四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)
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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 。
¾ 堆芯周围全部由石墨和碳 砖材料构成，没有金属部 件
三、示范工程进展
9. 常规岛方案
¾汽轮机：超高压参数、海水冷却、双缸双 排汽、200MW等级、全速单轴核电汽轮机
¾主蒸汽推动汽轮发电机组发出电能，汽轮 发电机为200MW级空冷机组，静态励磁
三、示范工程进展
9. 常规岛方案（续）
¾常规岛的主要工艺系统源自三、示范工程进展6. 总体方案设计基本原则
¾具有固有安全性 ¾具有潜在的经济竞争力 ¾尽量采用成熟技术或经过验证的技术，降
低技术风险 ¾实现模块化设计和建造
三、示范工程进展
7. 示范工程总体方案
¾ 工程总体方案
采用两套核蒸汽供应系统（NSSS）带一台汽轮发电机 组，每座反应堆热功率为250MWt，总功率为500MWt。 汽轮发电机组额定输出功率211MWe
三、示范工程进展
13. 现场工作
¾ 2008年4月1日现场五通一平工作开始 ¾ 2008年9月1日核岛基坑负挖开工 ¾ 2009年6月16日核岛基坑通过国家核安全局组织的
验收检查 ¾ 2009年8月17日核安全局完成对示范工程开工前的
检查 ¾ 2009年8月底核岛底板钢筋绑扎完成
i1
三、示范工程进展
4. 业主单位简介
¾ 业主单位
• 华能集团公司（47.5%） • 中国核工业建集团公司（32.5%） • 清华大学（20%）
¾ 2004年12月签订投资协议
¾ 2006年12月成立业主公司
三、示范工程进展
5. 示范工程的组织
¾核研院：科研, 技术负责单位 ¾中核能源：核岛及其BOP的EPC总承包单位 ¾华能山东石岛湾核电有限公司：业主单位， 负责建造与运行
一、第四代核能系统概述
5.第四代核电堆型的技术方向（续）
¾熔盐堆（MSR） :采用熔盐混合燃料循 环、以石墨为慢化剂产生裂变能量的热中 子反应堆 。
¾钠冷快堆（SFR）:快中子能谱钠冷却反应 堆，采用可有效控制锕系元素及可转换铀 的转化的闭式燃料循环。该燃料循环采用 完整的锕系元素再循环 。
一、第四代核能系统概述
¾ 2006年美国核能发电量占总发电量的20％ ，成为美国最 重要的能源手段之一；
¾ 为满足未来对能源日益增长的需求，1999年6月美国克林 顿政府的能源部首先提出了第四代核电技术概念。
一、第四代核能系统
3.第四代核能系统追求的目标
¾ 提高核能的安全性； ¾ 有竞争力的价格； ¾ 防止核扩散和恐怖袭击； ¾ 废物最小化和自然资源利用的最优化。
二、高温气冷堆技术
5. 陶瓷燃料元件
燃料球
半球
包覆颗粒
UO2核芯
二、高温气冷堆技术
二、高温气冷堆技术
二、高温气冷堆技术
二、高温气冷堆技术
6. 具备产业化发展的基础
¾HTR-10积累了丰富的建造和运行管理经验 ¾2001年开始，清华大学核研院与华东电力 设计院即开始合作研究商业电厂的方案设计
第四代核能系统和高温气冷堆
林立志 2009年9月24日
主要内容
¾1. 第四代核能系统 ¾2. 高温气冷堆技术 ¾3. 高温堆示范工程项目进展
一、第四代核能系统
1.核能技术的发展
一、第四代核能系统
2.第四代核能系统概念源自美国
¾ 1976年美国核准最后一个核反应堆建造许可，－直没有 新建核反应堆，至今有104座在运行。按照40年运行寿期 规定，到2015年所有核反应堆都将关闭，经过20年延寿 后，最迟可以运行到2035年；
– 主蒸汽系统 – 汽轮机旁路系统 – 汽轮机抽汽回热系统 – 主给水系统 – 主凝结水系统 – 启停堆系统
三、示范工程进展
10. 项目已经开展的工作
¾2007年9月完成可行性研究报告，2008年1月 通过审查 ¾2008年4月完成初步设计，7月通过审查 ¾2008年4月提交PSAR，计划2009年9月发建造 许可证
14. 工程进度安排
¾示范工程计划于2009年9月浇注第一罐混凝土， 建设周期50个月，2013年11月建成投产。其 中：
• 土建施工18个月 • 安装18个月 • 调试14个月
Slide 43 i1
工期是否改？
ibm, 8/9/2009
三、示范工程进展
¾ 商业化规模电厂的工程与经济验证 ¾ 积累设计建造与运行的经验
证试验 ¾ 2003年期间，在该堆上成功的进行了验证固有安
全性的试验
（世界首座具有固有安全特性的实验反应堆）
二、高温气冷堆技术
4.高温气冷堆国内外发展动向
¾ 美国：在爱达华建高温堆制氢，三家竞争：GA， Westinghouse, Framatone； 2009年同意拨款4000万美元
¾ 南非：PBMR ¾ 日本：GTHTR300 ¾ 法国：2012年50MW实验堆 ¾ 韩国：高温堆制氢（研究与工程） ¾ 中国：HTR-PM（示范工程）
5.第四代核电堆型的技术方向（续）
¾超临界水堆（SCWR）:是高温、高压水冷 堆，在水的热力学临界点（374℃、22.1 MPa）以上运行。
¾超高温堆（VHTR）:采用一次通过式铀燃料 循环的、以石墨为慢化剂、氦气为冷却剂 的热中子反应堆。堆芯出口温度1000度 。
一、第四代核能系统概述
6.各国计划参加GIF合作的核能系统情况
三、示范工程进展
11.可研评估结果
主要结论： ¾ 高温气冷堆核电技术应用成熟以后，有较好的
应用前景 ¾ 高温气冷堆核电站示范工程的建设是必要的 ¾ 示范工程的系统设计方案可行 ¾ 项目建设条件基本落实
三、示范工程进展
11. 可研评估结果（续）
主要建议： ¾ 作为示范工程，应充分重视可能的技术风险，如主设备的
研制 ¾ 应重视工程建设管理、质量控制、生产人员培训等，使工
程的各项风险减至最低 ¾ 元件辐照样品的代表性和有效性，须进行专题论证和评估 ¾ 将启动-停堆回路列为重要专题项目，尽早组织力量开展
研究，提出相应的实施方案及措施
三、示范工程进展
12. 设备采购
¾ 2008年底前主要设备已经订货
• 反应堆压力容器 • 陶瓷堆内构件 • 金属堆内构件 • 蒸汽发生器 • 主氦风机 • 汽轮机与电机
一、第四代核能系统
4.第四代核能系统的国际合作
¾ 2001年，美国牵头会同英国、瑞士、韩国、南非、日 本、法国、加拿大、巴西、阿根廷等10国及欧洲原子能 共同体共同成立第四代核能系统国际论坛 （GIF）；
¾ 2002年，GIF和美国联合发布了《第四代核能系统技术路 线图》 ，筛选出六种候选堆型作为GIF未来国际合作研 究的重点；
二、高温气冷堆技术
7.标准设计工作已经完成
¾ 在国家支持下，2004年开始，核研院、中核能源与山
东电力工程咨询院共同完成HTR-PM标准设计
•研究热功率为458MW环状堆芯与250MW圆柱堆芯的性能
•比较不同中心石墨柱的方案（固定与流动的） •比较不同的蒸汽循环方案（再热的与不再热的）
二、高温气冷堆技术
¾ 主要系统
• 核反应堆、一回路系统、核辅助系统、仪控及剂量监 测系统、核岛附属系统
• 常规岛系统 • 电站辅助系统
8. 核岛方案
三、示范工程进展
