我国高温气冷堆发展战略研究.docx

《我国高温气冷堆发展战略研究.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《我国高温气冷堆发展战略研究.docx（19页珍藏版）》请在优知文库上搜索。

1、一、前言高温气冷堆技术采用氮气冷却剂，石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。反应堆出口温度可以达到700-1000oCo最新一代的高温气冷堆称为模块式高温气冷堆，它是1979年三哩岛核事故后世界核能界为革命性地改进核能安全而提出的新概念。这种反应堆的核心思想是采用热功率200-600MWt之间的比较小的反应堆模块，利用包覆颗粒燃料元件所能达到的优异耐高温性能，在不需要任何应急冷却的情况下，反应堆都能够自然散热，从而消除堆芯熔化的可能性。安全性是模块式高温气冷堆的重要特点之一。模块式高温气冷堆的另一重要特点是高温。它的一个重要用途是高效率发电以及热电联产。在反应堆出口温度达到700750C的条件下

2、，可以结合在反应堆二回路的蒸汽循环，实现亚临界、超临界以及超超临界发电，效率达到40%-48%o可以通过汽轮机抽汽，实现热电联产，用于100400C不同参数的工业和民用供热市场。在反应堆结构和材料基本不变的情况下，进一步提高高温气冷堆的出口温度,使其达到8001000C,可以用于更高温度的核能热利用。其中，具有吸引力的是热分解水制氢，大幅度拓宽核能的应用范围。氢作为一种重要的工业原料，除了合成氨、合成甲醇、石油精炼等传统用途外，氢气在氢冶金、煤液化以及气化等领域都得到了大规模应用。氢还是未来理想的二次能源或能源载体，例如，氢可以通过燃料电池技术的使用推动交通能源的升级。高温气冷堆被认为是最适合

3、用于制氢的核能技术。二、高温气冷堆技术简述用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。它的优点是提高反应堆的可利用率，实现比较均匀的功率分布和燃料的燃耗深度，以及没有大的后备反应性，有利于反应堆的控制。球床堆技术由德国于利希研究中心教授发明，在德国开展了大量的研窕和发展工作，建设了15MWe的

4、高温气冷堆（AVR）实验反应堆和300MWe的高温牡反应（THTR）工业示范堆。我国在国家高科技研究发展计划的支持下于2000年在清华大学建成IOMW高温气冷试验堆（HTR-IO）,是世界上首个实现模块式肩并肩布置的球床高温气冷堆的实验堆。美国和日本主要发展了棱柱堆。美国建设了PeaChBOttOm实验堆和FortSt.Vrain工业示范堆，口本建设了高温实验反应堆（HTTR）。球床堆和棱柱堆的主要差别是燃料的几何形状不同。但是两种高温气冷堆的核心技术，例如，全陶瓷包覆颗粒燃料、氯气冷却剂和石墨慢化剂都是相同的。二者在20世纪80年代以后不约而同地转向了“模块式高温气冷堆的技术发展方向，应用领

5、域也是相同的。具有优异的固有安全性是模块式高温气冷堆的突出特征。国际上把高温气冷堆列为符合第四代先进核能系统技术要求的堆型之一。2003年发表的第四代核能系统路线图报告把超高温气冷堆(VHTR)列为第四代核能系统6种候选技术之一。2010年后更新的路线图报告则将VHTR更改为V/HTR(超高温气冷堆/高温气冷堆)，并说明它包括的温度范围是700-1000oCo图1示意了HTR-PM球形燃料元件结构。以二氧化铀为核心，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92mm直径的包覆颗粒燃料。大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中。uo：核芯图1HTR-PM球形燃料元件结构图

6、2为我国高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的核蒸汽供应系统模块结构的示意图。反应堆堆芯中大约有4.2x105个燃料球，直径为3m,高为Ilmo堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。冷却剂氨气从反应堆顶部流过堆芯，然后通过一个内衬保温材料的同轴双层连接结构，流到一个和反应堆肩并肩布置的蒸汽发生器。冷却后的氮气由布置在蒸汽发生器壳顶部的基气循环风机加压后通过同轴连接结构的外层流回反应堆，形成一个封闭的反应堆一一回路循环。新燃料元件由顶部装入堆芯，从底部卸料管卸出。卸出的燃料元件如果未达到预定的燃耗深度，则再送回堆内使用。图2模块式高温气冷堆的一个反应堆模块一个反应堆和一台蒸汽发生器构成了一个高温气

