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℃。1963年在英国温茨凯尔（Windscale）建造了电功率为32 MW的原型堆，从1976年至1988年，运行的改进型气冷堆共有14座，总电功率为8 890 MW。
1.3 高温气冷堆（HTGR）
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达到950℃甚至更高，不仅可用来发电，而且在高温工艺热方面也有广泛的应用前景。
1.4 模块式高温气冷堆（MHTGR）
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，在技术上保证在任何事故情况下能够安全停堆，即使在冷却剂流失的情况下，堆芯余热也可依靠自然对流、热传导和辐射导出堆外，使堆芯温度上升缓慢，使燃料元件的最高温度限制在允许温度1 600℃以下；在经济上它能以模块式组合、标准化生产、建造时间短、投资风险小等优势与其他堆型核电站相竞争。
2 模块式球床高温气冷堆的优点
2.1 安全性好
模块式高温气冷堆是目前世界上各种反应堆中最安全的一种堆型，有人戏称它为"傻瓜"堆，意指这种堆在技术上能够保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁、放射性外泄、危害公众和环境安全、必须厂外应急的严重事故，哪怕是位"傻瓜"去操作，也绝不会发生安全问题。模块式高温气冷堆之所以能具有所谓的固有安全性，是采用了以下一些特殊的设计。
2.1.1 采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件
高温气冷堆的燃料元件有两种，一种是与压水堆相似的棱柱形的，另一种是球形的（见封三），使用这两种元件的高温气冷堆分别称为棱柱形高温气冷堆和球床高温气冷堆。两种元件虽然形状不同，但都由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成。包覆颗粒燃料直径约0.8～0.9 mm，中心是直径约0.2～0.5 mm的核燃料UO2核芯，核芯外面有2～4层厚度、密度各不相同的热解碳和碳化硅包覆层，实验表明，在2 100℃的高温下，包覆颗粒燃料仍能保持其完整性，破损率在10－6以下，这一温度大大超过高温气冷堆事故工况下的最高温度，换言之，就是这种元件即使在事故条件下，也不会发生放射性物质外泄、危害公众和环境安全的情况。
2.1.2 采用全陶瓷堆芯结构材料
高温气冷堆用石墨作慢化剂，堆芯结构材料由石墨和碳块组成，不含金属。石墨和碳块的熔点都在3 000℃以上，因此，即使在事故条件下，也绝不会发生像美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站那种堆芯熔毁的严重事故。
2.1.3 采用氦气作冷却剂
氦气是一种惰性气体，不与任何物质起化学反应，与反应堆的结构材料相容
性好，避免了以水作冷却剂与慢化剂的反应堆中的各种腐蚀问题，使冷却剂的出口温度可达950℃甚至更高，这就显著提高了高温气冷堆核电站的效率，并为高温堆核工艺热的应用开辟了广阔的领域。氦气的中子吸收截面小，难于活化，在正常运行时，氦气的放射性水平很低，工作人员承受的放射性辐照剂量也低。
2.1.4 阻止放射性的多重屏障
模块式高温气冷堆采取纵深防卸的安全原则，设置了阻止放射性外泄的四道屏障。全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第一道屏障。球形燃料元件外层的石墨包壳，是阻止放射性外泄的第二道屏障。由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这两个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。一回路舱室外由混凝土墙构成的安全包容体是阻止放射性外泄的第四道屏障。
2.1.5 非能动的余热排出系统
模块式高温气冷堆根据"非能动安全性"原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳的热辐射传给反应堆外舱室混凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内的水经加热后完全依靠自然循环将热量载到上部的空气冷却器，最终将热量散到周围环境中去。堆腔冷却器也有独立的两组，每组都具有100％的余热排出能力。
模块式高温气冷堆堆芯直径较小，平均功率密度也较低，这种非能动余热排出系统的设计可以保证在极端的事故条件下，即在堆芯冷却剂完全流失、主传热系统的功能完全丧失的条件下，保证堆芯燃料元件的最高温度不超过1 600℃的设计限值，远低于其包覆颗粒燃料的破损温度2 200℃。
2.1.6 反应性瞬变的固有安全性
模块式高温气冷堆的设计具有负的反应性温度系数，在正常运行工况下燃料元件的最高温度距最高容许温度尚有约700℃的裕度，借助负反应性温度系数可以提供5.6%的反应性补偿能力，大于各类正反应性事故引入的最大反应性当量，因而具有反应性瞬变的固有安全性。
2.2 用途广泛
2.2.1 高效发电
发电效率与气轮机入口温度的关系示于图1。高温气冷堆氦气冷却剂的出口温度（即气轮机的入口温度）可以高达950℃，由于冷却剂的出口温度高，高温气冷堆用来发电其效率就大为提高。目前考虑了两种热力循环方式：
（a）蒸汽循环方式
由氦气冷却剂载出的核能经过直流蒸发器加热二次侧的水，产生530℃的高温蒸汽，推动蒸汽轮机发电，发电效率可达40％左右。
（b）氦气循环方式
由氦气冷却剂直接推动气轮机发电，这种方式的优点是十分明显的，其效率可达50％，同时还可减少环境污染，即排放到大气环境中的热量比压水堆少，且单位能量产生的高放射性废料也比压水堆少。
2.2.2 提供高温工艺热
高温气冷堆可以提供900～950℃的高温工艺热和540℃以下各种参数的工艺蒸汽，在核供热方面具有广泛的应用领域，例如可用于冶炼钢铁和有色金属（850～1250℃），煤的气化（加氢气化工艺700～800℃，蒸汽煤气化工艺800～950℃），氨和甲醇生产（750～900℃），热化学裂解水生产氢（730～1000℃），油页岩干馏（～600℃），稠油注蒸汽开采、石油精炼（250～400℃），以及轻纺、海水淡化、区域供热等需要低温工艺热的部门。
2.3 经济性好
高温气冷堆的安全性与用途的广泛性是核能界公认的，它的经济性随着模块式堆型的提出及核电设备制造经验的成熟逐渐显现出越来越强的竞争力。最近南非对其计划建造的热功率226 MW、电功率100.9 MW、采用氦气气轮机发电的11座模块式球床高温气冷堆（PBMR）电站进行的技术经济分析表明，第一座堆的基础价为10 620万美元，第2－11座堆的基础价为9 024万美元，即每千瓦发电能力的基础价约为1 000美元，每度电的成本价格为1.553美分（表1）。为了验证南非对PBMR经济分析的可靠性，IAEA于1997年底派专员赴南非对这一结果进行独立的评估，评估的结论是：南非所有的经济分析是有根据的。IAEA的官员还对PBMR的价格进行了敏感性分析，将贴现率由原来的6％提到10％，负荷因子由原来的95％降为75％，建造期由原来的24个月加到36个月，运行维修费由原来
