高温堆-先进反应堆PPT课件.ppt

一 高温堆简介二 中国高温堆三 日本高温堆四 其它高温堆 第七章高温堆 HTR 1 一 高温堆简介 1 基本特点2 应用前景3 高温堆发展简史 2 1 基本特点 氦气作冷却剂石墨作慢化材料包覆颗粒燃料 石墨球形 或柱状 燃料元件全陶瓷的堆芯结构材料连续装卸燃料的方式无应急冷却系统模块化建造 3 1 基本特点 c 具有 固有安全性 堆芯温度负反应性系数大 在任何情况下能自动停堆 堆芯功率密度低 5 10kW L 热容量大 有很高的热稳定性 但堆芯相对大 堆芯全陶瓷材料 耐高温在失去氦气冷却剂时 余热可靠导热 辐射及自然对流排出 使燃料元件温度不超过1600C的限值 因此它在任何运行和事故情况下不会发生严重事故 4 1 基本特点 c 非能动余热排出阻止放射性释放的多重屏障在任何运行和事故情况下都是安全的无需设应急冷却系统无需设通常意义的安全壳便于运行和维护氦气不吸收中子 无感生放射性 无腐蚀产物的活化 放射性剂量低 5 1 基本特点 c 燃料经济性好全陶瓷堆芯中子吸收少 燃料转换比高 燃耗深 能使用不同的燃料和多种燃料循环 高放废物量少由于利用率高 乏燃料中锕系核素仅为压水堆的60 80 模块式高温堆固有安全性更明显可建在工厂附近 6 1 基本特点 c 发电效率高 蒸汽循环40 左右 氦气循环48 左右 模块式高温堆建造周期可缩短到2 3年 并可降低建造成本和电价 1500美元 千瓦 3 3美分 度 大型堆发展停滞 经济性有待证明模块堆发展有前景日 中 南非 美 俄 7 2 应用前景 高温堆安全 经济好 广泛用途高温堆出口温度950 是现有各类反应堆中温度最高的堆型 使用氦气透平直接发电 效率可达43 47 比普通核电站高 开采稠油和炼制石油 生产各类化工产品 使煤气化 液化 制造洁净的燃料氢气 甲醇等等 8 3 高温堆发展简史 四个阶段 1 早期气冷堆 Magnox 石墨为慢化剂 CO2气体为冷却剂 金属天然铀为燃料 镁诺克斯 Magnox 合金为燃料棒的包壳材料 1956年英国建成50MWe气冷堆电站 商用化 70年代初期 在英 法 意 日和西班牙等国建造36座 总装机容量达到8 2GW 电 9 3 高温堆发展简史 四个阶段 2 改进型气冷堆 AGR 包壳 镁诺克斯不锈钢 燃料 天然2 铀 CO2温度400 670 1963年英国建造32MWe原型堆 1976 1988年 运行的AGR共有14座 8 9GW 尽管AGR在性能上比Magnox堆有了很大改进 但由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 690 使出口温度难以进一步提高 再加上功率密度低 燃耗低的限制 使其仍难以和压水堆在经济上竞争 10 3 高温堆发展简史 四个阶段 3 高温气冷堆 HTGR 高温气冷堆是改进型气冷堆的进一步发展 由于CO2气体与元件包壳材料不锈钢化学相容性的限制 改进型气冷堆出口CO2温度也受限制 不能超过690 高温气冷堆采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却剂 以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件 用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料 使堆芯出口氦气温度可达到950 甚至更高 11 高温气冷堆 设计概念的提出 1944 USADaniels SECRETREPORTonanHTRPEBBLEPILE 12 高温气冷堆 关键技术的突破 1960 UKHUDDLEPATENT TRISOCOATEDPARTICLE 13 TRISO燃料元件 不易破损耐高温 核心 包覆颗粒 燃料元件 14 3 高温堆发展简史 四个阶段 3 高温气冷堆 HTGR 英国1960年建造20MWth试验堆 龙堆 Dragon 美国1967年建成40MWe桃花谷 PeachBottom 实验堆 德国1967年建成15MWe的球床高温气冷堆 AVR 并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温堆 这三座实验堆的成功运行 证明了高温气冷堆在技术上是可行的 15 龙堆 Dragon 英国 从1956年起开始研究发展高温气冷堆技术 1962年与西欧共同体合作开始建造热工率为20MW的高温气冷实验堆 龙堆 Dragon 1964年8月首次临界 1966年4月达到满功率运行 1976年完成了原先制定的运行和试验计划 England Dragon 1964to1976 Thishelium cooledtestreactorprovidedearlysuccessfuldemonstrationofthehightemp gas cooledreactorandwater particlefuel 16 桃花谷 PeachBottom 美国 1967年建成并运行了电功率为40MW的桃花谷 PeachBottom 实验高温气冷堆核电厂 1974年10月按计划完成了试验任务后停堆退役 U S PeachBottom 1967to1974 Thisprototypeheliumreactorachievedaremarkable86 