第四代核能系统——高温气冷堆技术
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36
核供热堆发展目标和技术特点
核供热堆是我国自主创新开发的先进型反应堆，具有如 下主要技术特点：
一体化技术和自稳压原理 全功率自然循环冷却
非能动安全系统
新型水力控制棒驱动 运行参数低，安全裕度大，运行可靠
系统简化，操作简便，无须操纵员干预，避免人因错误
37
核供热堆输热系统
余热排出
11
10 MW 高温气冷堆外景
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa
10 3
氦气入口温度, ℃
氦气出口温度,℃ 燃料球数目
250/300
700/900 27000
13
反应堆和蒸汽发生器舱室
14
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 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
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 冷却剂 36+14 台机组
高温气冷堆
HTGR 陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂
模块式高温 气冷堆
MHTGR 陶瓷包覆燃料 元件
700-950个 ° C
3 台试验堆 1950 年代 2 台原型堆 1970 年代
反应堆压力边界和堆内构件占核岛设备13%
32
NSSS内其余部件
核岛其它设备
高温气冷堆辅助系统少
轻水堆 系统数比较 南非高温堆
电厂系统数
安全系统数 现场材料比较 钢筋 (吨/MWe) 混凝土(立方码/MWe) 结构钢 (吨/MWe)
142
47
68
9
38 324 13
16 100 2
33
Source: Regis Matzie, HTR 2004
23
战略意义和必要性
清华大学核研院在国家“863“计划的支持下，经过20年的拼 搏，发展了高温气冷堆技术。实现产业化是科研人员的理想， 是对国家负有的责任。 中国核工业建设集团作为国家两大核工业集团之一，希望通过 核能技术的创新使企业获得长远的发展动力。 中国华能集团作为国内最大的电力公司之一，以促进国家技术 创新为己任，支持新技术的采用。 中国华能集团公司和中国核工业建设集团、清华大学共同投资， 组成示范电站的业主。 中国核工业建设集团和清华大学合资成立了中核能源科技公司， 作为示范电站的EPC 承包商和核岛设备的集成供货商，成为高 温气冷堆核电站技术创新的企业主体。
7
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
8
美国GA和俄罗斯OKBM的GT-MHR： 600MW热功率
9
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。 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
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
kW
22
2000.0 1500.0 1000.0 500.0 0.0 0
HTR-PM：战略意义和必要性
（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
氦气冷却剂
700-950个 ° C 2 台试验堆 1980 年代
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 ℃
4
6厘米直径的“煤球形”核燃料
21
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0 3000.0 2500.0
rpm
风机转速 (RPM) 风机转速（rpm） 反应堆功率 (kW) 核功率（kW）
12000.0 10000.0 8000.0 6000.0 4000.0 2000.0 0.0 60 120 180 240 300 360 420 480 540 600 660 time(s)
30
高温气冷堆核电机组 和先进压水堆机组的比较
高温气冷堆核电机组
先进压水堆核电机组
31
压水堆核电机组的基本比例关系
0.300 0.250 0.200
核岛设备
0.150 0.100
工程其它投资
0.050 0.000
反应堆压力边界和堆内构件
反应堆辅助系统
核燃料装卸与贮存
电气与仪表控制
核岛设备投资占工程总投资23%
四，一体化核供热堆的发展
核供热技术发展概况
前苏联(俄罗斯)
原高尔基2×500MW核供热站 沃日涅兹2×500MW核供热站
加拿大
2MW试验供热堆1987. 7投入运行
德国、法国、瑞士、瑞典等国
35
我国核供热技术发展
(1) 1982-1984：方案论证 经过国内外调研和专家论证确定壳式核供热堆为主攻方向 (2) 1985-1990：实验堆建设 国家“七五”攻关，完成核供热堆关键技术攻关 成功建成5兆瓦供热堆，1989年投入运行 (3) 1991-1995：商用堆攻关 国家“八五”攻关计划，200兆瓦商用堆关键技术攻关 供热堆综合利用技术研究与开发 示范堆工程可行性研究，初步设计和工程前期准备 (4) 1996 ：示范堆建设和产业化 国家“九五”攻关计划，完成工程验证实验 建设商用示范堆和摩洛哥10兆瓦核能海水淡化示范厂
(1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站；
(2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及 相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台；
(7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前 沿技术提供基础。
26
堆本体 示意图
27
德国双模块机组高温气冷堆
Source：HTR Module Safety Analysis Report, Siemens
28
29
南非PBMR和压水堆的比较
Source：HTR2004， 2004， Beijing
• IAEA将我国核供热堆列为核能海水淡化优选堆型 • 国内外市场前景良好
43
44
Advanced Water Cooled Nuclear Energy Systems:
IRIS & (MASLWR)
45
46
47
48
49
IRIS (INTERNATIONAL REACTOR INNOVATIVE AND SECURE) Modular LWR, with Emphasis on Proliferation Resistance, Enhanced Safety and Economics
接热网
中 间 回 路
供 热 反 应 堆
38
核供热堆堆体结构
39
40
5MW低温核供热试验堆
41
5MW低温核供热试验堆
李岚清副总理于2000年2月2日 参观清华大学5MW低温核供热试验 堆的二回路(下图)和控制室(右图)
42
核供热堆推广应用前景
区域供热
大面积空调
应用领域
海水淡化 热电联供 工业供气 及其它应用