的每千瓦电1.55美厘增至3.93美厘，原来未考虑的不可预见费取为基础价的16.27％,敏感性分析结果表明，在各种因素都取最不利的情况下，第2－11座堆的基础价为10 844万美元（增加20％），每度电的成本价格为3.306美分。
表1 南非高温气冷堆电站经济分析（基础价）
项目价格（万美元）比例
反应堆 1 900 21.05
电力转换 1 956 21.68
冷却系统508 5.64
氦储存与控制184 2.04
燃料装卸310 3.44
工艺辅助系统284 3.16 仪控电988 10.95
土建 1 089 12.04
建造服务 1 083 12.00
工程管理722 8.00
总计9 024 100
南非高温气冷堆的基础价与成本电价大大低于目前国际上大型压水堆核电站的基础价与成本电价，这表明高温气冷堆氦气气轮机电站是经济上非常有竞争力的一种核电站。
高温气冷堆的经济性好，除了前面提到的发电效率高、供热用途广之外，还有以下一些原因：
（1）系统简化
高温气冷堆与压水堆系统的比较见表2。
表2 高温气冷堆与压水堆系统的比较
系统高温气冷堆压水堆
反应性控制控制棒·控制棒·硼浓度调节·可燃毒物压力调节氦气的吞吐稳压器
余热排出非能动能动
应急给水系统无有
安全注入系统无有
应急柴油机非安全级安全级
安全壳不承压、无气密性要求的包
容体
·气密性·双层壳
·喷淋·堆熔捕集
·防氢爆·底板熔穿设防
（2）连续装卸燃料
球床高温气冷堆好像一个煤球炉子，球形燃料元件好比煤球。元件一个个从堆的顶部加入，从堆的底部卸出。每个卸出的元件都要经过检测，达到一定燃耗即"烧"透了的，输入乏燃料罐储存，没达到一定燃耗的元件，还要重新放入堆中使用。这种连续装卸燃料的方式，既可使每个燃料元件都得到充分的利用，同时换料还不用停堆，这就提高了可利用因子。
（3）可进行模块化建造
模块式高温气冷堆可通过标准化和系列化生产部件设备，增加工厂预装配份额，降低现场安装工作量，缩短建造时间，减少建造期的利息，有利于降低造价。模块式高温气冷堆单堆功率不大，可通过多模块组合的方式逐步扩大容量，降低一次投资，增强其对市场变化的灵活反应能力。
（4）可有效利用钍资源
一般情况下，可用来产生裂变反应的核燃料只有三种元素--235U、239Pu和233U。239Pu 和233U都是人造元素，因此，自然界中存在的唯一裂变元素就是235U。然而235U的含量极少，只占天然铀的0.7％。钍被中子照射、经过一系列反应可以变成233U，将钍铀混在一起制成核燃料放入反应堆中，在消耗235U的同时，还会生产233U，这就是所谓的增殖。高温气冷堆由于本身的结构特点，能够放入较多的钍，具有较高的转化效率，生产较多的233U。
我国钍资源丰富，发展钍－铀燃料循环的高温气冷堆具有雄厚的资源基础。利用钍转化生产233U，节省天然铀资源的消耗，是有效利用和增加我国核燃料资源的一个重要途径，不仅在经济上具有效益，而且对发展我国核能事业具有极其长远的战略意义。
90年代后期，美国麻省理工学院从安全性、经济性、建造周期、效率、寿命、退役费用、废料处理、投资回收、防止核扩散、政府与公众的支持等29个方面对几种先进核动力堆进行了综合评估（表3），球床高温气冷堆以遥遥领先的总得分获得第一名，被认为是21世纪美国乃至全世界核电站最有发展前途的堆型。
表3 几种先进核动力堆的综合评估
比较项目重要性
系数
评估得分名次
先
进
轻
水
高温气冷
堆
(HTGR)
先进压水堆
(AP600)
堆
(AL
WR
)
安全性
10 3 1 2
经济性
10 2 2 1
投资回收
期9 2 2 1
政府支持
9 3 1 2
建造周期
8 2 2 1
模块化建
造8 3 2 1
公众支持
8 3 1 2
效率
8 3 1 2
安全审评
8 3 1 2
燃料完整
性7 3 1 2
运行人员
数目7 3 1 2
低放废物
排放量7 3 2 2
换料时间
7 3 1 2
在线维修
7 3 1 2
燃耗
7 2 1 2
运行周期
7 2 1 2
退役费用
7 3 2 3
防止核扩
散 6 3 1 2
先进控制
室 6 2 1 2
设备更换
6 3 2 1
设计简化
6 3 1 2
燃料循环
一次通过 6 2 1 3
电厂寿命
6 2 3 1
电力转换
6 3 1 2
乏燃料
6 3 1 2
材料
6 1 1 1
设备污染
程度 5 3 1 2
规模化生
产 5 3 1 2
现代管理
信息管理
5 1 1 1
系统
获得第一
名数目 2 21 8
获得第二
名数目8 7 19
获得第三
名数目19 1 2
3 HTR-10的建造简况
高温气冷堆1986年列入国家八六三计划，以清华大学核能研究院为主体，组织国内有关单位在"七五"期间进行了系统、深入的开发论证和单项关键技术的实验研究。1992年3月，国务院批准在清华大学核研院建造10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）。1992年3月至1994年12月，相继完成了该堆的厂址选择报告、环境影响报告、可行性研究报告、初步安全分析报告、消防专篇、职业卫生专篇、设计准则和初步设计，并先后通过了有关部门的审查和批准，取得了该堆的设计资格和北京市与国家核安全局颁发的建造许可证，至1995年1月，完成了工程建设的全部前期工作。
1995年6月14日，HTR-10正式动工，浇灌第一罐混凝土。1997年底，核岛主厂房封顶。1998年底，反应堆压力壳、蒸汽发生器及其压力壳、热气导管及其压力壳吊装就位。1999年底，完成反应堆堆芯安装和常规岛施工。2000年底完成全部系统的安装调试，实现首次临界。在建堆的同时，建立了燃料装卸、控制棒传动、吸收球停堆、热气导管、蒸汽发生器两相流五个实验台架并在这些台架上完成了一系列工程验证性实验；研究并掌握了球形燃料元件的生产工艺，试生产出冷态性能符合设计要求的燃料元件。
HTR-10具有一些重大的技术创新，脉冲气流燃料元件装卸系统，全数字化控制与保护系统、球形燃料元件的研制等分别是具有世界领先水平和先进水平的成果，国外已有公司表示了向中国购买该设计和燃料元件的意向。这些创新成果的应用，既能确保安全、可靠，万无一失，又简化了系统，节约了投资，具有中国自己的特色，使HTR-10投入运行之后，整体上具有世界先进水平。
HTR-10的主要设计参数如表4所示，反应堆与蒸汽发生器剖面示意图见封三。
表4 HTR-10主要设计参数
反应堆热功率MW 10
堆芯体积m3 5
平均功率密度MW/m3 2
一回路氦气压
MPa 3
力
氦气入口温度℃250/300（一期/二期）
氦气出口温度℃700/900（一期/二期）
氦气流量kg/s 4.3/2.2
燃料UO2
燃料加浓度% 17
燃料元件直径mm 60
燃料元件总数27 000
燃料循环模式多次连续循环
平均燃耗深度MWd/t 80 000
HTR-10从单项技术攻关开始，在设计、工程实验、土建安装、设备制造、调试运行、管理等过程中一直强调国产化。它完全由我国自主设计和建造，除石墨材料和极少数阀门、贯穿件以外，绝大多数设备、材料、仪器、仪表都是国内生产，燃料元件也是自己研制，调试运行和全部的管理工作，没有一个外国人参加，可以说做到了自主设计、自主制造、自主建设、自主营运，拥有全部的知识产权。HTR-10的一些设备材料、仪器仪表，在国内都是首次研制，带动和促进了机械、电子、冶金、建材等行业的技术升级，为今后实现高温气冷堆的产业化打下了良好的基础。
4 发展前景
