超高溫氣冷堆介紹(共13頁(yè))

1、PAGE 4 超高溫氣冷(q ln)堆（VHTR）調(diào)研報(bào)告目錄(ml) TOC o 1-3 h z u HYPERLINK l _Toc318305759 0引言(ynyn) PAGEREF _Toc318305759 h 3 HYPERLINK l _Toc318305760 1發(fā)展(fzhn)歷史 PAGEREF _Toc318305760 h 3 HYPERLINK l _Toc318305761 1.1 高溫(gown)氣冷堆實(shí)驗(yàn)堆 PAGEREF _Toc318305761 h 3 HYPERLINK l _Toc318305762 1.2 高溫氣冷堆原型堆 PAGEREF _Toc

2、318305762 h 3 HYPERLINK l _Toc318305763 1.3 高溫氣冷堆-模塊式 PAGEREF _Toc318305763 h 4 HYPERLINK l _Toc318305764 2目前各個(gè)國(guó)家的發(fā)展?fàn)顩r PAGEREF _Toc318305764 h 4 HYPERLINK l _Toc318305765 3VHTR反應(yīng)堆結(jié)構(gòu) PAGEREF _Toc318305765 h 5 HYPERLINK l _Toc318305766 4VHTR堆型的優(yōu)缺點(diǎn) PAGEREF _Toc318305766 h 8 HYPERLINK l _Toc318305767 5V

3、HTR發(fā)展趨勢(shì) PAGEREF _Toc318305767 h 9 HYPERLINK l _Toc318305768 5.1 前景展望 PAGEREF _Toc318305768 h 9 HYPERLINK l _Toc318305769 5.2 VHTR需要填補(bǔ)的技術(shù)缺口 PAGEREF _Toc318305769 h 10 HYPERLINK l _Toc318305770 6總結(jié) PAGEREF _Toc318305770 h 11 HYPERLINK l _Toc318305771 參考文獻(xiàn) PAGEREF _Toc318305771 h 120引言(ynyn)未來(lái)十幾年，全世界都需

4、要能源和優(yōu)化能源基礎(chǔ)建設(shè)來(lái)滿足(mnz)日益增長(zhǎng)的電力和運(yùn)輸用燃料的需要。第四代國(guó)際核能論壇（GIF）確定的6種核能系統(tǒng)概念具有滿足良好的經(jīng)濟(jì)性、安全性、可持續(xù)性、防核擴(kuò)散和防恐怖襲擊等目標(biāo)的絕對(duì)優(yōu)勢(shì)。在第四代核能系統(tǒng)(xtng)概念中，超高溫氣冷反應(yīng)堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作為高溫氣冷反應(yīng)堆漸進(jìn)式開(kāi)發(fā)過(guò)程中下一階段的重點(diǎn)對(duì)象，第四代國(guó)際核能論壇(GIF)已將VHTR列入研發(fā)計(jì)劃。VHTR將反應(yīng)堆出口溫度比HTGR提高100，達(dá)到1000或以上，對(duì)所用燃料和材料提出了更高要求，實(shí)現(xiàn)制氫的工藝設(shè)計(jì)也需要研發(fā)創(chuàng)新。目前，多個(gè)國(guó)家和組織投入力量，正給予

5、重點(diǎn)研發(fā)。我國(guó)也將高溫氣玲堆電站列入中長(zhǎng)期科學(xué)和技術(shù)發(fā)展重大專(zhuān)項(xiàng)規(guī)劃，希望近期取得重大技術(shù)突破。1發(fā)展歷史VHTR（Very High Temperature Reactor）是高溫氣冷反應(yīng)堆漸進(jìn)式開(kāi)發(fā)過(guò)程中下一階段的重點(diǎn)對(duì)象，而高溫氣冷堆的發(fā)展主要經(jīng)歷了以下階段1。1.1 高溫氣冷堆實(shí)驗(yàn)堆英國(guó)1960年建造20MW實(shí)驗(yàn)堆“龍堆”（Dragon）。美國(guó)1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）實(shí)驗(yàn)堆。德國(guó)1967年建成15MW的球床高溫氣冷堆（AVR），并發(fā)展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高溫堆。這三座實(shí)驗(yàn)堆的成功運(yùn)行，證明了高溫氣冷堆在技術(shù)上是可行的。1.2 高溫(gow