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
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
堆内石墨提供大热容
100.0
10 50.0 5
0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
0.0
Time(Month since January 2003)
Integrated power (MWD)
19
Days of operation
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。
15
堆芯横截面
16
直径 6 厘米的燃料球
17
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 德国 3×10-5 计划指标 3×10-4
瘦长型堆芯有利于散热 限制反应堆功率
1.E-4
1.E-2 1.E+0 时间（小时）
1.E+2
1.E+4
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。
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。
20
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 16:20 16:50 17:20 17:50 18:20
功率(kw) 风机转速（rpm)
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
18
至2006年3月累计运行469天
35
Days of operation Integrated power
250.0
30 200.0 25
20
150.0
15
24
发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气 冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核 能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经 验，通过自主研究与开发，力争2013年前后 建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权 的高温气冷堆核电站示范工程。
25
发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果：
INTERNAL CONTROL ROD DRIVE MECHANISMS
பைடு நூலகம்
Perfect fit with integral reactors Eliminate rod ejection accident, operational problems (head penetrations seal cracking) Shorter, simpler vessel/containment Two options: Electromagnetical or hydraulic drive IRIS has chosen hydraulic drive Work progressing at POLIMI China is operating NHR-5 (Tsinghua University) and designing NHR-200 Possible cooperation?
核供热堆发展目标和技术特点
核供热堆是我国自主创新开发的先进型反应堆，具有如 下主要技术特点：
一体化技术和自稳压原理 全功率自然循环冷却
非能动安全系统
新型水力控制棒驱动 运行参数低，安全裕度大，运行可靠
系统简化，操作简便，无须操纵员干预，避免人因错误
37
核供热堆输热系统
余热排出
11
10 MW 高温气冷堆外景
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa
10 3
氦气入口温度, ℃
氦气出口温度,℃ 燃料球数目
250/300
700/900 27000
13
反应堆和蒸汽发生器舱室
14
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 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
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 冷却剂 36+14 台机组
高温气冷堆
HTGR 陶瓷包覆燃料 元件 氦气冷却剂
模块式高温 气冷堆
MHTGR 陶瓷包覆燃料 元件
700-950个 ° C
3 台试验堆 1950 年代 2 台原型堆 1970 年代
反应堆压力边界和堆内构件占核岛设备13%
32
NSSS内其余部件
核岛其它设备
高温气冷堆辅助系统少
轻水堆 系统数比较 南非高温堆
电厂系统数
安全系统数 现场材料比较 钢筋 (吨/MWe) 混凝土(立方码/MWe) 结构钢 (吨/MWe)
142
47
68
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38 324 13
16 100 2
33
Source: Regis Matzie, HTR 2004
23
战略意义和必要性
清华大学核研院在国家“863“计划的支持下，经过20年的拼 搏，发展了高温气冷堆技术。实现产业化是科研人员的理想， 是对国家负有的责任。 中国核工业建设集团作为国家两大核工业集团之一，希望通过 核能技术的创新使企业获得长远的发展动力。 中国华能集团作为国内最大的电力公司之一，以促进国家技术 创新为己任，支持新技术的采用。 中国华能集团公司和中国核工业建设集团、清华大学共同投资， 组成示范电站的业主。 中国核工业建设集团和清华大学合资成立了中核能源科技公司， 作为示范电站的EPC 承包商和核岛设备的集成供货商，成为高 温气冷堆核电站技术创新的企业主体。
7
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
8
美国GA和俄罗斯OKBM的GT-MHR： 600MW热功率
9
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。 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。
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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
kW
22
2000.0 1500.0 1000.0 500.0 0.0 0
HTR-PM：战略意义和必要性
（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
氦气冷却剂
700-950个 ° C 2 台试验堆 1980 年代
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 ℃
4
6厘米直径的“煤球形”核燃料
