高温气冷堆

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第七章
高温气冷堆
HTGR
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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
反应堆 堆芯
4 高压压气机 透平
发电机
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
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示范电站－HTR－PM

球床,环形堆芯 458MWth / 195MWe 蒸汽透平
（中心石墨柱）



60 年寿期
燃料富集度: 9.45% 失压失冷（ DLOFC）: 1465 C <1600 C
1 热中子吸收截面小
2 高温下有较好的机械性能和稳定性 3 抗热震性能好
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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
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HTGR特点
1 高温高效 2 高转换比
3 安全性高
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）。
2000 1500 1000 500 0 -300
Speed (rpm)
Power(kw)
2500
power(kw)
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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
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3
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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。
“十一”五863高温堆制氢： —10兆瓦高温气冷堆＋制氢 装置
核能制氢： －标准反应堆模块 ＋制氢＋发电 －不排放此此CO2 －和化石能制氢相竞争
2000
2005
20温堆项目－廿年历程
HTR-10 － 863计划（跟踪技术）
HTR-10GT –863计划（跨越发展） HTR-PM – 重大专项（自主创新）
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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 CO2 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 。
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高温气冷堆－设计概念的提出
1944 / USA
Daniels‘
SECRET REPORT
on an
HTR PEBBLE PILE
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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）
1960 / UK HUDDLE PATENT:
TRISO
COATED PARTICLE 8
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
腔室混凝土
堆芯
表面冷却系统
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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，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。
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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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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。
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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：
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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 模块式高温气冷堆的概念。
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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 － ……
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HTR－PM 发展思考
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我国－高温堆
廿年甘苦，尚需努力
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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
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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
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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
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TRISO 燃料元件

不易破损 耐高温
核心
包覆颗粒 燃料元件
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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。
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两个模块式高温堆－柱状 &球形
中国－HTR10
日本－HTTR30
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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
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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。
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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
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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。
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
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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
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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
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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
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全陶瓷堆芯结构
堆芯石墨结构
数字化控制室
装料
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关键堆上试验
3500 3000 1400 1200 1000 800 600 400 200 0 -200 1700 3700 5700 Time(s) DLOFA 瞬态 7700 9700 speed（rpm)