高温气冷堆技术研究及展望

概述现有核反应堆的类型，并对气冷堆进行介绍，对高温气冷堆的组成及其历史发展进行重点阐述。目前，高温气冷堆多以氦气为冷却剂，具有独特的技术优势。随着煤炭、石油等传统化石燃料的消耗，世界各国已重新将针对核能的研究与开发提上日程。核能领域目前仍存在一些问题亟待优化，但随着相关技术的发展，核能依然会成为一类重要的能源。     

闭式循环高温气冷堆氦气轮机的性能优化

1前言高温气冷堆氦气轮机是将氦气轮机与模块式高温气冷堆相结合,利用高温气冷堆产生的高温氦气直接推动涡轮做功进行高效率发电。与目前的蒸汽轮机相比较,氦气轮机发电系统结构紧凑,都安装在一回路压力边界内,采用中间冷却和回热等技术后热效率高。氦气的比热容大(约为空气的5     

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。     

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。     

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。     

高温气冷堆氦气透平循环工质的热物性

在高温气冷堆氦气透平直接循环中,氦气既是堆芯的冷却剂,又是循环工质。氦气热物性数据来源多样且互相不一致,对目前应用较多的5种氦气热物性参数计算方法进行了比较分析。     

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。     

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     

高温气冷堆(HTR)的发展前景应予以关注

自美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核事故后，实现反应堆的固有安全成了核电站设计的关键问题。高温气冷堆是一种具有固有安全性、可用于高效发电和高温供热的先进反应堆，是当今世界第四代核能系统的首选堆型之一。我国在该领域的技术开发已经取得了突破性进展并已进入工业应用实施阶段，其安全性和经济性已经引起国内外高度关注。     

竞逐第四代核能

在全球在建核电都逐步过渡到三代技术的同时,第四代核能系统已经成为全球核能研究人员在未来多年内重点研究的课题。2014年4月中旬,在北京举办的第十三届中国国际核工业展览会上,中国核工业建设集团公司（以下简称＂中国核建＂）在其展台展示的主角是60万千瓦球床模块式高温气冷堆商用核电站主题模型。作为当前中国核建重点推荐的堆型之一,高温气冷堆被称为＂具有第四代核能系统特征＂的先进堆型,在这个以＂三代核电技术＂为主流的展厅内,引来不少参展观众对它的关注。而与此同时,     

氦气轮机装置的高温材料

1前言德国、俄罗斯、南非、日本等一些国家从20世纪70年代起开展了HTGR-GT发电装置的研究工作。2004年,我国正式启动与10 MW的HTGR直接连接的闭式循环氦气轮机装置的研制。中船重工第七○三研究所承接了“高温气冷堆-氦气轮机直接发电试验项目”中的研制和生产氦气轮机工作。20     

氦气轮机高温气冷堆(GT-HTGR)

氦气轮机高温气冷堆(GT-HTCR)就是在一回路直接采用氦气闭式循环燃气轮机(CT)的高温气冷核反应堆(HTGR)；氦气既是核反应堆的冷却剂，又是闭式循环燃气轮机的工质；这个闭式循环燃气轮机通常由高、低压压气机、涡轮、预冷器、间冷器、回热器组成，并采用电磁轴承。选择氦气为工质，是因为氦气具有很高的比热和导热系数，同时又是惰性气体。     

体心立方球床高温气冷堆流动及传热数值模拟

在规则球床模块式高温气冷堆中,氦气在规则燃料球之间流动,并对燃料球进行冷却。将燃料球分为发热区和石墨包壳,考虑了燃料球内部热传导。以三个规则燃料球为一组,对氦气在燃料球中的流动与传热进行数值模拟,获得氦气在燃料球孔隙间的流场,以及燃料球与氦气的温度分布;并将燃料球出口边界的流动和传热参数传递给下一组燃料球入口边界,以实现大规模规则燃料球模块化高温气冷堆的数值模拟,预测燃料球与氦气的升温速率和压降率。     

单级轴流氦气压气机空气模拟气动性能数值分析

HTGR-10模块式高温气冷堆作为第四代反应堆型具有系统简单、安全可靠和经济性能优越等特点。而氦气循环透平发电机组的氦气压缩机性能,将成为发电是否高效的决定因素之一。本文利用Numeca数值模拟软件对一亚音速轴流氦气压气机试验机进行了气动性能及准数关系研究,分析了气流在叶栅中的流动机理,探讨了等雷诺数下相似准数对压气机叶片性能的影响。结果表明:采用空气工质模拟氦气压缩,在马赫数小于0.4工况下对压气机的通流流动影响很小,基本可以忽略;采用大于0.5的反动度,增加正预旋可以使效率维持较高的水平;在马赫数较小的情况下,绝热指数k不会对相似模拟产生大的影响。     