21
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0 3000.0 2500.0
rpm
风机转速 (RPM) 风机转速（rpm） 反应堆功率 (kW) 核功率（kW）
12000.0 10000.0 8000.0 6000.0 4000.0 2000.0 0.0 60 120 180 240 300 360 420 480 540 600 660 time(s)
30
高温气冷堆核电机组 和先进压水堆机组的比较
高温气冷堆核电机组
先进压水堆核电机组
31
压水堆核电机组的基本比例关系
0.300 0.250 0.200
核岛设备
0.150 0.100
工程其它投资
0.050 0.000
反应堆压力边界和堆内构件
反应堆辅助系统
核燃料装卸与贮存
电气与仪表控制
核岛设备投资占工程总投资23%
四，一体化核供热堆的发展
核供热技术发展概况
前苏联(俄罗斯)
原高尔基2×500MW核供热站 沃日涅兹2×500MW核供热站
加拿大
2MW试验供热堆1987. 7投入运行
德国、法国、瑞士、瑞典等国
35
我国核供热技术发展
(1) 1982-1984：方案论证 经过国内外调研和专家论证确定壳式核供热堆为主攻方向 (2) 1985-1990：实验堆建设 国家“七五”攻关，完成核供热堆关键技术攻关 成功建成5兆瓦供热堆，1989年投入运行 (3) 1991-1995：商用堆攻关 国家“八五”攻关计划，200兆瓦商用堆关键技术攻关 供热堆综合利用技术研究与开发 示范堆工程可行性研究，初步设计和工程前期准备 (4) 1996 ：示范堆建设和产业化 国家“九五”攻关计划，完成工程验证实验 建设商用示范堆和摩洛哥10兆瓦核能海水淡化示范厂
(1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站；
(2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及 相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台；
(7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前 沿技术提供基础。
26
堆本体 示意图
27
德国双模块机组高温气冷堆
Source：HTR Module Safety Analysis Report, Siemens
28
29
南非PBMR和压水堆的比较
Source：HTR2004， 2004， Beijing
• IAEA将我国核供热堆列为核能海水淡化优选堆型 • 国内外市场前景良好
43
44
Advanced Water Cooled Nuclear Energy Systems:
IRIS & (MASLWR)
45
46
47
48
49
IRIS (INTERNATIONAL REACTOR INNOVATIVE AND SECURE) Modular LWR, with Emphasis on Proliferation Resistance, Enhanced Safety and Economics
接热网
中 间 回 路
供 热 反 应 堆
38
核供热堆堆体结构
39
40
5MW低温核供热试验堆
41
5MW低温核供热试验堆
李岚清副总理于2000年2月2日 参观清华大学5MW低温核供热试验 堆的二回路(下图)和控制室(右图)
42
核供热堆推广应用前景
区域供热
大面积空调
应用领域
海水淡化 热电联供 工业供气 及其它应用
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
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
堆内石墨提供大热容
100.0
10 50.0 5
0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
0.0
Time(Month since January 2003)
Integrated power (MWD)
19
Days of operation
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。
15
堆芯横截面
16
直径 6 厘米的燃料球
17
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 德国 3×10-5 计划指标 3×10-4
瘦长型堆芯有利于散热 限制反应堆功率
1.E-4
1.E-2 1.E+0 时间（小时）
1.E+2
1.E+4
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。
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。
20
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 16:20 16:50 17:20 17:50 18:20
功率(kw) 风机转速（rpm)
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
18
至2006年3月累计运行469天
35
Days of operation Integrated power
250.0
30 200.0 25
20
150.0
15
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发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气 冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核 能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经 验，通过自主研究与开发，力争2013年前后 建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权 的高温气冷堆核电站示范工程。
25
发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果：
INTERNAL CONTROL ROD DRIVE MECHANISMS
பைடு நூலகம்
Perfect fit with integral reactors Eliminate rod ejection accident, operational problems (head penetrations seal cracking) Shorter, simpler vessel/containment Two options: Electromagnetical or hydraulic drive IRIS has chosen hydraulic drive Work progressing at POLIMI China is operating NHR-5 (Tsinghua University) and designing NHR-200 Possible cooperation?