模块式高温气冷堆的特点与发展

在简述气冷堆技术的发展历程基础上,总结了模块式高温气冷堆的技术特点:采用耐高温的陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂,以耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料,堆芯出口温度可高达1000℃,在任何情况下都不会出现堆芯融化的事故,是国际上公认的具有固有安全性的先进核反应堆;具有更高的发电效率,氦气透平循环发电效率可达50%;可以提供900~950℃的高温工艺热和540℃以下各种参数的工业蒸汽,在核能供热、核能制氢方面具有广泛的应用前景。经过近40年的发展,我国在高温气冷堆技术这一领域处于世界领先地位,我国目前已经具有自行设计、自行制造、自行建造、自行营运高温气冷反应堆的能力,首座我国自主研发、拥有自主知识产权的高温气冷堆核电站示范工程已经正式开工建设,预计于2017年前后实现并网发电。     

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具研发与应用

[目的]为克服反应堆保护系统调试技术存在的不足,以提高反应堆保护系统调试效率和质量。[方法]设计了一套专用于高温气冷堆示范工程反应堆保护系统的自动化调试工具。该工具采用了先进的技术,能够自动化地完成反应堆保护系统的调试,可以大大提高调试效率和质量。[结果]阐述了高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具的研发与应用,介绍了调试工具的研发过程、难点及内容,以及信号输出、信号采集、数据处理、信息显示等自动调试功能的设计思路、实现方式及成果,经过高温气冷堆示范工程反应堆保护系统功能和性能验证方面的实际调试与应用。在调试过程中,该工具能够快速准确地发现和解决问题,证明了该工具的有效性和可用性。[结论]自动化调试工具可以提高反应堆保护系统调试的效率和质量,提高了反应堆保护系统的可靠性和安全性。同时,还需要继续研究和改进自动化调试工具,以适应反应堆保护系统不同的调试需求。     

我国60万kW高温气冷堆工程项目完成标准设计

正60万k W高温气冷堆工程项目是基于我国现有核电装备制造能力、在示范工程基础上设计的。项目采用6个反应堆模块的设计方案,与示范工程具有同样的安全性、主设备设计和运行参数,与常规压水堆核电站核岛厂房体积和占地面积相当。基于示范工程研发和工程实施经验,60万kW高温气冷堆工程项目将进一步优化提升经济性。     

全球首座20万kW高温气冷堆商业示范工程

正高温气冷堆是我国自主研发的具有固有安全性的第四代先进核能技术。此前我国已建成并运行10兆瓦高温气冷实验堆,在国家科技重大专项支持下,正在山东荣成建设的全球首座20万kW高温气冷堆商业示范工程进展顺利,已全面进入设备安装调试阶段,预计将于2020年建成投产。     

后福岛时代核电技术升级和小型堆的发展

日本福岛核电站事故引发全球关于核电安全性的关注,核电是否能继续发展为世界提供清洁能源,其安全性成了一个重要的因素。为了解决能源发展困境和核电安全性的问题,拥有非能动安全性、高热效率等优势的第四代反应堆逐渐进入大众的视野;同时,具有安全、灵活、可靠、经济性好等特点的小型堆也应运而生。文章着重介绍第四代反应堆和小型堆的发展对核电领域带来的技术升级。     

热管技术在核电安全中的应用

本文研究了分离式热管技术应用于核反应堆严重事故时衰变热导出的可行性，给出了３００Ｍｅ压水堆分离式热管微热的初步热力计算结果，表明了采用热管技术可以提高反应堆的固有安全性。     