6、n)氣冷堆原型(yunxng)堆美國(guó)(mi u)1968年建造330MW圣符倫堡（Fort Stvrain）電站，1976年并網(wǎng)發(fā)電。德國(guó)1971年建造300MW釷高溫球床堆THTR-300,1985年并網(wǎng)發(fā)電。高溫氣冷堆在設(shè)計(jì)、燃料和材料的發(fā)展、建造和運(yùn)行方面都積累了成功的經(jīng)驗(yàn)，開(kāi)始進(jìn)入發(fā)電應(yīng)用的商用化階段。1.3 高溫氣冷堆-模塊式客觀要求：美國(guó)三里島事故發(fā)生后，人們?cè)O(shè)法實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的“絕對(duì)安全”。希望在任何事故情況下都不會(huì)發(fā)生大的核泄漏，不會(huì)危及公眾與周?chē)h(huán)境的安全，也就是人們常說(shuō)的實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的固有安全性。概念提出：模塊式高溫氣冷堆就是在這樣的背景下發(fā)展起來(lái)的一種新堆型。1981年德國(guó)電站

7、聯(lián)盟（KWU）首先提出球床模塊式高溫氣冷堆的概念。2目前各個(gè)國(guó)家的發(fā)展?fàn)顩r高溫氣冷堆電站，經(jīng)過(guò)長(zhǎng)時(shí)期的研發(fā)，在結(jié)構(gòu)、材料以及反應(yīng)堆、氣透平發(fā)電機(jī)組的技術(shù)性能及核能工藝熱應(yīng)用方面，都有了突破性進(jìn)展。革新型高溫氣冷堆電站，實(shí)現(xiàn)了反應(yīng)堆固有安全特性的設(shè)計(jì)創(chuàng)新，確保了三大安全功能的完整性：即反應(yīng)性控制、堆芯熱量排出、放射性物質(zhì)包容。目前，VHTR的基礎(chǔ)技術(shù)已在以前的HTGR核電站(如Dragon、桃花谷、AVR、THTR和圣弗倫堡核電站等)建設(shè)和運(yùn)行中已得到了充分的開(kāi)發(fā)和驗(yàn)證，并且是GT-MHR和PBMR等概念設(shè)計(jì)的更進(jìn)一步發(fā)展2。革新型高溫氣冷堆(HTGR)電站，設(shè)計(jì)比較成熟的是美、法、日、俄聯(lián)合設(shè)

8、計(jì)的燃?xì)廨啓C(jī)模塊式氦冷反應(yīng)堆（GT-MHR），目前正在研制，準(zhǔn)備用于俄羅斯的钚處置，亦作為較小型的動(dòng)力堆。由南非電力公司借鑒德國(guó)技術(shù)設(shè)計(jì)研發(fā)(yn f)的球床模塊式反應(yīng)堆(PBMR)，已分別進(jìn)入示范(shfn)電站的建設(shè)階段。日本(r bn)原子能研究所(Jaeri)已經(jīng)建成30MWth級(jí)高溫工程試驗(yàn)堆(HTTR)，研究的主要目標(biāo)是，驗(yàn)證連接工藝系統(tǒng)供熱的反應(yīng)堆堆芯出口溫度達(dá)到950的可行性。歐盟也在積極研發(fā)高溫氣冷堆電站，組織了歐洲工業(yè)界和科研機(jī)構(gòu)的近20多家單位在EURATOM框架內(nèi)開(kāi)展了下一代高溫氣冷堆HTR/VHTR的研究項(xiàng)目，作為世界著名核供應(yīng)商的阿海琺(AREVA)集團(tuán)也正在以往參

