高温堆-先进反应堆(课堂PPT)
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第四代核能系统――高温气冷堆技术介绍PPT课件
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
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)
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。
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
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 ℃
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 ℃
高温堆-先进反应堆PPT课件
6
1、基本特点（c）
发电效率高，蒸汽循环40%左右，氦气 循环48%左右。 模块式高温堆建造周期可缩短到2-3年， 并可降低建造成本和电价：1500美元/ 千瓦，3.3美分/度。 大型堆发展停滞，经济性有待证明 模块堆发展有前景 日、中、南非、美、俄。
7
2、应用前景
高温堆安全、经济好，广泛用途 高温堆出口温度950℃，是现有各类反应堆 中温度最高的堆型，使用氦气透平直接发电， 效率可达43-47%，比普通核电站高. 开采稠油和炼制石油，生产各类化工产品， 使煤气化、液化，制造洁净的燃料氢气、甲 醇等等
堆芯 表面冷却系统
烟囱 空冷器 水箱
腔室混凝土
4
1、基本特点（c）
非能动余热排出 阻止放射性释放的多重屏障 在任何运行和事故情况下都是安全的 无需设应急冷却系统 无需设通常意义的安全壳 便于运行和维护 氦气不吸收中子，无感生放射性，无腐 蚀产物的活化，放射性剂量低。
5
1、基本特点（c）
燃料经济性好 全陶瓷堆芯中子吸收少，燃料转换比高，燃 耗深，能使用不同的燃料和多种燃料循环。 高放废物量少 由于利用率高，乏燃料中锕系核素仅为压水 堆的60－80％。 模块式高温堆固有安全性更明显 可建在工厂附近。
achieved a remarkable 86% availability during the electricity production
phase.
17
AVR －德国
1967年建成了电功率为 15MW的球床实验高温 气冷堆核电厂（AVR） 1974年将该堆的一回路 氦气温度提高到950℃， 成为世界上运行温度最 高的核堆， 1988年退役。 一体化布置，蒸发器在 堆芯上方。
8
3、高温堆发展简史-四个阶化剂，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。
1、基本特点（c）
发电效率高，蒸汽循环40%左右，氦气 循环48%左右。 模块式高温堆建造周期可缩短到2-3年， 并可降低建造成本和电价：1500美元/ 千瓦，3.3美分/度。 大型堆发展停滞，经济性有待证明 模块堆发展有前景 日、中、南非、美、俄。
7
2、应用前景
高温堆安全、经济好，广泛用途 高温堆出口温度950℃，是现有各类反应堆 中温度最高的堆型，使用氦气透平直接发电， 效率可达43-47%，比普通核电站高. 开采稠油和炼制石油，生产各类化工产品， 使煤气化、液化，制造洁净的燃料氢气、甲 醇等等
堆芯 表面冷却系统
烟囱 空冷器 水箱
腔室混凝土
4
1、基本特点（c）
非能动余热排出 阻止放射性释放的多重屏障 在任何运行和事故情况下都是安全的 无需设应急冷却系统 无需设通常意义的安全壳 便于运行和维护 氦气不吸收中子，无感生放射性，无腐 蚀产物的活化，放射性剂量低。
5
1、基本特点（c）
燃料经济性好 全陶瓷堆芯中子吸收少，燃料转换比高，燃 耗深，能使用不同的燃料和多种燃料循环。 高放废物量少 由于利用率高，乏燃料中锕系核素仅为压水 堆的60－80％。 模块式高温堆固有安全性更明显 可建在工厂附近。
achieved a remarkable 86% availability during the electricity production
phase.