90年代后期，人们逐渐认识到，随着全球经济的发展，对能源的需求在持续增加，由于能源资源量的限制，核能的作用是不可替代的。而且和化石燃料相比，核能是一种清洁的能源，使用核能可减少对化石燃料的依赖，减少CO2和氮氧化物的排放，缓解全球温室效应，符合可持续发展战略。与此同时，人们对核能
的安全性也提出了更高的要求，堆芯的熔毁概率降到百万分之一量级。今后10～20年将有一大批核电站达到运行寿期而面临退役，不可能都建新的火电站与水电站来替代，还需要建立新的核电站来替代；第三世界许多国家用电负荷增长很快，也有发展核电的需求；目前核电界正在为下一代核电站选择什么堆型进行分析比较。现有的压水堆自1979年美国三哩岛核电站事故后，人们逐渐认识到它带根本性的缺陷，即任何时候都必须保证堆芯的充分冷却，一旦堆芯失去冷却，就会造成严重事故。为此，增设了多种注水、补水系统。这些系统包括大量的水泵和阀门等"能动"部件，需要确保其动力源（电源和压缩空气）的可靠性，为了保证安全相关系统的可靠性，又要求这些系统及其动力源多重设置、独立、分离、多样，这样，系统越来越复杂、庞大，建造费用越来越高，建设周期越来越长，不仅经济上失去了竞争力，而且复杂的系统反过来又影响了安全，致使人因失误引发事故的概率增加。世界核电的发展近20年来之所以处于一个相对停滞的状态，除了经济、政治上的原因之外，人们对核电安全性问题未能很好解决的担心无疑是一个重要原因。
对如何突破世界核电发展的这一停滞状态，国际核电界有两种不同的意见和态度。一种是继续走压水堆路线，对压水堆技术作种种改良，通过增加安全措施和余量来提高安全性，如采用非能动设备替代能动设备，降低对动力源的依赖；简化系统；利用在工厂预制，现场拼装的模块化建造方式缩短建造时间等。另一种是主张放弃压水堆路线，采用新的技术概念，设计和验证安全性好、系统简单的新一代堆型，使其在任何可能发生的严重事故情况下，对环境和公众无灾难性后果，核安全达到公众可接受的水平。
1999年6月，美国核学会年会首先提出第四代核能系统的概念，认为核能系统分为四代。第一代指50年代末至60年代初世界上建造的第一批原型核电站。第二代指60－70年代世界上大批建造的单机容量在600～1 400 MW的标准型核电站，它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体，我国大亚湾、秦山核电站即属于这一代。第三代指80年代开始发展、旨在90年代投入市场的先进轻水堆核电站，如日本的先进沸水堆（ABWR）、韩国的系统80（system 80）电站、欧洲压水堆（EPR）和美国的先进压水堆（AP600）都属于这一代。按照美国能源部核能司司长W.D.Magwood的说法，这一代核能系统的初始市场定位原是90年代的美国和欧洲市场，但由于电力市场体制非管制化改革，即实施"厂网分开、竞价上网"的结构改革，使得它在一个自由竞争的市场上显得初始投资太高，建设周期太长，项目规模太大。在当年11月举行的美国核学会冬季年会上，进一步明确了发展第四代核能系统的设想。2000年5月，美国能源部在华盛顿召开了有美、中、德、日、韩、法、比、欧共体、南非等国的电力公司、核电设备制造商、国立实验室、政府部门与主要大学的100多位高级专家参加的第四代先进核能系统研讨会，提出了第四代先进核能系统计划，编写出第四代先进核能系统的高层用户需求文件，其目的是在2020年左右向市场上提供能够很好解决核能的安全性、经济性、废物处理和防止核扩散问题的第四代先进核能系统。
第四代先进核能系统必须满足的主要指标是：
（1）堆芯熔化概率低于每堆年10－6；
（2）在事故条件下无厂外释放，不需厂外应急，即无论核电站发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害；
（3）能够通过对核电站的整体实验向公众证明核电的安全性；
（4）初投资（隔夜价）低于1000美元/kW；
（5）建设期小于3年；
（6）能够和其他电力生产方式相竞争，总的电力生产成本低于3美分/kWh。
世纪之交提出的第四代先进核能系统，就是向突破核电发展停滞状态迈出的重要一步。它不仅对未来核电的安全性，而且对其经济性乃至对其废物处置和防止核扩散这些政治上、环境上的敏感问题都提出了很高的要求。这些要求改良型压水堆是无法满足的，而球床高温气冷堆的优点却能得到充分的发挥，它自身的特性使它符合当前核电的发展趋势，能较好地满足第四代先进核能系统提出的各项要求，是目前最有希望成为第四代先进核能系统的一种堆型。
正是看到了高温气冷堆良好的发展前景，目前美、俄都有发展高温气冷堆的计划。核电占其总发电量75％以上的法国，对这一技术也相当重视，很快给予了投入。南非ESKOM电力公司经过多年的分析比较后决定放弃压水堆，选择模块式球床高温气冷堆作为下一代核电站堆型并计划在2008年建成11座高温气冷堆电站。这一计划，像一股强劲的东风，吹响了高温气冷堆产业化的号角。国际原子能机构的官员认为，由于核安全的政治敏感性和核电站需要巨额投资，使核电的更新换代比任何其他行业都要困难得多，南非的计划在高温气冷堆的发展史上可以说是一个具有历史转折意义的极为重要的计划，这个计划一旦获得成功，高温气冷堆的安全性和经济性相对于现有各类核电站的优势一旦被证实，将在核电界产生重大影响。在以市场经济为主的时代，任何一位投资者当然都愿意少花钱去建一座安全性和经济性都很好的堆型，这是不以人们的主观意志为转移的客观规律。面对全世界核能系统将要更新换代的形势，中国的决策层、科技界和工业界应当紧紧抓住这一十分难得的机遇，果敢决策，充分利用我们在高温气冷堆技术上相对领先的优势，在大约10年期间内，集中人、物、财力，坚持不懈、毫不动摇地组织高温气冷堆有关技术和应用课题的攻关，抢占核能技术的制高点，实现高温气冷堆技术的跨跃式发展，尽快进入第四代先进核能系统。
参考文献
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高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备 随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。 传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。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，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本