9、與GT-MHR設(shè)計(jì)中獲得的經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)甚高溫反應(yīng)堆VHTR。我國(guó)清華大學(xué)借鑒德國(guó)技術(shù)設(shè)計(jì)研發(fā)的球床模塊式高溫實(shí)驗(yàn)堆HTR-10，其研究目的是驗(yàn)證其在10MWth功率水平下實(shí)現(xiàn)熱電聯(lián)產(chǎn)的可行性，目前已進(jìn)入示范堆的建設(shè)階段1。目前的高溫堆技術(shù)出口溫度可以達(dá)到950，發(fā)展成1000的超高溫氣冷堆技術(shù)的難度并不是很大。 3VHTR反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)超高溫氣冷堆(VHTR)是高溫氣冷堆(HTGR)的進(jìn)一步發(fā)展，是HTGR漸進(jìn)式開(kāi)發(fā)過(guò)程中下一階段的重點(diǎn)對(duì)象。VHTR的設(shè)計(jì)依賴(lài)于高溫氣冷堆(HTGR)的設(shè)計(jì)，因此HTGR的堆芯設(shè)計(jì)對(duì)VHTR有很大的參考價(jià)值。VHTR以1000的堆芯出口溫度供熱，這種熱能可用于制

10、氫或?yàn)槭推渌I(yè)提供工藝熱。參考堆的熱功率為600MWt，堆芯通過(guò)與其相連的一個(gè)中間熱交換器釋放工藝熱，反應(yīng)堆芯可以是像正在日本運(yùn)行的HTTR那樣的棱柱形塊堆芯，或者是象正在我國(guó)運(yùn)行的高溫氣冷堆HTR10那樣的球床堆芯。VHTR參考堆的主要參數(shù)見(jiàn)表13，反應(yīng)堆參數(shù)參考值反應(yīng)堆功率600MWth冷卻劑進(jìn)/出口溫度640/1000堆芯進(jìn)/出口壓力取決于具體的工藝氦氣質(zhì)量流量320kg/s堆平均功率密度610MWth/m3參考燃料組成碳化鋯包層的燃料顆粒，可以是塊狀、柱狀或球狀核電廠凈熱效率50%表1 VHTR主要參數(shù)VHTR根據(jù)(gnj)其燃料元件形狀(xngzhun)和結(jié)構(gòu)的不同可分為兩類(lèi)：

11、球床高溫氣冷堆和柱狀高溫氣冷堆。它們的共同點(diǎn)是均采用涂覆顆粒燃料。圖1 球狀燃料(rnlio)元件圖2 柱形燃料(rnlio)元件圖3 涂覆顆粒(kl)燃料圖4 柱狀VHTR反應(yīng)堆設(shè)計(jì)(shj)VHTR設(shè)計(jì)主要(zhyo)設(shè)計(jì)特點(diǎn)體現(xiàn)在：冷卻劑氦為單相、不冷凝、惰性，不受反應(yīng)性影響(yngxing)。氦冷卻劑決定了泄漏率必須低。石墨堆芯熱容量高，減緩熱響應(yīng)和在超高溫條件下結(jié)構(gòu)穩(wěn)定，功率密度約是輕水的1/10。所使用的難熔涂覆燃料在比正常運(yùn)行溫度高得多的溫度條件和假想事故工況下能滯留裂變產(chǎn)物。環(huán)型、低功率密度堆芯放置在自然循環(huán)RCCS圍繞的反應(yīng)堆容器內(nèi)。有限的反應(yīng)堆總功率需通過(guò)傳導(dǎo)和輻射就具備了

12、最終熱阱的能力，同時(shí)不會(huì)損傷燃料5。圖5 VHTR反應(yīng)堆系統(tǒng)(xtng)4VHTR堆型的優(yōu)缺點(diǎn)VHTR是石墨(shm)慢化氦冷反應(yīng)堆，具有熱中子能譜和一次壽命周期。其總體特點(diǎn)包括冷卻劑出口(ch ku)溫度高（高于850）、功率密度大（大于6MW/m3）、燃料和材料壽命長(zhǎng)（大于40年）、安全裕度大、燃耗更深（大于150-200GWd/t(U)）。主要優(yōu)勢(shì)表現(xiàn)為： 安全性好：VHTR保持了高溫氣冷堆具有的良好安全特性，由于堆的負(fù)反應(yīng)溫度系數(shù)和很大的溫升裕度，使反應(yīng)堆在任何情況下即使不進(jìn)行人為的干預(yù)也能安全停堆，同時(shí)停堆后的熱量（余熱）可以依靠自然對(duì)流、熱傳導(dǎo)和輻射等自然機(jī)理傳輸?shù)蕉淹猓ＷC堆芯燃