availabilityduringtheelectricityproductionphase 17 AVR 德国 1967年建成了电功率为15MW的球床实验高温气冷堆核电厂 AVR 1974年将该堆的一回路氦气温度提高到950 成为世界上运行温度最高的核堆 1988年退役 一体化布置 蒸发器在堆芯上方 Germany TheAVR 15MWeinJ lichduring1966to1988 operationThisprototypeheliumreactoroperatedsuccessfullyforover20yearsandprovideddemonstrationof950 gasoutlettemp andkeysafetyfeatures includingsafeshutdownwithtotallossofcoolantcirculationandwithoutcontrolrodinsertion 18 3 高温堆发展简史 四个阶段 3 高温气冷堆 HTGR 美国1968年建造330MWe圣 符伦堡 FortStvrain 电站 1976年并网 德国1971年建造300MWe钍高温球床堆THTR 300 1985年并网运行 高温气冷堆在设计 燃料和材料的发展 建造和运行方面都积累了成功的经验 开始进入发电和工业应用的商用化阶段 19 圣 符伦堡 FORT ST VRAIN 美国 1967年后高温堆进入原型堆电厂建造运行阶段 315MWe圣 符伦堡 FORT ST VRAIN 柱形堆于1967年达到临界 1979年并网运行 1989年退役预应力混凝土容器 一体化布置 蒸发器在堆芯下方 U S FortSt Vrain 330Mwe 1979to1989 Thisreactorusedwater lubricatedcirculatorbearingswhichresultedinfrequentwateringressintothereactorsystemandcausedsignificantdowntime Inspiteofapooroperatingrecord theFortSt Vraincoated particlefuelandreactorcoreworkedextremelywell Becauseofthenon corrosivenatureofhelium workerswereexposedtoradiationdosesonlyabout1 thatofaveragewaterreactors FortSt Vraingeneratedabout5billionkWh 20 THTR 300 德国 1971年开始建造电功率为300MW的钍高温气冷堆球床堆 THTR 300 1985年9月建成达到临界 1986年满功率1988年退役 Germany TheTHTR 300reactorinHamm Uentrop1985to1988 Thishelium coolednuclearpowerplantgeneratedabout3billionkWh Politicalresistanceinthepost Chernobyleraprecipitatedearlyshutdown 21 气体透平 德国 1975年开始建造电功率为50MW的空气透平采用紧凑式换热器 向氦气透平发展1987年退役 Germany Oberhausen2 1975to1987 This50MWeplantrepresentedtheevolutionarystepfromfossil firedgasturbineswithairastheworkingfluidtowardstherealizationofnuclearpoweredheliumgasturbines Heliumwasusedastheworkingfluidinaclosed cycleprocessforelectricityandheatproduction Theplantincorporatedheatexchangers recuperator precooler intercooler ofcomparablesizetothoserequiredfora600MWthermalGT MHR 22 3 高温堆发展简史 四个阶段 4 模块式高温气冷堆 HTGR 客观要求美国三里岛事故发生后 人们设法实现核反应堆的 绝对安全 希望在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏 不会危及公众与周围环境的安全 也就是人们常说的实现反应堆的固有安全性 概念提出模块式高温气冷堆就是在这样的背景下发展起来的一种新堆型 1981年德国电站联盟 KWU 首先提出球床模块式高温气冷堆的概念 1984年美国 GA 提出模块式柱状方案 23 3 高温堆发展简史 四个阶段 4 模块式高温气冷堆 HTGR 近几年来 人们对核安全性 经济性更为重视 高温堆又引起了关注 南非ESKOM电力公司经过综合研究决定选择模块式高温气冷堆作为今后发展的堆型 ESKOM公司选择的高温气冷堆采用氦气循环发电技术 效率达44 用模块化方式建造 周期缩短 发电成本可和煤相比 美 俄合作模块高温堆烧毁军用钚的研究 二回路采用氦气透平循环方案 其最终目标是用于商业化发电 法马通和日本富士电机也加入 24 3 高温堆发展简史 四个阶段 4 模块式高温气冷堆 HTGR 小型化 具有固有安全特性技术上 安全停堆 燃料温度1600 以下 经济上 以模块式组合 标准化生产 建造时间短 投资风险小 可与其他堆型核电站相竞争 近20年来 模块式高温气冷堆由于安全性好 能够适应广大能源市场 供电 供热 的需要 已成为国际高温气冷堆技术发展的主要方向 重新引起国际核能界和工业界的重视 25 两个模块式高温堆 柱状 球形 中国 HTR10 日本 HTTR30 26 二 中国高温堆 1 我国高温堆发展战略2 三个高温堆项目 27 1 我国高温堆发展思路 28 2 三个高温堆项目 29 1 863计划 HTR 10 10MWth 250 700 C氦气肩并肩布置 数字化I C研发1986 设计1992 建造1995 临界2000FP运行2003 30 HTR研发回顾 我国自70年代开始研制高温气冷堆 以热功率100MW铀 钍热增殖堆为目标进行了单项关键技术研究以及工程实验 80年代初和德国研究单位和公司合作进行了模块式高温气冷堆在我国应用技术与经济可行性研究 1986年以后高温气冷堆作为能源领域的一个专题列入我国 863 高技术发展计划 1995年经国务院批准开始在清华大学核能技术设计研究院建造10MW高温气冷实验堆 HTR 10 2000年底临界 2002年底3MWt并网成功 2003年初满功率 31 HTR 10的建造目的是 掌握高温气冷堆在设计建造和运行方面的技术提供一个燃料元件和材料的辐照实验基地进行发电和区域供热实验验证模块式高温气冷堆的发展的非能动安全性开展高温堆工艺热的应用 HTR研发回顾 32 HTR 10技术特点 1 33 氦气循环流程 34 HTR 10技术特点 2 反应堆和蒸汽发生器 氦风机分别布置在反应堆压力壳和蒸汽发生器压力壳内 中间由热气导管和热气导管压力壳联接在一起 形成 肩并肩 的布置 250 的氦气经主循环风机升压后 经热气导管外的环管进入堆芯石墨侧反射层下部 通过侧反射层块内的孔道自下而上进入堆芯顶部空腔 再自上而下流过堆芯球床被加热后进入堆底部的热气联箱 堆芯球床出来的热氦气流在热气联箱中充分混合后平均温度为700 流出反应堆压力壳 并通过热气导管进入蒸汽发生器氦气把热量传给蒸汽发生器二次侧的水并产生蒸汽 同时使氦气温度降到250 再回到循环风机的入口 构成一回路的氦气闭合循环 35 HTR 10技术特点 3 反应堆堆芯区是一个由石墨反射层围成 内装燃料元件约27000个其活性区体积约5m3 直径为180cm 在反应堆底部由气动脉冲式单列器将燃料元件逐一卸出 经碎球分离器后筛选出尺寸不符合要求的元件通过燃耗测量装置将未达到设计燃耗值的燃料元件重新装入堆芯再循环达到燃耗值的燃料元件排到乏燃料储罐 36 HTR 10技术特点 4 HTR 10反应堆设置有控制棒系统和吸收小球系统 对反应堆实施功率调节和停堆 控制棒系统由设置在侧反射层孔道内的10根吸收棒组成 控制棒系统的反应性当量能满足功率的调节 热停堆和长期冷停堆的要求 吸收小球装置是第二停堆系统 在控制棒系统发生全部失效事故时 依靠吸收球系统可以使反应堆由热态最终达到冷态次临界状态 37 反应堆压力壳与蒸发器压力壳肩并肩布置 38 石墨堆芯截面 39 燃料元件 1 UO2核心 40 燃料元件 2 燃料球 41 燃料元件 3 42 3 燃料元件 4 43 3 燃料元件 5 44 加装第一个燃料球 45 关键实验 失去氦风机后的功率瞬态 控制棒拔出后功率瞬态 46 一期工程 透平发电系统 2 十五 863项目 HTR 10GT 氦气透平电磁轴承 15000r min转子动平衡两阶弯曲临界研发2002 2007年 47 HTR 10GT流程图 48 3 示范电站 HTR PM 球床 环形堆芯 中心石墨柱 458MWth 195MWe蒸汽透平60年寿期燃料富集度 9 45 失压失冷 DLOFC 1465 C 1600 C 49 2020 3 20 50 多用途高效发电制氢热利用煤的气化 稠油热采 固有安全被动余热排出燃料温度 1600 CTRISOfuel 包容裂变产物under1600 CMelt freecore HTR PM特点 51 HTR PM特点 经济竞争 模块大458MWpermodule 250MW 2标准设计与示范电站并行基于厂址参数的标准设计标准核岛与气体透平连接标准核岛与制氢系统连接成熟技术 Proventechnology HTR 10的经验采用成熟蒸汽透平国际合作与设备采购 52 HTR PM特点 商业运行方式关键技术研发 INETBasedonthesuccessofHTR 10工程设计 INET中核能源 Chinergy jointventurebetweenCNECCandTsinghuaUniversity业主 UtilityCompany 联合公司 华能 中核建 清华大学 当地合伙公司 53 HTR PM主要技术参数 热功率 458MWt功率密度 4 75MW m3最大功率密度 12 65MW m3燃料球数 520 000平均功率perFE 0 865kW最大功率perFE 3 29kW单球过堆芯次 6次每天乏球数 818每天循环球数 4908富集度 9 45 平均燃耗 80GWD tU 54 HTR PM主要技术参数 RPV内径 高 6 7m 25 7m 重 950tonsSGPV内径 高 4 4m 23 77m 重 410tons热气导管内径 高 2m 3 67m 重 28 9tons氦气压力 7MPa堆芯温度inlet oulet 250 750 C 55 HTR PM计划 概念设计 2002 2004 标准设计 2004 2006 示范电站 2004 2010 选址 工程设计 建造 元件制造 2004 2008 基于HTR 10技术商用电站 2013 56 57 HTR PM发展思考 经济竞争性 简单安全系统批量建设 1300 kW 提高单机功率 458MW 还能大吗 250MW 2固有安全性事故最高燃料温度 1600 C 被动安全 在高单机功率时还能体现吗 采用双区 中心石墨球 柱 成熟技术HTR 10经验 燃料元件采用成熟蒸汽透平经验商业运作方式华能集团 中核建 清华大学联合公司 地方推进HTR PM项目 58 三 日本高温堆 HTGR 30MWt 柱状堆芯高温堆98年底建成 临界01年3月满功率 850 C 11月950 C用途 高温工艺热 制氢 费用 8 5亿美元 HTR 10 2 5亿RMB 59 60 61 62 SpecificationofTTTR 63 64 UraniumOxycarbide PorousCarbonBuffer SiliconCarbide PyrolyticCarbon PARTICLES COMPACTS FUELELEMENTS TRISOCoatedfuelparticles left areformedintofuelcompacts center andinsertedintographitefuelelements right 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 四 其它高温堆 1 南非高温堆 PBMR球床堆 德国技术氦气透平直接循环110MWe 10个模块堆组成核电站2 俄 美高温堆 GT MHR销毁俄武器级钚高效发电3 关于建PBMR的不同观点 75 1 南非高温堆 PBMR 球床堆 氦气冷却 气体透平 燃料球1600 C固有安全性 76 PBMR c Iftheunitiskeptbelowacertainsize 100MW theTlimitationcannotexceed andthefueldamageandradioactivereleasecouldnotoccur evenwithoutexternalcooling Theplantisconsideredinherentlyor walkaway safe Thislimitstheplantsize butavoidstheneedforhighlyreliable diverseandredundantsafetysystems 77 PBMRmainpowersystempressureboundary Maximumpoweroutput120MWTin Tout500C 900CPressure8 4MPaContinuousstablepowerrange0 to100 Loadrejectionwithouttrip100 CostUS 1300 kWeConstructiontime24monthsOverheadscosts maintenanceandfuelcostsUS 10toUS 11 MWhEmergencyplanningzone 400mPlantoperatinglifetime40years 78 BraytonCycle 79 PBMR氦气流程 Heliumentersthereactorat500 Cand8 4MPamovesdownwardbetweenthehotfuelspheres Itpicksuptheheatfromthefuelsphereswhichhavebeenheatedbythenuclearreaction Theheliumthenleavesthereactorata900 C thenexpandsintheH PTurbine ThisturbineispartoftheH PTurbo whichdrivesH PCompressor Next flowsthroughtheL PTurbine whichispartoftheL PTurbo whichdrivestheL PCompressor TheheliumthenexpandsinthePowerTurbine Thisturbinedrivesthegenerator Atthispoint theheliumisstillatahightemperature 80 PBMR氦气流程 c Itthenflowsthroughtheprimarysideoftherecuperatorwhereittransfersheattothelowtemperaturegasreturningtothereactor referalsotothelaststep thencooledbymeansofapre cooler Thisincreasesthe andimprovesthe ofthecompressor TheheliumisthencompressedbytheL PCompressor thencooledintheinter cooler Thisprocessincreasesthe andimprovesthe ofthecompressor TheH PCompressorthencompressestheheliumto8 5MPa Thecold high pressureheliumflowsthroughtherecuperatorwhereitispre heated afterwhichitreturnstothereactor 81 俄 美高温堆 GT MHR High efficiencygasturbinesdevelopedfortheairlineandtheutilityindustries Plate finheatexchangertechnology Frictionlessmagneticbearings SafetythroughthelawsofnatureMeltdown proofGasTurbineMHR 82 In1993 RussianFederationMinistryforAtomicEnergy MINATOM GeneralAtomics GA initiatedajointcooperativeprogramtodevelop GT MHR In1994 theprimaryemphasisoftheprogramwasrefocusedondevelopmentoftheGT MHRfordispositionofsurplusRussianweapons gradeplutonium In1996and1997 FramatomeandFujiElectric joinedin ThescopeoftheprogramincludesconstructionofaGT MHRplanttodestroyaportionoftheRussianinventoryofsurplusplutoniumandtoproduceelectricityforthesurroundingregion Conceptualdesignwascompletedin1997 FundingfortheconceptualdesignphasewasprovidedbyMINATOM GA FramatomeandFujiElectric 83 PLANTDESCRIPTIONtwointerconnectedpressurevesselsbelow groundconcretecontainmentstructure OnevesselcontainsthereactorsystemThesecondvesselcontainstheentirepowerconversionsystem Theturbo machineconsistsofagenerator turbineandtwocompressorsectionssingleshaftrotatingmagneticbearings activemagneticbearingscontrol Thevesselalsocontainsthreecompactheatexchangers recuperator 95 from34 to48 To 850c N 600MWtconsumeweapons gradeorreactor gradepuasfuel 84 FramatonGT MHR 85 GT MHR features Simplifiedpowercyclewithveryhighefficiencyandreliability andlowpowercost Currentreactorsproduce50 morehigh levelwasteperkWhofelectricitythantheGT MHR NoCO2 noacidrain ahundredthousandtimeslesswastevolumethancoal conservationoflimitednaturalresources Safetythroughthelawsofnature Meltdown proofGasTurbineMHR 86 GT MHR ECONOMICS lowpowercosts evencompetingwiththoseofnaturalgas fired combined cyclesystemsFewersystemsandfewerpartssignificantlyreducethecomplexitiesofconventionalreactorsystems Modularized factory controlled serialproductionSimplesystemsbasedonpassiveandinherentsafetycharacteristicsandslowtransientresponsesmeansimplerlicensingandreducedstaffingneeds 87 GT MHR CONSERVATION Nuclear generatedelectricitysavesfossilfuels HightemperaturecharacteristicsmaketheMHRidealforsupplyinghigh gradethermalenergyforoilandgas intensiveindustrialprocesses Wasteheatisattheidealtemperatureforuseindistrictheating Inexpensiveelectricitycanbeusedtochargeelectricvehicles furthersavinggasandoil Ultimately theMHR shightemperaturecapabilitywillmakehydrogenandmethanoleconomicallyattractivefortransportationuses 88 GT MHR ENVIRONMENT TheGT MHRisfreeoftheemissionsassociatedwithburningfossilfuels Radioactiveemissionsfromhelium cooledreactorplantsarelowerthanthosefromcomparablysizedcoal firedplants Workerradiationdosesaresignificantlylessthanthosefromtoday snuclearpowerplants MHRthermaldischargetotheenvironmentislow duetothesystem shighefficiency 89 3 关于建PBMR的不同观点 技术 Technology 电力市场解除管制 ElectricityLiberalization 核电站的经济性 Economicsofnuclearplant 世界市场 worldmarket 废物处置 Wastedisposal 90 1 TheTechnology TheHTRhasmajorintrinsicsafetyadvantages ButToday theUSA Germany theUKandFrancehavenowabandonedallinterestinHTRs whileJapanhasnoplanstobuildcommercialpowerplants TheUSAandGermanybothbuiltacommercialscaleplantsubsidizedbytax payers Neitheroftheseplantsworkedsatisfactorilyandwereclosedbecauseofeconomic technicalandsafetyproblems Thehistoryofnuclearpowerdevelopmenthasbeenoneofunfulfilledpromisesandunexpectedtechnicaldifficulties 91 TheTechnology Nuclearcostshaveconsistentlygoneup Governmentsarenolongerwillingtoinvestmoretax payers money Thereisstilltalkaboutnewnucleartechnologies butlittlemoneyisspent NofacilitiesexisttomanufacturethenuclearfuelandthesewouldhavetobesetupinSouthAfrica Eventheconventionalpartoftheplant thegasturbine wouldbeanewproductdevelopedatEskom sexpense 92 2 ElectricityLiberalization Liberalizationseemsunstoppableand Eskomwillalsogiveupitsmonopolystatusandrunundercompetitivepressures Inamonopolysituation theriskofbuildingnewpowerplantsfallsontheconsumer Inacompetitivesituation ifutilitiesmakemistakes theywilleitherlosemarketsharebecausetheirplantistooexpensive ortheywillhavetosellataloss andthecostswillfallonshare holders 93 ElectricityLiberalization IfEskominvestsinPBMRsnow themoneyinvestedwillbelostifEskomisprivatized becausethesalevalueofEskomwillfallfarshortofthemoneyspentonitsassets Ifitisnotprivatized tax payers theownersofEskom willmakelittleo