并且拥有很高的效率。高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。 1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理 通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。要形成“链式裂变反应”，不仅铀235要达到一定数量，还必须用慢化剂把高能量的中子减慢为“热”中子。控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。 高温气冷堆是一种用氦气作冷却剂的先进核反应堆，采用全陶瓷型球形燃料元件（核燃料经20多道工序加工成直径为6cm的球状物），冷却剂即为氦气，慢化剂和结构材料采用石墨，堆芯最高温度达到1600摄氏度。反应堆可采用模块化方式制造，建造时就像搭积木般，能随时连续地装卸核燃料和不定期停堆拆卸更换，因而和其它反应堆相比，可用率约高达45％以上。高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核心，外面涂上2－3层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150－200 微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆，用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为 850~1000℃，甚至更高。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。 高温气冷 高温气冷堆，（high temperature gas cooled reactor），高温气冷堆的蒸发器能达到560℃，发电效率大大提升，高温气冷堆核电站具有良好的固有安全性，它能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放。高温气冷堆具有热效率高 （40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高 （0.7~0.8）等优点，由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 70年代中期，中国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 1986年，在国家863计划支持下，清华大学正式开始了１０兆瓦高温气冷堆实验堆的研发。 1988～1989年，间德国的两座球床高温气冷堆反应堆相继被关闭，其原因是担心安全性。
2000年12月，建成临界。 高温气冷 2003年1月，实现满功率并网发电，中国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使中国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。 2004年9月底，由国际原子能机构主持，清华大学核研院在10兆瓦高温气冷堆实验堆上进行了固有安全验证实验。实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。 2006年1月，国务院将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程列为国家重大专项。 2008年2月，高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准，专项牵头实施单位为清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司。 2009年9月，美国能源部发表声明说：“下一代核电站（NGNP）项目将采用新型的高温气冷堆技术，一个设施支持多种工业应用，比如发电的同时进行石油精炼。NGNP项目将使核能利用延伸到更宽广的工业和交通领域，降低燃料消耗和污染，并在现有的商业化轻水堆技术基础上提高固有安全性。”而后来美国选择了阿海珐公司设计的棱柱高温气冷堆。 2011年3月1日，筹备了7年之久的山东荣成石岛湾核电站终于通
核电汽轮机介绍-考试答案-82分
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆 来源：中国核电信息网发布日期：2009-07-06 【英文名】：high temperature gas cooled reactor 用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高 浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高 温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高(40%~41%)，燃耗深(最大高达20MWd/t铀)，转换比高(0.7~0.8)等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 【实际应用】 10兆瓦高温气冷实验堆： 在国家"863"计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高 温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功 率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核 心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国 在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的"国 家中长期科学和技术发展规划纲要(2006--2020年)"中，将"大型先进压水堆和 高温气冷堆核电站示范工程"列为国家重大专项。 第四代先进核能系统 近年来，国际上提出了"第四代先进核能系统"的概念，这种核能系统具有 良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电 方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能 系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。蒸汽发生器直径2.9米，高11.7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。 高温气冷堆特点 1安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示"满足要求的电厂"的水平，而且一些核电厂达到了"优异安全性电厂"的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10-5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10-7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10-4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性： 1.1反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
10MW高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验