13、料元件的最高溫度限制在其允許溫度以下，因而在任何情況下也不會(huì)發(fā)生堆芯熔毀、放射性外泄等危害公眾和環(huán)境安全的事故。綜合效益高：VHTR冷卻劑出口溫度在1200時(shí)的熱效率能達(dá)到60%。這不僅能提高發(fā)電成本，還能降低單位電功率產(chǎn)生的裂變廢物，降低廢熱和減少冷卻水消耗。圖6 VHTR熱效率與冷卻劑出口(ch ku)的溫度對(duì)比圖7 提高(t go)熱效率的優(yōu)勢(shì)用途(yngt)廣泛：VHTR可以向高溫、高耗能和不使用電能的工藝過(guò)程提供廣譜熱量，還可以與發(fā)電設(shè)備組合以滿足熱電聯(lián)產(chǎn)的需要。除了能發(fā)電外，還可通過(guò)熱電聯(lián)供廣泛應(yīng)用于石油化工、煤的氣化液化等需要大量高溫工藝熱的部門(mén)。另外，它還可以用于城市供暖和海水

14、淡化，特別是還可以用來(lái)作為制氫的熱源，是未來(lái)氫時(shí)代最具有前景的能源提供者7。 其不足之處為：由于其超高溫的特性，對(duì)反應(yīng)堆材料的性能要求很高；用氦氣做冷卻劑，對(duì)系統(tǒng)的密封性要求高；技術(shù)不夠成熟，缺乏經(jīng)驗(yàn)。5VHTR發(fā)展趨勢(shì)5.1 前景展望在高溫氣冷堆發(fā)展的基礎(chǔ)上，超高溫氣冷堆(VHTR)將成為第四代核能系統(tǒng)的首選堆型之一。10兆瓦高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆是由我國(guó)自主研究開(kāi)發(fā)、自主設(shè)計(jì)、自主制造、自主建設(shè)、自主運(yùn)行的世界上第一座具有非能動(dòng)安全特性的模塊式球床高溫氣冷堆，各項(xiàng)技術(shù)指標(biāo)均達(dá)到世界先進(jìn)水平，為商業(yè)化開(kāi)發(fā)奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。20萬(wàn)千瓦級(jí)高溫氣冷商用示范堆（HTR-PM ）投入商業(yè)運(yùn)行后，隨著設(shè)計(jì)和制造

15、技術(shù)的不斷完善，除了其獨(dú)特的固有安全特性外，在高（熱）效率、高負(fù)荷因子和低造價(jià)、低發(fā)電成本等方面將充分展現(xiàn)其明顯的技術(shù)優(yōu)勢(shì)和經(jīng)濟(jì)優(yōu)勢(shì)。因此，高溫氣冷堆將成為我國(guó)未來(lái)核電發(fā)展的一個(gè)重要堆型。也必將為VHTR的研發(fā)提供技術(shù)支持和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。超高溫氣冷(q ln)堆為后石油時(shí)代核能(hnng)制氫展現(xiàn)了光明前景。在石油、天然氣日益緊缺的今天，用氫做燃料是被科學(xué)家們普遍看好的清潔能源。但由于制氫所需要的巨大能量而使其成本太高，而超高溫氣冷堆能以很低的成本提供巨大的能量，從而大幅降低制氫成本。核能制氫有可能(knng)成為未來(lái)生產(chǎn)清潔生產(chǎn)能源極具競(jìng)爭(zhēng)力的新興產(chǎn)業(yè)，而超高溫氣冷堆則以她獨(dú)特的技術(shù)優(yōu)勢(shì)成為未來(lái)