哈锅签订国内首台第四代核电技术蒸汽发生器和AP1000首台国产化蒸汽发生器

日前,国家高科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程揭牌暨华能石岛湾核电厂核岛EPC总承包协议和主设备供货合同签字仪式在北京钓鱼台宾馆举行,哈锅与华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司正式签订了高温气冷堆核电站示范工程一期2台蒸汽发生器设备供货合同,这标志着哈锅成为国内首台第四代核电技术蒸汽发生器设备的供应商,对哈锅制造水平的提高和今后核电市场开发意义重大。高温气冷堆核电站示范工程是我国第一台拥有自主知识产权的20万千瓦高温气冷堆核电站,具有固有安全性、发电效率高、用途广泛等特点,是国际上公认的具有先进技术特征的新型核反应堆。2006年,《国家中长期科学与技术发展规划纲要(2006-2020)》将高温气冷堆核电站列为国家“十一五”重大专项,2008年2月15日国务院常务会议通过了高温气冷堆核电站重大专项总体实施方案。示范工程一期规划建设1台高温气冷堆核电机组,是在由清华大学自主设计、建造和运营的10兆瓦高温气冷实验堆的技术基础上建设,工程计划于明年9月开工建设,2013年11月投产发电。哈锅签订国内首台第四代核电技术蒸汽发生器和AP1000首台国产化蒸汽发生器     

核电厂反应堆功率控制系统浅析

为更好的学习各反应堆的功率控制模式,通过对HTR-PM高温气冷堆,VVER-1000压水堆,CPR1000压水堆,AP1000等反应堆功率控制系统的分析和比较,研究表明,HTR-PM反应堆功率控制系统的控制模式最简单,具有较大的优越性,但HTR-PM的反应堆功率控制系统尚未真正的实际运行,其控制理念的实现尚需要不断优化和改进。     

信息综述

我国欲建高温气冷堆电站　　中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学日前签署建设高温气冷堆示范电站合作意向书。这标志着我国将成为继美、英、德、日后第五个掌握并建设这种国际公认的新一代先进反应堆的国家。高温气冷堆效率高、安全性能好、可利用率高。目前国际上已建成5座高温气冷堆、2座电功率为30万kW级的高温气冷堆示范电站。我国第一座10MW高温气冷实验堆由清华大学核能技术设计研究院自主设计、建设,于2003年1月建成并网发电成功,主要技术指标达到设计要求,现运行状况良好。国产首座大型商用核电站并网发电　　20…     

高温气冷堆(HTGR)进行海水淡化的可行性研究

<正> 随着我国现代化建设的不断发展,核能将在能源领域发挥愈来愈大的作用。不断研究更安全可靠的新堆型和开拓核能的应用范围是一项必要的工作。高温气冷堆(HTGR)是一种目前世界上公认的最安全的核动力反应堆。它经历了将近三十多年的研究发展,在技术和工程上都已成熟,并降进入商用化阶段。高温气冷堆能够提供750—950℃的高参数工艺蒸汽,这使得它在化工、石油热采和煤气化、液化等领域有广阔的市场。     

重水堆核电站技术简介

引言 从最初发展核电站起,就对以重水为慢化剂的堆型给予相当的注意。主要原因是重水的慢化性能好,吸收中子少,能最有效地利用天然铀,不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或依赖外国进口浓缩铀而受制于人。 世界各国为发展核电选择堆型时,除考虑各种堆型固有优缺点外,还有核燃料资源情况、核工业基础、机械制造水平、反应堆早期研究发展史等。就热中子堆型选择的技术路线而言,主要可区别为天然铀堆型和浓缩铀堆型。 美苏两国由于早期发展核武器的需要,建设了大型扩散厂,在储备了大量核弹头后,浓缩铀生产能力过剩。所以,美苏两国对民用核电站均采用浓缩铀堆型——以轻水作为慢化剂的压水堆和沸水堆。     

高温气冷堆氦气轮机性能的初步研究

结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温气冷堆氦气轮机循环是核电领域中的全新概念,为高核电的安全性和经济性提供了新思路,具有很强的竞争优势。首先对高温气冷堆氦气轮机进行了初步研究,表明氦气轮机叶片级数多,叶片高度低。然后应用商业软件NUM ECA对平面叶栅在相同的进出口条件下分别以氦气和空气为工质进行了二维数值模拟计算,并进行了流场分析,揭示了氦气轮机与燃气轮机的区别。     