第38卷第5期 原子能科学技术Vol.38,No.5 2004年9月Atomic Energy Science and Technology Sep.2004 10MW 高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验 吴莘馨,厉日竹 (清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084) 摘要:文章介绍10MW 高温气冷堆(HTR 210)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明:蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。 关键词:高温气冷堆;核级安全阀;全性能试验 中图分类号:TL353.11 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0520391204 Full Performance T est of the Steam Safety V alves for 10MW High T emperature G as 2cooled R eactor WU Xin 2xin ,L I Ri 2zhu (Institute of N uclear and New Energy Technology ,Tsinghua U niversity ,Beijing 100084,China )Abstract : The design requirements and structural peculiarity as well as performance require 2ments of the steam safety valves which are nuclear safety class 2component installed in the over 2pressure protection system of the second loop of 10MW High Temperature G as 2cooled Reactor (HTR 210)are introduced.The demonstration test for full performance of the steam safety valves was carried out in special test system.The test results show that the perfor 2mance of the steam safety valves can meet the design requirement and relevant nuclear code.K ey w ords :High Temperature G as 2cooled Reactor ;nuclear class safety valve ;full perfor 2mance test 收稿日期:2003210209;修回日期:2003212205 基金项目:国家“863”计划资助项目(8632614202) 作者简介:吴莘馨(1961-),女,安徽肥东人,副教授,硕士,核科学与工程专业 10MW 高温气冷堆HTR 210二回路超压 保护系统中安装了2台核二级蒸汽安全阀。安 全阀的运行参数和安全级别均较高,使蒸汽安 全阀的制造有一定难度,而它们的性能关系着 HTR 210的安全。本工作对蒸汽安全阀的性能 进行试验验证。1 蒸汽安全阀的功能及主要技术参数111 功能蒸汽安全阀安装在蒸汽发生器与主蒸汽隔离阀之间的管道上,主要功能是在蒸汽发生器、蒸汽发生器与主蒸汽隔离阀之间的管道压力达到设计限值时,通过安全阀排出部分蒸汽,防止
球床高温气冷堆
从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。 1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。其后，德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort. St. Vrain）核电原型堆。它们大多采用钍-铀燃料。日本于 1991年开始建造热功率为 30MWth的高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。 上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。有潜在市场应用前景的两种模块式高温气冷堆设计是：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、采用氦气直接循环发电的GT-MHR设计。 模块式高温气冷堆是在以往高温气冷实验堆和大型示范堆的基础上, 为了适应国际社 会对反应堆安全越来越高的要求而提出和发展的。这种堆型以小型化和固有安全性为特征, 设计保证在任何事故情况下, 由于堆的负反应性温度系数和很大的温升裕度能够使反应堆 安全停堆; 停堆后的余热可以依靠热传导、对流和辐射等自然机理传输到堆外;反应堆功率密度设计较低, 从设计上保证堆芯燃料元件的最高温度限制在其允许的安全温度以下; 耐 高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件避免了发生堆芯燃料元件熔化的危险。其次, 由于反应堆规模的小型化, 可以采用模块化建造方案, 从而降低成本提高经济竞争力。 模块式高温气冷堆的安全特性可以从以下3个方面得到保障。 ①阻止放射性释放的多重屏障 反应堆设有三道安全屏障以阻止放射性释放,第一道屏障是全陶瓷包覆颗粒燃料元件。高温气冷堆的堆芯设计时, 在所有运行和事故工况下都应保证堆芯中心区域的燃料元件最高温 度限制在1600 ℃以内。在1600 ℃以下时, 燃料颗粒的包覆层能保持其完整性, 放射性裂变产物几乎全部被阻挡在燃料颗粒内。第二道屏障是一回路压力边界,由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳(或能量转换压力壳) 和连接这两壳的热气导管压力壳组成, 这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。第三道屏障是包容体, 由一回路舱室、氦净化系统舱室、燃料装卸系统舱室组成, 可以阻留和控制放射性气体裂变产物向大气释放。 ②非能动余热载出安全特性 高温气冷堆在堆芯的热工计算时考虑了在事故工况下, 堆芯的冷却不需要专设的余热冷却 系统,堆芯的衰变热可以由热传导、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆舱表面冷却器, 再通过自然循环由空气冷却器将传出的堆芯余热散发到大气中。如果一回路冷却剂失压, 主传热系统和辅助传热系统全部失效, 堆芯余热仍可通过上述的非能动机制传 出堆外, 可以避免发生堆芯熔化事故的可能性, 具有非能动的安全特性。当然, 在事故情况下, 由于余热已不可能通过主传热系统载出,势必导致堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了保证堆芯燃料元件的最高温度不超过其安全限值1600 ℃, 需要对堆芯功率密度和堆芯几何尺寸的设计加以限制, 这也是高温气冷堆的单堆容量较小的原因。 ④负反应性温度系数具有很大的反应性补偿能力 反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数, 并且在正常情况下燃烧元件的最高温 度与其允许的温度限值之间还有相当大的裕度, 因此借助于负反应性温度系数所提供的反 应性补偿能力, 当发生正反应性引入事故时, 反应堆可以依靠自身的负反应性温度系数的 反应性补偿能力实现自动停堆。 在球床高温气冷堆的各个发展阶段，燃料元件均采用包覆颗粒燃料球。典型的元件球直径为 60mm。其中直径为 50mm的中心石墨基体内均匀地弥散包覆燃料颗粒，元件外区为 5mm 厚的不含燃料的石墨球壳。目前最新的包覆颗粒技术是全陶瓷型三重各向同性包覆（TRISO）。
五种反应堆
吴锴：请您先介绍一下世界上已出现的几种潜艇反应堆的工作原理？ 张金麟：美国从1948年开始对三种热交换型式的反应堆，即压水堆、气冷堆和液态金属冷却反应堆进行研究。最初美国考虑将反应堆装在Φ5.5×92米的潜艇壳内，其排水量在2 000吨左右，对反应堆的技术要求是：高浓缩铀的堆芯，用热中子或接近热能的中子；在铀燃料一定时，反应堆结构材料吸收中子要少，堆芯功率密度高、结构要紧凑。 根据此技术要求，美国首先发展了压水堆和液态金属冷却堆。接着苏联也发展了这两种反应堆。这两种堆都经过陆上模式堆的考核试验后才将同型堆安装在它们的早期核潜艇上。 作为舰船核动力，曾经产生过五种反应堆的方案设想，构成五种不同的舰船推进装置型式，它们分别是： 压水反应堆由压水堆、一回路系统和设备、二回路系统和设备及推进轴系组成。反应堆和一回路均在高压下运行。所以作为反应堆的载热剂和慢化剂的水在约300℃时亦不会沸腾，故此类型反应堆称为压水堆。 载热剂在反应堆中被加热送到蒸汽发生器，将其热经传热管传给蒸汽发生器二次侧水（二回路一侧的水）并使其变成饱和蒸汽，从蒸汽发生器流出的载热剂经由主泵又被回送到反应堆再加热，形成一回路循环。饱和蒸汽送至主推进蒸汽轮机作功，从汽轮机排出的乏汽在冷凝器中冷凝后经给水泵再送至蒸汽发生器，形成二回路。主推进蒸汽轮机经减速齿轮带动螺旋桨推进艇航行。 反应堆和一回路因具有放射性，所以需要布置在屏蔽内。蒸汽发生器产生的蒸汽由于被传热管壁与一回路隔开，因此二回路系统和设备同常规蒸汽动力装置一样没有放射性，所以不需屏蔽。 液态金属反应堆由反应堆、一回路、中间回路、二回路和推进轴系所组成。 液态金属堆用石墨和铍作慢化剂，用中能中子维持链式反应，其优点是燃料的消耗比热中子反应堆低。早期的载热剂采用熔融的金属如钠、钾、铋、铅及其合金。 在一回路中用熔融金属钠循环载热，运行压力只有5～7大气压，就可获得较高的温度，装置效率较高。一回路主泵采用电磁泵，由于没有转动部件，故可靠性高。 中间回路采用钠、钾作载热剂。一回路向中间回路传热是通过中间热交换器，中间回路将反应堆的热量再通过蒸汽发生器传给二回路，在蒸汽发生器中产生过热蒸汽（由饱和蒸汽进一步加热而得）。 液态金属堆的缺点是核燃料的初装量相对较多。金属钠吸收中子蜕变为钠-21，半衰期约为15小时，并生成发射高能γ的钠同位素，所以一回路的设备和管道都要屏蔽。为防止液态的金属钠在管道和设备内凝结，反应堆停堆后还需保温和加热。此外，金属钠具有强烈的腐蚀性，与水会发生剧烈反应，可能会引起爆炸和火灾。 气冷反应堆气冷堆是用气体作为载热剂的反应堆，一般使用的载热剂有He、N2、CO2。因为这几种气体制取很容易，且化学性质稳定。其中He的载热效率较高，它不吸收中子，无感生放射性，不与结构材料发生化学反应，传热性能良好。此外，它还有较高的转换比和较深的燃耗。 气冷堆推进装置的循环系统有两种形式：单回路循环系统和双回路循环系统。在单回路循环系统中，封闭的He回路作为一回路，蒸汽回路作为二回路。 比如，一个功率为24.3MW的船用单回路He冷却反应堆燃气轮机推进装置，它是由一个He冷却高温反应堆和一台双轴燃气轮机组成。高压燃气轮机作为压气机的
超高温气冷堆介绍
超高温气冷堆（VHTR）调研报告
目录 0．引言 (3) 1．发展历史 (3) 1.1 高温气冷堆—实验堆 (3) 1.2 高温气冷堆—原型堆 (3) 1.3 高温气冷堆-模块式 (4) 2．目前各个国家的发展状况 (4) 3．VHTR反应堆结构 (5) 4．VHTR堆型的优缺点 (8) 5．VHTR发展趋势 (9) 5.1 前景展望 (9) 5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10) 6．总结 (11) 参考文献 (12)
0．引言 未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。 在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。 1．发展历史 VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。 1.1 高温气冷堆—实验堆 英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。 美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。 德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆。 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。 1.2 高温气冷堆—原型堆 美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。 德国1971年建造300MW钍高温球床堆THTR-300,1985年并网发电。 高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方面都积累了成功的经验，开始进入发电应用的商用化阶段。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
工作行为规范系列 高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则 （标准、完整、实用、可修改）
编号：FS-QG-64659高温气冷堆核电站示范工程安全审 评原则 Principles of safety review for high-temperature gas-cooled reactor nuclear power plant demonstration project 说明：为规范化、制度化和统一化作业行为，使人员管理工作有章可循，提高工作效率和责任感、归属感，特此编写。 1.前言 高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。 与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点: (1)HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下
燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平; (2)HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件; (3)作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。 目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂
反应堆物理