7、冷堆反应堆模块。在中国的200MWe高温气冷堆核电站示范工程（即HTR-PM）中，每个反应堆模块热功率为250MWtoHTR-PM设计有2个模块，向1台蒸汽轮机供应蒸汽，发电功率为210MWe。模块式高温气冷堆的发明者H.Routler与G.Lohnert在早期就曾经指出，模块的意思就是在一个核电机组中可以根据需要连接多个反应堆模块。当该反应堆要应用于更高温度的场合时，需要有一个耐更高温度的中间热交换器，以取代蒸汽发生器。而反应堆本身从燃料、反射层、堆内金属构件到连接管都可以保持原有的材料和设计。目前经过验证的包覆颗粒燃料元件技术(TRISO)经过长期辐照考验证明能够在12501350C下长期

8、运行，考虑到堆芯出口温度的不均匀性，可以实现反应堆出口氮气平均温度达到IoOOoC的要求。三、高温气冷堆发展现状德国最初于1960-1990年在球床高温气冷堆方面开展了大量的研究工作，美国在同期也发展了棱柱燃料的高温气冷堆。20世纪80年代早期，德国西门子公司提出了模块式高温气冷堆的概念，之后高温气冷堆的发展进入了模块式高温气冷堆的发展阶段。对于模块式高温气冷堆，德国、美国、日本、俄罗斯、南非和中国等国都曾经开展了大量的研究，研窕和发展了一系列基本具备建设首个示范工程的工程设计。其中比较好的设计是德国西门子公司1980-1995年的200MWt球床模块式高温气冷堆HTR-ModuI和同期美国通

9、用原子能公司发展的350MWt棱柱模块式高温气冷堆MHTGRo中国建设了世界第一个模块式高温气冷堆的实验堆，热功率为10MWt的清华大学10MW高温气冷堆实验堆(HTR-IO),以及第一个模块式高温气冷堆的工业示范电站，即华能山东石岛湾20万千瓦级高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）,含两个热功率为250MWt的反应堆模块。（一）国际最新研发现状1 .美国研发现状进入21世纪后，美国高温气冷堆相关技术的发展和研究集中体现在下一代核电站计划（NGNP）和X-energy公司对相关技术的研究。美国也是第四代核能系统论坛的重要成员。美国能源部于2006年在爱达荷国家工程和环境实验室启动了NGNP

10、项目，其主要目的在于促进高温气冷堆技术在发电、制氢和工艺热应用等方面的商业化。NGNP项目曾经设定目标在2021年建成首个经济可靠的模块化高温堆示范工程。但是在2010年左右由于政府与企业成本分担问题，示范工程的推进工作停滞。目前NGNP基本上主要是科研性质的工作，开展了大量的全陶瓷型TRISO颗粒燃料、石墨以及Inconel617耐高温材料的研究。但美国具备随时启动建设工业示范电站的能力。X-energy公司成立于2009年。与美国传统的棱柱高温气冷堆不同，该公司致力于研究球床高温气冷堆。它所致力研发的Xe-100反应堆是球床模块式高温气冷堆，热功率为200MWtoX-energy的研发除了

11、国家支持资金外，如2016年美国能源部5年共投资5300万美元，还拿到了私人资本投资(3850万美元)。除了Xe-100的设计，2018年X-energy预期要实现TRISO燃料的试验生产。2 .日本研发现状日本从20世纪90年代开始建造小型高温工程试验堆(HTTR)oHTTR的热功率为30MW,氢气出口温度为950,进口温度为395。该项目于1998年11月建成并实现首次临界，主要用于高温工艺供热、材料、燃料及安全性试验等研究。日本政府支持高温气冷堆技术发展的态度是比较坚定的，一直把高温气冷堆列为日本长期研究发展计划。日本高温气冷堆计划的组织由日本科学技术厅负责并提供大部分经费，由日本原子能

