高温气冷堆技术的发展历史

上传人:公**** 文档编号:563665508 上传时间:2023-11-26 格式:DOCX 页数:64 大小:20.23MB
返回 下载 相关 举报
高温气冷堆技术的发展历史_第1页
第1页 / 共64页
高温气冷堆技术的发展历史_第2页
第2页 / 共64页
高温气冷堆技术的发展历史_第3页
第3页 / 共64页
高温气冷堆技术的发展历史_第4页
第4页 / 共64页
高温气冷堆技术的发展历史_第5页
第5页 / 共64页
点击查看更多>>
资源描述

《高温气冷堆技术的发展历史》由会员分享,可在线阅读,更多相关《高温气冷堆技术的发展历史(64页珍藏版)》请在金锄头文库上搜索。

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rpm3500.03000.02500.02000.01500.01000.0500.00.012000.010000.0风风机机转转速速(RPM)(rpm)8000.0反核应功堆率功(率kW(kW))

展开阅读全文
相关资源
相关搜索

当前位置:首页 > 资格认证/考试 > 注册会计师

电脑版 |金锄头文库版权所有
经营许可证:蜀ICP备13022795号 | 川公网安备 51140202000112号