17
AVR －德国
1967年建成了电功率为 15MW的球床实验高温 气冷堆核电厂（AVR） 1974年将该堆的一回路 氦气温度提高到950℃， 成为世界上运行温度最 高的核堆， 1988年退役。 一体化布置，蒸发器在 堆芯上方。
8
3、高温堆发展简史-四个阶化剂，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。
《先进型反应堆》课件
优点
1 安全性
先进型反应堆具有高度安全性，能够有效预防核事故，并减少对人类和环境的危险。
2 经济性
这些反应堆在能源生产领域具有高效和经济的特点，可以为社会创造巨大的价值。
3 环境友好型
相比传统能源，先进型反应堆减少了对大气和水资源的污染，使其成为环境友好型的能 源选择。
缺点
1 建设成本高
建设先进型反应堆需要巨大的投资，这是发展过程中面临的主要挑战。
2 政治和公众的反对
由于核能的特殊性质，先进型反应堆可能面临政治和公众的担忧和反对。
Байду номын сангаас
先进型反应堆的分类
轻水反应堆
轻水反应堆使用水作为冷却 剂和减速剂，是目前最常见 的反应堆类型。
液态金属冷却反应堆
液态金属冷却反应堆使用液 态金属作为冷却剂，具有高 热传导性和更高的工作温度。
气冷式反应堆
气冷式反应堆使用气体作为 冷却剂，减少了对水资源的 依赖，同时具有更好的灾害 适应性。
《先进型反应堆》PPT课 件
首先，让我们来探索先进型反应堆的奥秘和潜力。它们代表着未来能源发展 的重要方向。
概述
反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程释放巨大能量的设备。先进型反应堆具有很多独特特点，让我们一起了 解！
原理
核聚变与核裂变是先进型反应堆的核心原理。了解这些原理有助于我们理解这些反应堆的工作原理。
先进型反应堆的未来发展趋势
未来，先进型反应堆将继续发展演进，潜力巨大，将为人类创造更美好的生活。
结论
通过加强对先进型反应堆的研究和发展，国家将能够解决能源短缺和环境问 题，实现可持续发展的目标。
发展历程
1
国外的先进型反应堆
国外已经在研发和使用先进型反应堆方
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。
高温堆-先进反应堆解析
3、高温堆发展简史-四个阶段
（1）早期气冷堆（Magnox）
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）
第七章 高温堆（HTR)
一、高温堆简介 二、中国高温堆 三、日本高温堆 四、其它高温堆
一、高温堆简介
1、基本特点 2、应用前景 3、高温堆发展简史
1、基本特点
氦气作冷却剂 石墨作慢化材料 包覆颗粒燃料+石墨 球形（或柱状）燃料元 件 全陶瓷的堆芯结构材料 连续装卸燃料的方式 无应急冷却系统 模块化建造
AVR －德国
1967年建成了电功率为 15MW的球床实验高温气 冷堆核电厂（AVR） 1974年将该堆的一回路 氦气温度提高到950℃， 成为世界上运行温度最 高的核堆， 1988年退役。 一体化布置，蒸发器在 堆芯上方。
Germany -- The AVR-15MWe in Jülich during 1966 to 1988 – operation This prototype helium reactor operated successfully for over 20 years and provided demonstration of 950℃ gas outlet temp. and key safety features, including safe shutdown with total loss of coolant circulation and without control rod insertion.
反应堆核电站高中物理PPT课件
2. 核电站：
• 组成： 核岛、常规岛、配套设施
2. 核电站：
• 优点？ 《练习册》P34 #8
核能－－ “无穷”的能
核裂变能
源
铀、钍矿石
如全部利用， 能供使用
2400～2800
年
海洋
核聚变能
40亿万吨 2千多亿吨
氘（来自海水）、锂
如实现可控核聚变，
能供使用上千亿
年
英国 印度 德国 日本 俄罗斯 中国 美国
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒；
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
反应堆是如何被控制的
• 核燃料的点火
– 中子发生器首先启动，发出自 由中子，引发链式反应。
• 反应堆的停止
费米
1．反应堆：
用人工方法控制核裂变链式反应并获得核能的装置 。
反应堆的组成：
燃料棒（铀棒）、减速剂（石墨、重水、普 通水：将快中子变为慢中子） 、控制棒（镉 棒：吸收中子能力强）、冷却系统、防护层 （很厚的水泥：防止射线危害人体）。
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
利用核能冶炼钢铁
写在最后
经常不断地学习,你就什么都知道。你知道得越多,你就越有力量 Study Constantly, And You Will Know Everything. The More
You Know, The More Powerful You Will Be
结束语
感谢聆听
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
第七章 高温气冷堆
14