AP1000安全壳的优越性分析

福岛事故后,公众对于核电厂的安全性更加关注。而反应堆安全壳作为核电站最后一道安全屏障,其主要功能是能够在反应堆正常运行期间及事故工况下包容壳内的放射性物质,以避免对周围环境及社会公众造成危害。主要介绍第三代核电站AP1000的安全壳系统,并通过与现有二代堆安全壳对比的方式来论述AP1000安全壳系统的优越性。     

我国首座“地球上的太阳”2010年发电

正在建设中的热功率为65MW的我国首座实验快堆进展顺利。目前工程施工设计已全部完成，预计将于2009年建成达到临界。2010年发电。快堆是快中子反应堆的简称，它的一个重要特点是在消耗核燃料的同时，又产生多于消耗的核燃料，真正做到燃料越烧越多，所以又称快中子增殖反应堆，也被形象地称为“地球上的太阳”。     

集成小型堆和可再生能源的超临界CO2循环发电系统

  [目的]  小型模块化压水堆(小型堆)核电站由于温度参数低,其发电效率不到30%,为了提高小型堆的核能利用效率,可将小型堆与可再生能源组合,并以先进的超临界CO₂循环作为热能转换为电能的装置。  [方法]  基于简单回热模式的超临界CO₂循环,并在此基础上增加一次间冷和一次再热,将小型堆与太阳能、生物质能热源集成为新型混合发电系统,对其发电效率进行了分析。  [结果]  结果表明:对于高压透平入口温度390 ℃的系统,发电效率34.13%,对于高压透平入口温度550 ℃的系统,发电效率41.22%。此外,对系统的安全性分析表明:CO₂本身是具备核安全属性的工质,并且超临界CO₂循环还可以作为反应堆的非能动余热排出系统,确保在严重事故工况下,反应堆持续排出衰变热。  [结论]  集成小型堆和可再生能源的超临界CO₂循环发电系统具备良好的发电效率和核安全性。     

小型核反应堆在江西发展前景

简要介绍了小型反应堆在全球发展现状,并详细阐述小型反应堆的优点和特点。针对江西省能源需求现状,通过理论研究与探讨,分析了小型堆在江西省发展的必要性和可行性。研究结果表明:小型反应堆技术成熟,投资成本低,可减轻江西省节能减排压力、满足多样化能源需求,具有广阔的发展前景。     

依靠自主技术创新,推动我国核电事业的科学发展——论高温气冷堆核电站在我国的商业化前景

本文在对高温气冷堆发电技术的特点、发展现状进行介绍基础上,分析探讨了具有我国自主知识产权的高温气冷堆核电站商业推广的现实意义和市场前景,最后通过介绍正在建设中的高温气冷堆核电示范工程的进展情况,总结提出了高温气冷堆核电站将是我国的能源供给的又一重要选择,它的发展会极大带动和促进我国核电技术的创新和发展。     

“华龙一号”反应堆本体结构CFD模型研究

压水反应堆本体结构热工水力特性的CFD数值模型的准确建立是实现数字化反应堆的关键技术之一。采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了"华龙一号"反应堆本体结构的整体CFD分析模型。模拟结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析非常必要,所建立的"华龙一号"反应堆整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为反应堆安全运行提供有效的参考数据。     

池式低温供热堆快速供热启动方式仿真研究

核能供热可以有效解决燃煤锅炉供暖产生的空气污染问题,为验证池式反应堆供热效果,49-2池式低温供热堆进行了供热演示实验,实验结果表明,供热初期,供热回路升温缓慢,使得供热周期延长、增加了运行时间及成本.针对此问题,基于MATLAB/Simulink软件建立49-2池式低温供热堆供热系统仿真模型,通过数据分析、仿真研究的方法,提出了一种快速供热启动方式,该方式应用于反应堆供热初期及意外停堆再启动情况,通过控制反应堆功率,实现供热回路的快速升温,缩短了运行时间、节约了运行成本、提高了经济性.     

美研究下一代核电

美国能源部（DOE）正计划在爱达荷实验室建造一座超高温气冷堆（VHTR），研究诸如下一代核电厂（NGNP）的VHTR用于“深度燃烧”含有铀、钚和一定超铀元素的核燃料的可能性。“深度燃烧”反应堆可以消耗目前广泛使用的轻水堆产生的废物。