1.认定的第四代核反应堆包括哪些？ 钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、高温气冷堆、超临界水堆 2.核素:具有相同原子序数、质量数和核能态，而且其平均寿命长到足以被观察的一类原子。 3.同位素：具有相同质子数，不同质量数（中子数）原子核的元素。 4.丰度：某一同位素在其所属天然元素中所占的原子数百分比。 5.富集度：一般指经铀浓缩以后核燃料中铀235的质量分数 6.放射性活度：放射性同位素样品在单位时间内衰变的次数。 7.衰变常数λ的意义：一个核单位时间衰变的几率 8.什么叫质量亏损？什么叫结合能？ 所有原子的质量都比组成它的单个质子与中子质量的总和略小，即核子结合构成原子后质量减少了，我们称此差值为
质量亏损。根据质能方程E=ΔmC2,减少的质量必然以能量的形式释放出来，这种能量称为结合能。这就是核能的来源。 9.中子与原子核的反应主要包括哪些？ 散射、辐射俘获、裂变反应、（n,α）、(n,p)、(n,2n)、(n,3n)等直接轰击多个中子的反应 10.辐射俘获：原子核俘获中子放出γ射线的反应。 11.热中子反应堆内中子的慢化主要靠弹性散射。发生非弹性散射有阈能要求。 12. 中子与原子核的散射反应包括：弹性散射和非弹性散射，前者动量和动能均守恒，后者动量守恒动能不守恒。 13.微观截面：中子与单个靶核发生反应的容易程度的一种度量，量纲是面积；它相当于原子核对于入射中子具有多大的阻挡面积，常用单位是靶 14.宏观截面的定义：中子在某种材料中穿行单位距离与原子核发生反应的次数。
15.热中子：与它们所在介质的原子处于热平衡状态。 16.核反应率密度：单位时间内在单位体积中发生核反应的次数。 17.常见的易裂变核有哪些，可裂变核有哪些？ 易裂变核素：U 235 Pu 239 U 233 Pu 241 可裂变核素：U 238 Th 232 18.铀235每次裂变释放出的能量大约为 200MeV 。 19.中子在以铀为燃料的压水堆内主要经历哪些数量变化过程？ 1.铀238的快中子增殖； 2.慢化过程中的共振吸收； 3.中子的泄露（快中子慢化过程中的泄露；热中子扩散过程中的泄露）； 4.燃料吸收热中子引起的裂变 20.关于有效增殖系数的物理意义，有两个公式： 21.反应堆内产生的中子都是 快中子 ，平均能量约为 2MeV 最大通量能达到 10MeV 。 22.什么叫反应堆功率分布的不均匀系数？ 全堆空间内功率最大值与功率平均值之比。
第四代核能系统介绍
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段
反应堆堆型及相关名词术语
◎反应堆堆型及相关名词术语: 反应堆reactor 重水堆heavy-water reactor ( HWR) 轻水堆light-water reactor ( LWR) 沸水堆boiling water reactor (BWR) 压水堆pressurized water reactor (PWR) 气冷堆gas-cooled reactor (GCR) 高温气冷堆high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) 实验堆experimental reactor 商用堆commercial reactor commerce 物项item 反应堆容器reactor vessel 反应堆压力容器reactor pressure vessel (RPV) 反应堆堆芯reactor core 堆内构件reactor internals external 燃料元件fuel element 燃料组件fuel assembly installation 控制棒control rod 调节棒regulating rod (堆芯) 吊篮(core) barrel 中子源neutron source 乏燃料spent fuel
反应堆冷却剂系统reactor coolant system （反应堆冷却剂系统）压力边界pressure boundary 反应堆冷却剂环路reactor coolant loop 反应堆冷却剂泵reactor coolant pump 一次冷却剂primary coolant 二次冷却剂secondary coolant 稳压器pressurizer 变压器transformer 一回路primary circuit 二回路secondary circuit 第六课时 反应堆冷却剂除水系统(reactor) coolant degassing system 核设备疏水和排水系统（轻水堆）nuclear component drain and vent system feed water 容积控制箱（压水堆）volume control tank 安全系统safety system 保护系统protection system 安全系统支持设施safety system support features 应急堆芯冷却系统emergency core cooling system 高压安全注射系统high head safety injection system 低压安全注射系统low head safety injection system 安全注射箱accumulator 堆芯喷淋系统core spray system
第四代堆型
超常高温气冷堆系统（VHTR） VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1500℃。VHTR具有良好的非能动安全特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。 VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热，这种热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。参考堆的热功率为600 MW，堆芯通过与其相连的一个中间热交换器释放工艺热。反应堆芯可以是像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯，或者是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。VHTR 制氢能有效地向碘－硫热化学工艺供热。 VHTR保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效系统。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供广谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。该系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 表2 VHTR参考堆主要参数参考值 热功率，MWt 600 堆芯入口/出口压力，MPa 根据工艺 冷却剂入口/出口温度，℃ 640/1000 净效率，% >50 平均功率密度，MWt/m3 6~10 燃料成份在块状燃料、粒状燃料或球状燃料中的碳化锆包覆颗粒 氦气质量流量，kg/s 320 技术上有待解决的问题： ·在这种超常高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料设计，以满足下述条件：堆芯出口温度可达1000℃以上， 事故时燃料温度最高可达1800℃， 最大燃耗可达150~200 GWD/MTHM， 高温合金和包覆质量， 使用碘－硫工艺过程制氢， 能避免堆芯中的功率峰和温度梯度，以及冷却气体中的热冲击； ·安全系统是能动的，而不是非能动的，因而降低了其安全裕量； ·开发高性能的氦气气轮机及其相关部件； ·商业用反应堆的模块化； ·石墨在高温下的稳定性和寿命。 超临界水冷堆（SCWR）