12、研究所(JAEA)负责计划的实施，并与相关企业鼎力合作。参加高温气冷堆计划的企业有富士电机控股公司、三菱重工集团、株式会社日立制作所、东芝公司等。3 .第四代核能系统论坛2000年以来，美国等提出第四代核能系统的开发计划，形成了美国、日本、法国、英国、韩国等10国参加的第四代核能系统国际论坛(GlF)。我国于2006年正式参加GIF,参与了大多数堆型的研究。高温气冷堆合作研究是GIF所有6个堆型中参与者最多的一个，共有9个正式成员，涉及中国、欧盟、法国、日本、韩国、瑞士、美国、澳大利亚和英国。从技术上看，中国目前已经成为高温气冷堆技术的主要推动者。VHTR下设多个合作研究组，包括制氢（HP）燃

13、料与燃料循环（FFC）、材料（MAT）、计算方法验证与基准（CMVB）等。这些合作研究不仅对各国基础科研的推进提供了重要支持，在技术上推动了高温气冷堆技术的成熟，同时也备受其他第四代核能系统研发的关注。我国科技人员在其中扮演了重要的角色，担任多个合作研究组的主席。（二）我国高温气冷堆技术研发进展我国高温气冷堆技术的研发工作，始于20世纪70年代后期，是以清华大学核能与新能源技术研究院为主开展的。研发大致分为3个阶段。第一阶段是1974-1990年，为早期探索阶段，重点进展是列入国家高科技研究发展计划核能领域的重点项目，开展关键技术研究。第二阶段是1990-2003年，是实验堆建设阶段，建设清华

14、大学10MW高温气冷实验堆HTR-IOo第三阶段是2003-2020年，在国家高科技研究发展计划的支持下开展10MW高温气冷实验堆的运行与安全试验，在国家核能开发计划的支持下开展工业示范电站的前期和关键技术研究，在国家“2006-2020科技重大专项的支持下建设山东石岛湾20万千瓦级核电站示范工程（HTR-PM）。高温气冷堆核电站是国家科技重大专项第6个专项（简称06专项）大型先进压水堆及高温气冷堆核电站的一个组成部分。它的目标是以我国已经建成运行的IOMW高温气冷实验堆为基础，通过攻克高温气冷堆工业放大与工程实验验证技术、高性能燃料元件批量制备技术，建成具有自主知识产权的20万千瓦级模块式高

15、温气冷堆商业化示范电站，并开展氨气透平直接循环发电及高温堆制氢等技术研究，为发展第四代核电技术奠定基础。1 .示范工程建设HTR-PM工程于2012年12月9日正式开工，核岛浇筑第一罐混凝土。2015年现场土建工程全部完成，厂房封顶，设备开始入场安装和调试。2 .球形燃料元件制造以持续30多年的科研成果为基础,在清华大学建成了年产1x105球的中试生产线，完成了生产设备和工艺定型。在此基础上，商业规模年产3x105球的球形燃料元件商业化生产厂在内蒙古包头市中核北方核燃料元件有限公司进行建设，2013年3月开工，2016年8月开始正式生产。截至2018年年底，该生产线已完成了约6.3x105个合

16、格燃料球的生产。为验证球形燃料元件的制造技术和产品质量，从上述按照工业化生产工艺设备及质保要求批量生产的燃料球中，随机抽取了5个燃料球，送至荷兰佩滕(Petten)高通量堆开展了辐照试验。辐照考验从2012年9月开始，2014年12月底结束。考验结果表明：5个球形元件中约6万个包覆燃料颗粒没有一个破损，质量达到了目前世界最好水平。图3为辐照试验结果之一，以惰性气体氟作为裂变产物释放的标志。科放眼与产生St之比(SL)1.E-O5I.E-06I.E-071.E-08l.E-091.E-I()猴照时间红线为I个赣粒破损对应的大概辞放敢KR85MKR89KR88KR87IE-II图3HTR-PM球形燃料元件相照试验结果经历了辐照考验的上述燃料元件，2016年被送到德