16、核能制氫工業(yè)無(wú)可替代的堆型。5.2 VHTR需要填補(bǔ)的技術(shù)缺口驗(yàn)證VHTR堆芯的可行性需要攻克許多重要的技術(shù)難關(guān)，必須開(kāi)發(fā)新型的反應(yīng)堆材料，這些燃料和材料必須滿足一下要求：使堆芯出口溫度從850提高到1000，甚至更高溫度；使燃料在發(fā)生事故后能承受的最高溫度達(dá)到1800；使燃料的最大燃耗達(dá)到150200GWd/MTHM(HM-重金屬)；避免堆芯內(nèi)功率峰值和溫度梯度，避免發(fā)生冷卻劑氣體湍流現(xiàn)象2。目前在反應(yīng)堆溫度、功率水平以及運(yùn)行壓力等方面還存在特定工藝技術(shù)研究開(kāi)發(fā)上的缺口。利用氦氣使化學(xué)反應(yīng)器加熱不同于工業(yè)界目前采用的辦法，需要進(jìn)行專(zhuān)門(mén)的開(kāi)發(fā)和驗(yàn)證。需要對(duì)耐氫氣、一氧化碳和甲烷等腐蝕性氣體的高

17、溫合金和包覆材進(jìn)行可用性和合格性鑒定。采用碘-硫(I-S)工藝制氫的可行性仍需要對(duì)三個(gè)基本化學(xué)反應(yīng)進(jìn)行小規(guī)模和大規(guī)模的驗(yàn)證，而且需要開(kāi)發(fā)耐腐蝕的材料。必須避免產(chǎn)品受到任何形式的污染。為了將核島和制氫工業(yè)生產(chǎn)設(shè)施隔離開(kāi)，尤其為了隔離像氚這樣能夠在高溫下極易彌散穿透金屬屏蔽層的同位素，必須開(kāi)發(fā)專(zhuān)門(mén)的熱交換器、氣體冷卻劑導(dǎo)管及閥門(mén)等設(shè)備。VHTR性能問(wèn)題還包括，為了提高發(fā)電效率，必須開(kāi)發(fā)(kif)高效率氦氣輪機(jī)(透平機(jī))。反應(yīng)堆和熱利用系統(tǒng)的模塊化制造將是VHTR在商業(yè)推廣進(jìn)程中面臨的另一個(gè)巨大挑戰(zhàn) 4。6總結(jié)(zngji)綜上所述，超高溫氣冷(q ln)堆(VHTR)是一種功率高、應(yīng)用范圍廣、安全

18、性高的重要設(shè)計(jì)方案，其運(yùn)行溫度高，能夠有效地將熱能轉(zhuǎn)換為電能，可以從等量的燃料中提取比傳統(tǒng)核電站多50%的電能。同時(shí)由于出口溫度高，VHTR還可以應(yīng)用于多種工藝應(yīng)用，如制氫、工業(yè)熱或聯(lián)產(chǎn)利用的各種領(lǐng)域等。這是解決未來(lái)電力和運(yùn)輸用燃料需求的一個(gè)有效途徑和方向。另一個(gè)方面，在第四代國(guó)際核能論壇確定的未來(lái)第四代反應(yīng)堆中，VHTR可能具有實(shí)際運(yùn)行可能的最先進(jìn)反應(yīng)堆概念之一。VHTR將成為今后核能研究的主要方向之一，尤其是對(duì)超高溫反應(yīng)堆材料的研究，將會(huì)對(duì)未來(lái)反應(yīng)堆材料的研究起重要作用。參考文獻(xiàn)1 吳宗鑫，張作義.先進(jìn)(xinjn)核能系統(tǒng)和高溫氣冷堆M.北京：清華大學(xué)出版社，2004,190-206.2 劉志銘. 四代核能系統(tǒng)中高溫氣冷堆VHTR技術(shù)的初步跟蹤(gnzng)分析C. 中國(guó)電機(jī)工程學(xué)會(huì)核能(hnng)發(fā)電分會(huì)2009年學(xué)術(shù)年會(huì),2009；453-461.3 楊孟嘉，任俊生，周志偉.第四代核能系統(tǒng)研發(fā)介紹J.國(guó)際電力，2004-8；30-35。4 U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee a