高温气冷堆在我国的发展综述

第23卷第5期2006年10月

现　代　电　力

ModernElectricPowerVol123　No15

Oct12006

文章编号:100722322(2006)0520070206　　文献标识码:A　　中图分类号:TM623,TL424

高温气冷堆在我国的发展综述

符晓铭,王　捷

(清华大学核能与新能源技术研究院,北京　100084)

摘　要:高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。

关键词:高温气冷堆;;环;核能制氢

性,在公众可接受性和经济竞争力两个方面离现实的要求还有一定的距离。

第四代核能系统是美国核学会于1999年提出的在经济性、安全性、废物处理和防核扩散方面具,并已取得国际。,、日、韩国、南非、阿“第四,其主要工作是评估各种核能系统,提出第四代先进核能系统的研究计划,在2020年前后研发出能够很好地解决核能的安全性、

0　引　能源是国民经济的基础产业,是国民经济发展的动力,能源技术发展与经济和社会的发展紧密相关。随着我国经济持续稳定的发展,能源需求日益增长,能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。由于能源资源量的限制和环境问题突出,迫切要求发展清洁安全的替代能源。核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。从我国的能源供求情况来看,核能在21世纪中将在我国能源体系中发挥重要作用

[1]

经济性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统。通过对所有动力堆的综合评估,2002年底,“第四代核能系统国际论坛”和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线图》,选出气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆六种堆型作为未来的研究重点。所谓“超高温气冷堆”与现有高温气冷堆技术的差别在于反应堆出口温度达到1000℃,使其更好地适应未来制氢技术的工艺热需求。目前技术水平的高温气冷堆出口温度已经达到950℃,在此基础上实现1000℃出口温度在技术上是比较容易实现的。因此,高温气冷堆和在此基础上发展的超高温气冷堆被认为是最有可能在不远的将来实施的先进堆型,是近期世界核电站发展最有前途的堆型。

本文介绍了高温气冷堆的主要技术特点及其在我国的发展状况。

。积极发展核能是增加能源供给

和改善环境污染的重要途径之一,对保障国家能源

安全、调整能源结构、发展高效清洁能源、保护环境等将产生深远影响。

发展我国核能,必须立足于研发先进的核能系统。按照目前国际上被广泛接受的观点,已有的核能系统被划分为三代:①20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;②20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600～1400MW的标准型核电站,它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体;③20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改

1　高温气冷堆的主要技术特征

111　高温气冷堆主要特征

高温气冷堆(HTGR)是核能反应堆中的一种堆

型,是在早期气冷堆,改进型气冷堆基础上发展起来的先进堆型。高温气冷堆的燃料元件是将全陶瓷型包覆颗粒弥散在石墨球基体中制成的(图1),这种燃料元件的特征是将几乎所有裂变产物完全阻挡

进型轻水堆核电站。第三代核能系统在安全性和操作的简便性方面有了明显的改进,但由于是从第二代核能系统演化而来的,所以不免带有一些局限

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