第四代核能系统――高温气冷堆技术

1高温气冷堆技术的发展历史早期气冷堆Magnox+AGRCO2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700-950个°C3台试验堆2台原型堆模块式高温气冷堆MHTGR陶瓷包覆燃料元件氦气冷却剂700-950个°C2台试验堆1950年代1970年代1980年代300MWe1000MWe100－300MWe电功率固有安全234SIEMENSHTR-Module功率：200MW电功率：80MW堆芯平均功率密度：3MW/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℃56厘米直径的“煤球形”核燃料6ReactorSystem1，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堆内石墨提供大热容瘦长型堆芯有利于散热限制反应堆功率高温堆：对付1000kW余热（约1/200）2，简化系统模块式高温气冷堆的固有安全特性00.010.020.030.040.050.060.070.081.E-61.E-41.E-21.E+01.E+21.E+4时间（小时）剩余发热量（相当于满功率的份额）72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。8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9美国GA和俄罗斯OKBM的GT-MHR：600MW热功率10美国2004年启动NGNP(NextGenerationNuclearPlant,下一代核电站)项目，计划在美国爱达荷建设热功率400-600MW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AREVANP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。11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1210MW高温气冷堆外景13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2700014反应堆和蒸汽发生器舱室1510MW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10MW满功率核裂变产生的热量经发电后通过冷凝器排出16堆芯横截面17直径6厘米的燃料球18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10MW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1.4×10-53.1×10-53×10-53×10-4燃料元件在俄罗斯的辐照燃耗已达100000MWd/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19至2006年3月累计运行469天0510152025303513579111315171921232527293133353739Time(MonthsinceJanuary2003)Daysofoperation0.050.0100.0150.0200.0250.0Integratedpower(MWD)DaysofoperationIntegratedpower20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。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。丧失冷却+不紧急停堆实验21重要安全实验：功率和风机转速的变化过程050010001500200025003000350015:2015:5016:2016:5017:2017:5018:20功率(kw)风机转速（rpm)22丧失热阱ATWS安全验证实验0.0500.01000.01500.02000.02500.03000.03500.0060120180240300360420480540600660time(s)rpm0.02000.04000.06000.08000.010000.012000.0kW风机转速（rpm）核功率（kW）风机转速(RPM)反应堆功率(kW)23HTR-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24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。战略意义和必要性25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。26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；(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。发展目标和成果(续)27堆本体示意图28德国双模块机组高温气冷堆Source：HTRModuleSafetyAnalysisReport,Siemens2930南非PBMR和压水堆的比较Source：HTR2004，2004，Beijing31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32压水堆核电机组的基本比例关系0.0000.0500.1000.1500.2000.2500.300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工程其它投资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%核岛设备33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:RegisMatzie,HTR2004四，一体化核供热堆的发展35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36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37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38核供热堆输热系统接热网中间回路余热排出供热反应堆39核供热堆堆体结构40415MW低温核供热试验堆425MW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)43核供热堆推广应用前景应用领域区域供热海水淡化热电联供大面积空调工业供气及其它应用•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4445AdvancedWaterCooledNuclearEnergySystems:IRIS&(MASLWR)46474849IRIS(INTERNATIONALREACTORINNOVATIVEANDSECURE)ModularLWR,withEmphasisonProliferationResistance,EnhancedSafetyandEconomics51INTERNALCONTROLRODDRIVEMECHANISMSPerfectfitwithintegralreactorsEliminaterodejectionaccident,operationalproblems(headpenetrationssealcracking)Shorter,simplervessel/containmentTwooptions:ElectromagneticalorhydraulicdriveIRIShaschosenhydraulicdriveWorkprogressingatPOLIMIChinaisoperatingNHR-5(TsinghuaUniversity)anddesigningNHR-200Possiblecooperation?52压水堆核电站池式堆100200300反应堆热功率(MW)温度(℃)一体化核供热堆的战略定位2005003000一体化供热堆多用途一体化供热堆（自然循环小型IRIS)发电热电蒸汽淡化供热淡化53核能海水淡化经济性比较（200MWth）产水量（万吨/日）投资估计（亿）比投资（万元/吨水）归一化平均淡化成本热压缩+低温MED（120℃)10.7517.21.61.0高温MED（120℃）1619.31.20.85反渗透+低温MED混合法2520.80.80.554发展小型多用途核供热堆：市场有需求：500MWt,30bar蒸汽保持原有安全特征：不需要应急补水符合国际发展趋势技术上基本成熟在应用领域上与核电站有区隔五，公司的地位和作用56中核能源公司的作用实现股东双方战