¾ NSSS布置方案 • 直流蒸汽发生器与反应堆“肩并 肩”布置，三个壳体组成一回路 压力边界 • 一回路氦气冷却剂由设置在蒸汽 发生器上部的主氦风机驱动
石墨慢化、CO2冷却剂，不锈钢作包壳材料；2%左右的低加浓铀
¾ 第三阶段——高温气冷堆（HTGR）
石墨慢化，氦气为冷却剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件
¾ 第四阶段——模块式高温气冷堆
以小型化和具有固有安全特性为其特征
3.HTR-10
二、高温气冷堆技术
¾ 1995年6月主厂房浇灌第一罐混凝土 ¾ 2000年12月1日首次临界 ¾ 2003年1月29日完成72小时的满功率调试运行和验
1.高温气冷堆的特点 ¾耐高温陶瓷型包覆颗粒燃料元件 ¾化学惰性与热工性能良好的氦气为冷却剂 ¾耐高温的石墨材料为堆芯结构材料
二、高温气冷堆技术
2.气冷堆的发展
¾ 第一阶段——早期气冷堆(Magnox)
石墨慢化、CO2冷却，天然铀为燃料，镁诺克斯合金做包壳材料
¾ 第二阶段——改进型气冷堆（AGR）
三、示范工程进展
2. 建设规模
1台200MWe级高温气冷堆核电机组及其相应的配套 设施，其中包括：两套热功率为250MWt的核蒸汽 供应系统（NSSS），和一套电功率为200MWe的汽 轮发电机组
三、示范工程进展
3. 厂址地理位置
68Km
120Km
20km
185Km
石岛管理区宁 津镇
三、示范工程进展
国别
加拿大 欧洲原子 能共同体 法国 日本 韩国 南非 瑞士 美国 合计
GFR 气冷快
堆
※
LFR 铅冷快
堆
※
MSR SCWR SFR
熔盐 超临界水 钠冷快
堆
堆
堆
※
※
※
※
VHTR 超高温气冷
堆
※
※
合计
2 6
※
※
※
※
※
5
※
※
※
※
※
5
※
※
2
0
※
※
2
※
※
2
4
2
2
4
5
7
中国已经加入了高温堆小组的工作
二、高温气冷堆技术
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 。
¾ 堆芯周围全部由石墨和碳 砖材料构成，没有金属部 件
三、示范工程进展
9. 常规岛方案
¾汽轮机：超高压参数、海水冷却、双缸双 排汽、200MW等级、全速单轴核电汽轮机
¾主蒸汽推动汽轮发电机组发出电能，汽轮 发电机为200MW级空冷机组，静态励磁
三、示范工程进展
9. 常规岛方案（续）
¾常规岛的主要工艺系统源自三、示范工程进展6. 总体方案设计基本原则
¾具有固有安全性 ¾具有潜在的经济竞争力 ¾尽量采用成熟技术或经过验证的技术，降
低技术风险 ¾实现模块化设计和建造
三、示范工程进展
7. 示范工程总体方案
¾ 工程总体方案
采用两套核蒸汽供应系统（NSSS）带一台汽轮发电机 组，每座反应堆热功率为250MWt，总功率为500MWt。 汽轮发电机组额定输出功率211MWe
三、示范工程进展
13. 现场工作
¾ 2008年4月1日现场五通一平工作开始 ¾ 2008年9月1日核岛基坑负挖开工 ¾ 2009年6月16日核岛基坑通过国家核安全局组织的
验收检查 ¾ 2009年8月17日核安全局完成对示范工程开工前的
检查 ¾ 2009年8月底核岛底板钢筋绑扎完成
i1
三、示范工程进展
4. 业主单位简介
¾ 业主单位
• 华能集团公司（47.5%） • 中国核工业建集团公司（32.5%） • 清华大学（20%）
¾ 2004年12月签订投资协议
¾ 2006年12月成立业主公司
三、示范工程进展
5. 示范工程的组织
¾核研院：科研, 技术负责单位 ¾中核能源：核岛及其BOP的EPC总承包单位 ¾华能山东石岛湾核电有限公司：业主单位， 负责建造与运行
