中国高温气冷堆核电技术

核安全的关键 ： －反应堆停堆 －余热载出
10-4 10-5 10-6
第二代核电站 第三代核电站
10-5 10-6 10-7
第三代核电站
0 堆芯熔化概率，1/堆年
0
德国原子能法
放射性大量外泄概率，1/堆年 13
高温气冷堆和压水堆的主要差别：堆芯功 率密度3 MW/m3 和100 MW/m3
代价和利益
型堆芯有利于散热
可以做到不需要应急冷却系统就能载 出剩余发热。 类似一个圆柱体的导热问题。
Reactor System
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二，高温气冷堆技术的发展
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6厘米直径的“煤球形”核燃料
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堆芯横截面
18Βιβλιοθήκη 高温气冷堆的技术进步
早期气冷堆 高温气冷堆


模块式高温气冷堆

DRAGON AVR，THTR Peach Bottom，Fort St. Vrain HTR-MODUL MHTGR
1.E-4
1.E-2 1.E+0 时间（小时）
1.E+2
1.E+4
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三哩岛堆芯熔化
TMI - CORE DAMAGE
10
三哩岛事故：燃料温度的变化
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3088K 燃料芯块(UO2)熔化 所有挥发性裂变产物从燃料中释出
60分钟
PWR
堆 芯 裸 露 后 时 间
包壳 极快 氧化
2255K 形成“液化燃料”，燃料溶 于熔融介质中 碘铯和惰性气体从燃料中快速释出 1477K 水蒸气-锆反应释出H2 1366K
超临界蒸汽透平发电（750℃）
氦气透平发电 （850-900℃）
核能制氢 （900-1000℃）
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核能安全的三个基本问题
－反应堆停堆 －载出剩余发热 －包容放射性物质
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剩余发热的载出
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 0 1.E-6
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目前世界上的高温气冷堆技术
2个实验堆：中国的HTR-10；日本的HTTR。 3个商业示范电站：中国的HTR-PM，南非的 PBMR，美国的NGNP。
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我国“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
15分钟
包 壳 缓 慢 氧 化
包壳胀裂，气隙内容物从燃料棒释出 1033K 920K 可能发生包壳坍塌
588K 正常运行温度
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轻水堆的纵深防御体系
防止堆芯熔化
燃料元件内 的放射性 堆芯熔化
LOCA 或瞬态 安注 堆芯解体 压力壳 堆芯混 熔穿 凝土作用 安全壳 熔穿
防范与缓解严重事故后果
放射性大量外泄
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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
I
I
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反应堆和蒸汽发生器舱室
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10 MW高温气冷堆外景
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10MW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 10MW满功率 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出




一个是在中国，那里的清华大学继续着耐克公司的口号：行胜于言（Just Do It）！
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WIRED文章节录

在5月，英国著名环保人士詹姆斯·拉夫克（James Lovelock），也就是盖亚假说（地球是一
个自动调整的生命体）的创始者，在伦敦的《独立》杂志（The Independent）上充满热情的 公开恳求逐步淘汰矿物燃料。他说，核能是最后的，也是最好的防止气候大灾难的希望。
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四代核能系统的划分
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纽约发行的杂志《Wired》：新的反应堆点 燃中国核浪潮
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WIRED文章节录
今天的核电站是早期原子时代决策思想的结果。
到1950年代中期，随着艾森豪威尔总统提出“和平利用原子能”，民用核动力堆才提上日程。 1956年夏天，新成立的通用动力公司的通用原子能部(General Atomics division of General Dynamics)集合了40位顶尖核科学家讨论反应堆设计的问题。其中一位著名的人物是氢弹之父 爱德华·泰勒（Edward Teller），他的言论对于小组很有影响力。他认为，要使人们接受核 能，反应堆一定要“固有安全”。他甚至提出一个验证的试验：只有抽出每个控制棒而堆芯不 会熔毁，设计才是足够安全的。 可惜这个建议在与俄国人竞争的冲击下被忽视。与追求固有安全性不同的是，初生的民用核工 业在里科弗的指导下采用燃料棒发热、用水冷却，以及用更多的层防止放射性气体扩散和发生 失控链式反应。核电厂的备用设备在膨胀，投资在不到十年的时间里达到了以前平均水平的三 倍。这样的投资已经是70年代中期金融贷款所能承受的极限，人们不得不尝试用分期偿还的方 法来加设这些配用系统。最后，1979年三哩岛的部分熔毁事故和1986年切尔诺贝利事故使世界 上的大多数区域的核反应堆建设都停止了下来。 就在所有的核组织正把它的全部努力放在电站安全预防措施时，在两个遥远的地方的科学家们 正在以他们相对微薄的力量开发一座更好的反应堆。一是在南非，20世纪90年代中期，那里的 国家公用事业公司批准了在德国被抛弃的球床堆设计并且开始努力筹集必要资金来开发它。另

