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Time(Month since January 2003)
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
19
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
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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 ℃