一、第四代核能系统概述
5.第四代核电堆型的技术方向（续）
¾熔盐堆（MSR） :采用熔盐混合燃料循 环、以石墨为慢化剂产生裂变能量的热中 子反应堆 。
¾钠冷快堆（SFR）:快中子能谱钠冷却反应 堆，采用可有效控制锕系元素及可转换铀 的转化的闭式燃料循环。该燃料循环采用 完整的锕系元素再循环 。
一、第四代核能系统概述
¾ 2006年美国核能发电量占总发电量的20％ ，成为美国最 重要的能源手段之一；
¾ 为满足未来对能源日益增长的需求，1999年6月美国克林 顿政府的能源部首先提出了第四代核电技术概念。
一、第四代核能系统
3.第四代核能系统追求的目标
¾ 提高核能的安全性； ¾ 有竞争力的价格； ¾ 防止核扩散和恐怖袭击； ¾ 废物最小化和自然资源利用的最优化。
二、高温气冷堆技术
5. 陶瓷燃料元件
燃料球
半球
包覆颗粒
UO2核芯
二、高温气冷堆技术
二、高温气冷堆技术
二、高温气冷堆技术
二、高温气冷堆技术
6. 具备产业化发展的基础
¾HTR-10积累了丰富的建造和运行管理经验 ¾2001年开始，清华大学核研院与华东电力 设计院即开始合作研究商业电厂的方案设计
第四代核能系统和高温气冷堆
林立志 2009年9月24日
主要内容
¾1. 第四代核能系统 ¾2. 高温气冷堆技术 ¾3. 高温堆示范工程项目进展
一、第四代核能系统
1.核能技术的发展
一、第四代核能系统
2.第四代核能系统概念源自美国
¾ 1976年美国核准最后一个核反应堆建造许可，－直没有 新建核反应堆，至今有104座在运行。按照40年运行寿期 规定，到2015年所有核反应堆都将关闭，经过20年延寿 后，最迟可以运行到2035年；
– 主蒸汽系统 – 汽轮机旁路系统 – 汽轮机抽汽回热系统 – 主给水系统 – 主凝结水系统 – 启停堆系统
三、示范工程进展
10. 项目已经开展的工作
¾2007年9月完成可行性研究报告，2008年1月 通过审查 ¾2008年4月完成初步设计，7月通过审查 ¾2008年4月提交PSAR，计划2009年9月发建造 许可证
14. 工程进度安排
¾示范工程计划于2009年9月浇注第一罐混凝土， 建设周期50个月，2013年11月建成投产。其 中：
• 土建施工18个月 • 安装18个月 • 调试14个月
Slide 43 i1
工期是否改？
ibm, 8/9/2009
三、示范工程进展
¾ 商业化规模电厂的工程与经济验证 ¾ 积累设计建造与运行的经验
证试验 ¾ 2003年期间，在该堆上成功的进行了验证固有安
全性的试验
（世界首座具有固有安全特性的实验反应堆）
二、高温气冷堆技术
4.高温气冷堆国内外发展动向
¾ 美国：在爱达华建高温堆制氢，三家竞争：GA， Westinghouse, Framatone； 2009年同意拨款4000万美元
¾ 南非：PBMR ¾ 日本：GTHTR300 ¾ 法国：2012年50MW实验堆 ¾ 韩国：高温堆制氢（研究与工程） ¾ 中国：HTR-PM（示范工程）
5.第四代核电堆型的技术方向（续）
¾超临界水堆（SCWR）:是高温、高压水冷 堆，在水的热力学临界点（374℃、22.1 MPa）以上运行。
¾超高温堆（VHTR）:采用一次通过式铀燃料 循环的、以石墨为慢化剂、氦气为冷却剂 的热中子反应堆。堆芯出口温度1000度 。
一、第四代核能系统概述
6.各国计划参加GIF合作的核能系统情况
三、示范工程进展
11.可研评估结果
主要结论： ¾ 高温气冷堆核电技术应用成熟以后，有较好的
应用前景 ¾ 高温气冷堆核电站示范工程的建设是必要的 ¾ 示范工程的系统设计方案可行 ¾ 项目建设条件基本落实