两个模块式高温堆－柱状 &球形
中国－HTR10
日本－HTTR30
15
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
16
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。
6
高温气冷堆－设计概念的提出
1944 / USA
Daniels‘
SECRET REPORT
on an
HTR PEBBLE PILE
7
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
4 高压压气机
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
36
示范电站－HTR－PM
球床,环形堆芯
（中心石墨柱）
458MWth / 195MWe 蒸汽透平
60 年寿期
燃料富集度: 9.45% 失压失冷（ DLOFC）: 1465 C <1600 C
TRISO 燃料元件
不易破损 耐高温
核心
包覆颗粒 燃料元件
9
高温气冷堆－实验堆
两个模块式高温堆－柱状 &球形
中国－HTR10
日本－HTTR30
15
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
16
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。
6
高温气冷堆－设计概念的提出
1944 / USA
Daniels‘
SECRET REPORT
on an
HTR PEBBLE PILE
7
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
4 高压压气机
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
36
示范电站－HTR－PM
球床,环形堆芯
（中心石墨柱）
458MWth / 195MWe 蒸汽透平
60 年寿期
燃料富集度: 9.45% 失压失冷（ DLOFC）: 1465 C <1600 C
TRISO 燃料元件
不易破损 耐高温
核心
包覆颗粒 燃料元件
9
高温气冷堆－实验堆
反应堆核电站课件PPT
反应堆核电站课件
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
高温堆
模块式球床高温气冷堆——一种极有发展前途的核电堆型左开芬（清华大学核能技术设计研究院，北京100084）2000年12月，由清华大学核能技术设计研究院负责设计和建造的10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）建成并实现首次临界。
HTR-10是我国建造的首座高温气冷堆，也是世界上第一座建成的模块式球床高温气冷堆。
这一成就在国际核能界引起了很大反响，它使原来在国际核能界处于落后地位的中国一跃成为在研发第四代先进核能系统方面相对领先的国家，美国核学会主席A．Kadak教授说，由于10 MW高温气冷堆是世界上最近唯一建成运行的球床高温气冷堆，中国"正处在新一轮技术发展的中心"。
2001年3月，来自国际原子能机构（IAEA）、美、俄、法、德、荷、日、南非的35名外国代表专程来华聚会，热烈庆祝HTR-10建成临界并与中国同行交流高温气冷堆设计、建造和运行方面的经验。
1 高温气冷堆发展简介高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的。
低温气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型，初期这种堆型被用来生产钚，50年代中期以后开始成为发电用的商用化动力堆。
气冷堆的发展大致可分为四个阶段：早期气冷堆、改进型气冷堆、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。
1.1 早期气冷堆（Magnox）英国在1956年建成电功率为50 MW的卡特霍尔（Calder Hall）气冷堆电站，标志着这种堆型进入商用化。
这种气冷堆采用石墨为慢化剂，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，故这种堆又称为镁诺克斯气冷堆。
到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国相继建造和运行了36座镁诺克斯型堆，总装机容量达到8 200 MW。
这种堆型运行情况良好，可利用率高，对核能早期进入商用化市场起了很大作用。
1.2 改进型气冷堆（AGR）为提高反应堆的热工性能，英国发展了改进型气冷堆（AGR），反应堆仍采用石墨作慢化剂，CO2气体作冷却剂，但用不锈钢代替镁诺克斯合金作为燃料的包壳材料，改进后CO2的出口温度从400℃左右提高到670℃。
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桃花谷（Peach Bottom）－美国
1967年建成并运 行了电功率为 40MW的桃花谷 （Peach Bottom） 实验高温气冷堆 核电厂， 1974年10月按计 划完成了试验任 务后停堆退役
U.S. - Peach Bottom - 1967 to 1974 – This prototype helium reactor achieved a remarkable 86% availability during the electricity production phase.
