高温气冷堆技术的发展历史

1、高温气冷堆技术的发展历史1000 MWe电功率固有安全300100 300MWeMWe早期气冷堆Magnox+AGRCO2 冷却剂36+14 台机组1950 年代高温气冷堆HTGR陶瓷包覆燃料元件氦气冷却剂700-950个 C3 台试验堆21970台原型堆年代模块式高温气冷堆MHTGR陶瓷包覆燃料元件氦气冷却剂700-950个 C2 台试验堆1980 年代123SIEMENS 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 46厘米直径的“煤球形”核燃料5 模块式高温气冷堆

2、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。n 燃料元件耐1600高温n 堆内石墨提供大热容n 瘦长型堆芯有利于散热n 限制反应堆功率剩余发热量（相当于满功率的份额）0.080.070.060.050.040.030.020.0101.E-61.E-41.E-21.E+01.E+21.E+4时间（小时）高温堆：对付1000kW余热（约1/200）2，简化系统Reactor System62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，

3、球床；美俄的GT-MHR，热功率600MW，棱柱。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9n 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。n 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

4、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。n 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n 1986 1990 ：单项关键技术研究n 1990 1992 ：报国务院立项n 1992 1994 ：工程前期工作n 1995 2000 ：设计建造安装调试n 2000 年 12 月：建成并首次临界n 2003 年 1 月：满功率

5、发电1110 MW 高温气冷堆外景12反应堆系统反应堆热功率,MW10一回路压力, MPa3氦气入口温度, 250/300氦气出口温度,700/900燃料球数目2700013反应堆和蒸汽发生器舱室1410 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日本德国计划指标1.410-53.11

6、0-5310-5310-4 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Days of operation35302520151050Days of operation250.0Integrated power200.0150.0100.050.00.013579111315171921232527293133353739Time(Month since January 2003)Integrated power (MWD)19丧失冷却+不紧急停堆实验n 按照核安

7、全局批准的程序，旁通反应堆紧急停堆系统。n 关闭风机，关闭二回路隔离阀：丧失冷却。n 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。n 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。n 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350030002500功率(kw)2000风机转速（rpm)15001000500015:2015:5016:2016:5017:2017:5018:2021 丧失热阱ATWS安全验证实验r

8、pm3500.03000.02500.02000.01500.01000.0500.00.012000.010000.0风风机机转转速速(RPM)（rpm）8000.0反核应功堆率功（率kW(kW)）6000.04000.02000.00.00 60 120 180 240 300 360 420 480 540 600 660 time(s)kW22 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

9、体，产学研结合，探索高科技成果产业化的新途径和新机制23 战略意义和必要性n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。n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。n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。n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。n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

10、术创新的企业主体。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：(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；(

11、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 SafetyAnalysis Report, Siemens2829 南非PBMR和压水堆的比较Source：HTR2004，2004， Beijing30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

12、核岛设备工程其它投资0.3000.2500.2000.1500.1000.0500.000反应堆压力边界和堆内构件NSSS内其余部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其它设备核岛设备投资占工程总投资23%反应堆压力边界和堆内构件占核岛设备13%32 高温气冷堆辅助系统少轻水堆南非高温堆系统数比较电厂系统数14268安全系统数479现场材料比较钢筋 (吨/MWe)3816混凝土(立方码/MWe)324100结构钢 (吨/MWe)132Source: Regis Matzie, HTR 200433四，一体化核供热堆的发展 核供热技术发展概况n 前苏联(俄罗斯)n 原高尔基2500M

13、W核供热站n 沃日涅兹2500MW核供热站n 加拿大n 2MW试验供热堆1987. 7投入运行n 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n 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n 国家“七五”攻关，完成核供热堆关键技术攻关n 成功建成5兆瓦供热堆，1989年投入运行(3) 1991-1995：商用堆攻关n 国家“八五”攻关计划，200兆瓦商用堆关键技术攻关n 供热堆综合利用技术研究与开发n 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n 国家“九五”攻关计

14、划，完成工程验证实验n 建设商用示范堆和摩洛哥10兆瓦核能海水淡化示范厂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：n 一体化技术和自稳压原理n 全功率自然循环冷却n 非能动安全系统n 新型水力控制棒驱动n 运行参数低，安全裕度大，运行可靠n 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中间接热网回路供热反应堆38核供热堆堆体结构39405MW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

15、供热大面积空调应用领域海水淡化热电联供 IAEA将我国核供热堆列为核能海水淡化优选堆型工业供气及其它应用 国内外市场前景良好4344Advanced Water Cooled Nuclear Energy Systems:IRIS & (MASLWR)4546474849IRIS (INTERNATIONAL REACTOR INNOVATIVE AND SECURE) Modular LWR, with Emphasis on Proliferation Resistance, Enhanced Safety and EconomicsINTERNAL CONTROL ROD DRIVEME

16、CHANISMSn Perfect fit with integral reactorsn Eliminate rod ejection accident, operational problems (head penetrations seal cracking)n Shorter, simpler vessel/containmentn Two options: Electromagnetical or hydraulic driven IRIS has chosen hydraulic driven Work progressing at POLIMIn China is operati

17、ng NHR-5 (Tsinghua University) and designing NHR-200n Possible cooperation?51一体化核供热堆的战略定位温度()压水堆核电站发电300热电多用途一体化供热堆蒸汽200（自然循环小型IRIS)淡化供热一体化供热堆淡化100池式堆反应堆热功率(MW)200500300052 核能海水淡化经济性比较（200MWth）产水量（万投资估计比投资（万归一化平均吨/日）（亿）元/吨水）淡化成本热压缩+低温10.7517.21.61.0MED（120)高温MED1619.31.20.85（120）反渗透+低温2520.80.80.5MED混合法53发展小型多用途核供