震撼 中国高温气冷核反应堆技术震惊全球
震撼中国高温气冷核反应堆技术震惊全球 震撼中国高温气冷核反应堆技术震惊全球 中国的高温气冷核反应堆可以完全停机,实现核潜艇的超静音。 今年4月，一个越洋长途电话打到了清华大学核能与新技术研究院(下称核研院)。美国《纽约时报》记者向核研院院长 张作义了解10兆瓦高温气冷实验堆的建设和运行情况，并 就未来核电站的发展问题进行了采访。这个引起美国媒体关注的试验堆就是国家“863计划”项目：10兆瓦高温气冷实验堆氦气透平发电项目。[ 可能有不少人觉得，一个中国的科研项目被外国记者采访并不是什么新鲜事。但核研院的高温气冷堆被美国媒体关注却有其特殊的意义。首先，美国核专家认为清华的高温气冷堆发电装置是目前世界上最安全的 核电装置，美国人称“这种安全的反应堆是一个真实的神话”；其次，在石油、天然气日益紧缺的今天，用氢做燃料被科学家们普遍看好，只不过制氢所需要的巨大能量使其成本太高，而清华的高温气冷堆能以很低的成本提供相对巨大的能量，从而大幅度降低制氢的成本。仅此两点就不难理解为什么美国人对这个中国的“863计划”项目如此关心了。
14年前已让美国人心服口服1994 年9月30日上午10点08分32秒。清华大学核研院。来自30多个国家的60多名核能专家和国际原子能机构的官员纷纷屏住呼吸，静静地察看着10兆瓦高温气冷实验堆开始的核安全演示。工作人员通过操作让核反应堆冷却剂循环风机停止工作，立刻反应堆向外传输热量的能力丧失了。要知道，核反应堆在停堆之后还会继续产生热量，而不是像锅炉熄火后便不再产生热量。这个热如果不加以冷却，反应堆就可能发生堆芯熔化、放射性外泄的严重事故，这也是核安全的最主要的技术挑战。循环风机刚一停止工作，报警声便剌耳地响起，中外宾客瞪大眼睛盯住显示屏上的变化，只见正常运行的曲线急剧下降，反应堆的热功率由3000多千瓦降为几百千瓦，最后反应堆发热维持在正常运行时的1.5%%左右。这表明热量通过反应堆压力壳的表面自动散发到周围环境中，而不需要任何附加的冷却系统。核研院的这一实验展示了模块式高温气冷堆的一个最重要特性：在任何事故情况下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为的和机器的干预，反应堆能保持安全状态。我国已经掌握核电站的最新一代技术。美国麻省理工学院教授、美国核学会前任主席克达克先生对清华核研院的这一安全演示给予极高的评价：中国这个满功率运行的球床模块式实验反应堆是目前世界上唯一的一座，它的技术及安全水平已走在了世界的前列，美国希望从这个实验堆
美国高温气冷堆现状
Research Nuclear Power—Review 美国高温气冷堆现状 Andrew C. Kadak Kadak Associates, Inc., Port St. Lucie, FL 34952, USA a r t i c l e i n f o 摘要 Article history: Received 3 November 2015Revised 3 March 2016Accepted 8 March 2016 Available online 31 March 2016 2005年，美国国会通过了《2005年能源政策法案》，该法案授权在2021年之前建造和运行一个高温气冷堆(HTGR)。在美国国内专家对未来核技术发展方向进行了多年的研究后，该法案才得以通过。作为该法案的结果，美国国会设立了名为“下一代核电站”的项目，这是一种为制氢提供工艺用热的HTGR 。尽管HTGR 被寄予了很高的期望，但其现状仅限于完成关于先进燃料、石墨和其他材料的研究计划，并不是如国会在2005年提出的建造一个示范电站。HTGR 发展目标降低背后有许多原因，包括：用于研究的政府资金不足，对反应堆不切实际的高温要求，对“氢”经济需求的延迟，来自轻水冷却的小型模块反应堆的竞争，业主公司对新技术的兴趣较低，美国天然气价格过低，以及美国对非水冷反应堆许可证申请的具有挑战性的流程等。 ? 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (https://www.wendangku.net/doc/4911551110.html,/licenses/by-nc-nd/4.0/). 关键词 高温气冷堆下一代核电站许可证申请 （美国）核管理委员会《2005年能源政策法案》研究现状 1. 引言 2002年12月，美国能源部(DOE)发布了《第四代核能系统技术路线图》[1]，其概述了许多未来核电能源的选择。这项研究成果是第四代国际论坛工作的一部分，是论坛各成员国愿意发展国际合作而选择开发的技术。美国选择了氦气冷却的高温气冷堆用于工艺热应用和电力生产。由于这项决定，美国国会通过了《2005年能源政策法案》(公开法律编号：109-58)[2]，为被称为“下一代核电站”(NGNP)的项目筹集资金，并且要求在2021年9月30日之前实现此电站的运行。爱达荷国家实验室被指定为国家带头实验室，协调高温气冷堆(HTGR)技术的研究和发展。美国和南非的核产业界采用共享技术开发的方式参与了此项目的研究 和发展。 该项目取得了卓越的初步进展，两类可选HTGR 被开发和研究。这两项候选技术分别为在南非与西屋公司共同开发的球床模块反应堆(PBMR)和由通用原子公司与阿海珐集团共同开发的柱状HTGR 设计。产业界形成了NGNP 产业联盟[3]，由对HTGR 开发感兴趣的产业合作伙伴组成。除供应商外，这些合作伙伴还包括陶氏化学公司和康菲石油公司，以及NGNP 技术的潜在用户。在这期间，33个产业合作伙伴加入了NGNP 产业联盟。 在过去十年里，产业界花费了超过10亿美元发展该技术，而美国DOE 花费了超过5亿美元支持研究和技术开发[3]。DOE 提供的资金主要花费在由爱达荷国家实验室和橡树岭国家实验室开展的燃料开发、石墨认证和材料 E-mail address: kadak@https://www.wendangku.net/doc/4911551110.html, 2095-8099/? 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (https://www.wendangku.net/doc/4911551110.html,/licenses/by-nc-nd/4.0/). 英文原文: Engineering 2016, 2(1): 119–123 引用本文: Andrew C. Kadak. The Status of the US High-Temperature Gas Reactors. Engineering , https://www.wendangku.net/doc/4911551110.html,/10.1016/J.ENG.2016.01.026 Contents lists available at ScienceDirect jou r na l hom e pa ge: w w w.elsev https://www.wendangku.net/doc/4911551110.html, /lo cate/en g Engineering