高温氦气环境中石墨的水蒸气氧化特性模拟研究

在正常运行工况下高温气冷堆内石墨材料的氧化对石墨结构材料的服役时间有重要影响.主要介绍高温气冷堆燃料元件氦气孔道内石墨材料与水蒸气发生氧化反应的模拟.该模型使用COMSOL软件进行建模,采用k-ε模型模拟冷却剂的流动,使用Langmuir-Hinshelwood方程描述石墨与水蒸气的化学反应.使用该模型计算了冷却剂管道温度分布为线性、水蒸气压力低于1 Pa的氧化情况.计算结果表明,在堆芯底部氧化主要发生在表面,石墨材料转化率高于8%的厚度约1 mm.     

世界首座高温气冷堆核电站年内开建

具有我国自主知识产权的山东荣成石岛湾20万kW高温气冷堆核电站示范工程．将于今年内开工建设,预计在“十二五”后期建成运营。届时,该核电站将成为世界上首座商业化运营的模块式高温气冷堆核电站。     

中国四代核电向世界迈出第一步

正2016年1月19日,中国核工业建设集团公司董事长王寿君与沙特核能与可再生能源城主席哈西姆A·亚玛尼签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》.这是中沙两国共同落实"一带一路"倡议的重要举措,也是中国第四代核电技术高温气冷堆项目实现"走出去"的重大突破.高温气冷堆是中国具有完全自主知识产权的第四代先进核电技术,历经30多年基础研究、实验堆运行、示范工程建设,现已系统掌握了高温气冷堆的全部关键技术,并在国际上处于领先地位.此次在沙     

新颖的核能燃气轮机总能系统的开拓性研究

基于系统综合和能的梯级利用的思路对核能燃气轮机总能系统开拓研究的进展,包括三方面：（1）提出若干高温气冷堆核能联合循环发电新系统;（2）开拓出两种核能联合循环多联产新系统;（3）探索出几种核电站联合循环技术更新改造新途径等;建立了完整的系统特性模型进行了模拟分析,揭示了它们的热力学特性,概括了各种用途的核电燃气轮机总能系统新系统,新方案的性能与特点。     

轻水堆核电站的原理与应用前景

从五十年代第一座核电站诞生以来,全球核电发展很快,核电技术不断完善,出现各种类型的反应堆,如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆、气冷堆及快中子堆等。本文对以轻水(H_2O)作为慢化剂和载热剂的轻水反应堆(包括压水堆和沸水堆)核电站作简要介绍。 一、压水堆工作原理 众所周知,核电站是利用核裂变反应释放的核能来发电的。压水堆核电站一般由核蒸汽供应系统(即一回路系统)和汽轮发电机系统(即二回路系统)组成。其中汽轮机系统部份也称为“常规岛”,它与火电站相类似。核蒸汽供应系统也称为“核岛”,这是与火电站不同的地方,主要由压水反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管道等组成(见图)。 压水堆是由压力壳、堆芯、堆芯支撑构件及控制棒驱动机构组成,在900兆瓦功率的压水堆中,压力壳高12米,直径3.9米,壁厚200mm,壳中的堆芯是由157个燃料组件构成,约80吨二氧化铀。燃料缉件不仅装有核燃料芯块,而且在不同位置装有一些控制棒,它     

第十一届中国核电技术发展高峰论坛会议综述

为促进核电产业安全高效发展,加快落实中国核电“走出去”战略,由上海市核电办公室和中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司(简称中国能建广东院)联合主办、中国核能行业协会和中国核工业勘测设计协会协办,诺本集团承办的第十一届中国核电技术发展高峰论坛于2016年8月26日在中国能建广东院召开。本次论坛高屋建瓴地探讨了我国核电发展的实践与展望,强调了加强安全监管对助力核电发展的重要性,探索了加强协同创新和技术创新对推动核电产业实现新突破的重要作用,介绍了我国在建的多种堆型核电厂的最新技术特点及工程建设的进展情况,包括具有自主知识产权的三代技术“华龙一号”、我国先进快堆技术、国家科技重大专项高温气冷堆示范工程等,同时就核电装备智能制造应用及通过技术创新提高电站的经济效率等进行了深入地探讨,本次论坛对推动中国核电技术的发展具有重要的意义。