日、中、南非、美、俄。
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2、应用前景
高温堆安全、经济好，广泛用途 高温堆出口温度950℃，是现有各类反应堆 中温度最高的堆型，使用氦气透平直接发电， 效率可达43-47%，比普通核电站高. 开采稠油和炼制石油，生产各类化工产品， 使煤气化、液化，制造洁净的燃料氢气、甲 醇等等
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3、高温堆发展简史-四个阶段
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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龙堆（Dragon） －英国
从1956年起开始研究发 展高温气冷堆技术，
1962年与西欧共同体合 作开始建造热工率为 20MW的高温气冷实验 堆—龙堆（Dragon）
1964年8月首次临界， 1966年4月达到满功率 运行。
1976年完成了原先制定 的运行和试验计划。
燃耗深，能使用不同的燃料和多种燃料循环。 高放废物量少
由于利用率高，乏燃料中锕系核素仅为压 水堆的60－80％。 模块式高温堆固有安全性更明显
可建在工厂附近。
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1、基本特点（c）
发电效率高，蒸汽循环40%左右，氦气循 环48%左右。 模块式高温堆建造周期可缩短到2-3年， 并可降低建造成本和电价：1500美元/千 瓦，3.3美分/度。 大型堆发展停滞，经济性有待证明 模块堆发展有前景
不易破损
核心
耐高温
包覆颗粒
燃料元件
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3、高温堆发展简史-四个阶段
（3）高温气冷堆（HTGR）
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。
England - Dragon -1964 to 1976 – This helium-cooled test reactor provided
early successful demonstration of the high temp. gas-cooled reactor and
water-particle fuel.
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3、高温堆发展简史-四个阶段
（3）高温气冷堆（HTGR）
高温气冷堆是改进型气冷堆的进一步发展。 由于CO2气体与元件包壳材料不锈钢化学相容性的限制，
改进型气冷堆出口CO2温度也受限制，不能超过690℃ 高温气冷堆采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却
剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件，用耐高温的石 墨作为慢化剂和堆芯结构材料，使堆芯出口氦气温度 可达到950℃甚至更高。
堆芯 表面冷却系统
烟囱 空冷器 水箱
腔室混凝土
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1、基本特点（c）
非能动余热排出 阻止放射性释放的多重屏障
在任何运行和事故情况下都是安全的 无需设应急冷却系统 无需设通常意义的安全壳 便于运行和维护
氦气不吸收中子，无感生放射性，无 腐蚀产物的活化，放射性剂量低。
5
1、基本特点（c）
燃料经济性好 全陶瓷堆芯中子吸收少，燃料转换比高，
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AVR －德国
1967年建成了电功率为 15MW的球床实验高温气 冷堆核电厂（AVR） 1974年将该堆的一回路 氦气温度提高到950℃， 成为世界上运行温度最 高的核堆， 1988年退役。 一体化布置，蒸发器在 堆芯上方。
Germany -- The AVR-15MWe in Jülich during 1966 to 1988 – operation This prototype helium reactor operated successfully for over 20 years and provided demonstration of 950℃ gas outlet temp. and key safety features, including safe shutdown with total loss of coolant circulation and without control rod insertion. 18
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高 温 气 冷 堆 － 设计 概念 的提出
1944 /ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱUSA
Daniels‘
SECRET REPORT
on an
HTR PEBBLE PILE
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高 温 气 冷 堆-关 键 技 术 的 突 破
1960 / UK HUDDLE PATENT:
TRISO COATED PARTICLE
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TRISO 燃 料 元 件
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1、基本特点（c）
具有“固有安全性”：
堆芯温度负反应性系数大；在 任何情况下能自动停堆。
堆芯功率密度低（5－10 kW/L), 热容量大，有很高的热稳定性。 但堆芯相对大。
堆芯全陶瓷材料，耐高温在失
去氦气冷却剂时，余热可靠导 热、辐射及自然对流排出。使 燃料元件温度不超过1600C的 限值。因此它在任何运行和事 故情况下不会发生严重事故。
（2）改进型气冷堆（AGR）
包壳：镁诺克斯 不锈钢,燃料：天然
CO2 温度400℃
670℃。
1963年英国建造32MWe原型堆，
2%铀，
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 。
（1）早期气冷堆（Magnox）
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）
9
3、高温堆发展简史-四个阶段
第七章 高温堆（HTR)
一、高温堆简介 二、中国高温堆 三、日本高温堆 四、其它高温堆
1
一、高温堆简介
1、基本特点 2、应用前景 3、高温堆发展简史
2
1、基本特点
氦气作冷却剂 石墨作慢化材料 包覆颗粒燃料+石墨
球形（或柱状）燃料 元件 全陶瓷的堆芯结构材料 连续装卸燃料的方式 无应急冷却系统 模块化建造