“对核能的反对都是基于好莱坞式小说、绿党和媒体的无理性的恐惧。即使他们关于核能危险 的言论是正确的—当然他们是不正确的—把核能作为世界主要能源来源，它的危险与无法忍受 的致命的热浪以及海平面上升淹没世界一切沿海城市的危险相比较而言，也是无足轻重的。我 们没有时间做幻想的能源试验；国民正处在即将来临的危险之中，我们不得不使用核能这种安 全的可提供能源的方法，否则现在或者不久之后被我们激怒的行星将使我们遭受痛苦。” 这只是使用核能的第一步。为了给10亿辆小汽车提供动力，没有其他选择比使用氢更实际。但 是从水和烃中提取氢需要巨大的能量，科学家们发现，最好的提取方法需要高温，超过1000摄 氏度的高温。换句话说，INET的高温反应堆有另外一个潜在的用途：制氢。 正是因为这个原因，美国能源部与日本和欧洲的相关部门一起，正在进行高温反应堆的设计。 清华的研究人员在和主要的设计者接触，但是他们也开始了他们自己的工程，集中研究很多人 相信的产生氢的最有前途的方法：热化学分解水法。桑地亚（Sandia）国家实验室的研究人员 相信，这种方法的效率可以达到60%，是低温方法的两倍。INET计划到2006年开始研究氢的生 产。 困难是巨大的，但是中国的雄心也同样巨大。先生们，开始你们的核反应堆事业吧。
高温气冷堆技术
张作义 清华大学核能与新能源技术研究院 2008年7月
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一，核能发展的挑战：更经济更安全
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轻水堆核电站是成熟技术，在经济性和安全 性上已经达到很高的水准，在现在及将来很 长一段时间都会继续成为核电的主流技术。 但是，技术的发展是无止境的，轻水堆有什 么不足，核电有什么改进的余地？
3000MW, 30 m3 , 传热能力弱，燃 料不耐高温，锆和水的化学反应
3000MW, 10×3×30 m3 , 石墨导热与 辐射能力强，燃料耐高温（差近1000℃）
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高温气冷堆的余热载出
压水堆：对付200 MW余热 高温堆：对付1 MW余热（约1/200）
限制反应堆功率 堆内石墨提供大热容，24小时以后 燃料元件耐1620℃以上高温，瘦长

铀-238的利用； 7 MPa饱和蒸汽发电，效率较低； 剩余发热载出的挑战太大，成为安全性改进的 主要方向。
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PRESSURIZED H2O REACTOR
Advantages

Disadvantages




Water technology well known Water is cheap Water is very effective attenuator of neutron energy-core is compact Water has high heat capacity--permits high power density Wide range of fuel enrichment may be used Specific power high Small critical mass possible Safe, Stable System Negative temperature coefficient Many safeguards against reactor runaway Ordinary leakage can be tolerated Fission products are contained, not circulated Radioactivity of coolant is short-lived if kept pure Incorporation of fertile material in core makes reasonable burnout and good long-term reactivity characteristics possible Conversion ratio may be high Superheating steam in separately fired superheater is possible Appreciable fast-fission effect attainable





Bonilla, Nuclear Engineering,1958

Water must be highly pressurized to achieve even reasonably high temperatures without boiling Fuel -element fabrication expensive Temperature limited in metallic fuel elements Fission-product activity in core builds up to high level Pure hot water is highly corrosive-requires special material for primary loop Appreciable structural material required Neutron economy poor unless Al or Zr is used Fuel must be at least slightly enriched Burnup usually limited by loss of reactivity of score Fuel suffers radiation damage Heat exchangers and control rods required Large excess reactivity at operating temperature Heat transfer only moderately efficient Fuel handling necessitates complex equipment Fuel reprocessing a difficult task Reactor must be shut down to unload and reload core Water would flash to steam(in part) in case of rupture of primary loop Water reacts with uranium, thorium, and structural metals under certain conditions Low volume ratio of moderator to fuel makes fuelelement design and insertion of control rods difficult Low thermal heads make heat exchangers, pumps, and piping large 4
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核电效率改进的方向



轻水堆：7 MPa，280℃饱和蒸汽，33%效率 亚临界蒸汽透平：13-20 MPa， 540 ℃过热蒸汽， 40-42%效率 超临界蒸汽透平：24-30 MPa，560-620 ℃， 4345%效率 燃气蒸汽联合循环：1500 ℃，48-60%效率
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标准反应堆模块