三、示范工程进展
11. 可研评估结果（续）
主要建议： ¾ 作为示范工程，应充分重视可能的技术风险，如主设备的
研制 ¾ 应重视工程建设管理、质量控制、生产人员培训等，使工
程的各项风险减至最低 ¾ 元件辐照样品的代表性和有效性，须进行专题论证和评估 ¾ 将启动-停堆回路列为重要专题项目，尽早组织力量开展
研究，提出相应的实施方案及措施
三、示范工程进展
12. 设备采购
¾ 2008年底前主要设备已经订货
• 反应堆压力容器 • 陶瓷堆内构件 • 金属堆内构件 • 蒸汽发生器 • 主氦风机 • 汽轮机与电机
一、第四代核能系统
4.第四代核能系统的国际合作
¾ 2001年，美国牵头会同英国、瑞士、韩国、南非、日 本、法国、加拿大、巴西、阿根廷等10国及欧洲原子能 共同体共同成立第四代核能系统国际论坛 （GIF）；
¾ 2002年，GIF和美国联合发布了《第四代核能系统技术路 线图》 ，筛选出六种候选堆型作为GIF未来国际合作研 究的重点；
二、高温气冷堆技术
7.标准设计工作已经完成
¾ 在国家支持下，2004年开始，核研院、中核能源与山
东电力工程咨询院共同完成HTR-PM标准设计
•研究热功率为458MW环状堆芯与250MW圆柱堆芯的性能
•比较不同中心石墨柱的方案（固定与流动的） •比较不同的蒸汽循环方案（再热的与不再热的）
二、高温气冷堆技术
¾ 主要系统
• 核反应堆、一回路系统、核辅助系统、仪控及剂量监 测系统、核岛附属系统
• 常规岛系统 • 电站辅助系统
8. 核岛方案
三、示范工程进展
¾ NSSS布置方案 • 直流蒸汽发生器与反应堆“肩并 肩”布置，三个壳体组成一回路 压力边界 • 一回路氦气冷却剂由设置在蒸汽 发生器上部的主氦风机驱动
石墨慢化、CO2冷却剂，不锈钢作包壳材料；2%左右的低加浓铀
¾ 第三阶段——高温气冷堆（HTGR）
石墨慢化，氦气为冷却剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件
¾ 第四阶段——模块式高温气冷堆
以小型化和具有固有安全特性为其特征
3.HTR-10
二、高温气冷堆技术
¾ 1995年6月主厂房浇灌第一罐混凝土 ¾ 2000年12月1日首次临界 ¾ 2003年1月29日完成72小时的满功率调试运行和验
1.高温气冷堆的特点 ¾耐高温陶瓷型包覆颗粒燃料元件 ¾化学惰性与热工性能良好的氦气为冷却剂 ¾耐高温的石墨材料为堆芯结构材料
二、高温气冷堆技术
2.气冷堆的发展
¾ 第一阶段——早期气冷堆(Magnox)
石墨慢化、CO2冷却，天然铀为燃料，镁诺克斯合金做包壳材料
¾ 第二阶段——改进型气冷堆（AGR）
三、示范工程进展
2. 建设规模
1台200MWe级高温气冷堆核电机组及其相应的配套 设施，其中包括：两套热功率为250MWt的核蒸汽 供应系统（NSSS），和一套电功率为200MWe的汽 轮发电机组
三、示范工程进展
3. 厂址地理位置
68Km
120Km
20km
185Km
石岛管理区宁 津镇
三、示范工程进展
国别
加拿大 欧洲原子 能共同体 法国 日本 韩国 南非 瑞士 美国 合计
GFR 气冷快
堆
※
LFR 铅冷快
堆
※
MSR SCWR SFR
熔盐 超临界水 钠冷快
堆
堆
堆
※
※
※
※
VHTR 超高温气冷
堆
※
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合计
2 6
※
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中国已经加入了高温堆小组的工作
二、高温气冷堆技术