超级军网中国要建高温气冷堆核电站了
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/04/29 16:29:38
<P>中国要建高温气冷堆核电站了。</P><P>中国要建高温气冷堆核电站了。</P>
首座高温气冷堆示范电站落户我市
2004-11-4 8:27:10 来源:威海日报 </P> 11月3日，中国核工业建设集团、清华大学核能研究院等单位的有关工程设计、技术人员进驻荣成市宁津镇，开展测量、勘探等工作，并着手编报电站一期工程项目建议书。至此，规划建设20个模块、总装机容量400万千瓦、总投资400亿元的高温气冷堆示范电站项目在我市正式启动。这将是世界首座正式组织实施的高温气冷堆示范电站。
高温气冷堆是由清华大学核能研究院在利用德国技术的基础上，经过30年的艰苦研制开发出来的，拥有我国自主知识产权，是国际公认的新一代先进核反应堆，具有安全性好、热效率高、用途广泛和系统简单等特点，被世界原子能机构认定为未来核能发展的趋势。经过山东电力工程咨询院的长期勘测和技术比选，该项目选定在荣成市宁津镇建设。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学核能研究院和山东电力设计院有关专家组成的联合考察组已于10月25日和11月2日两次赴宁津镇站址考察，专家一致认为，宁津镇优越的地理位置、稳定的地质结构、方便的给排水条件和开阔的建设场地，非常适合项目建设。
一期工程拟建设一个模块，装机容量20万千瓦，投资20亿元，工程计划2005年进行20个模块的一次性场地平整工作，2006年一期工程开工建设，2009年建成运行。项目建成后，将进一步优化我市能源结构，提高供电质量，对我市制造业基地建设起到良好的保障作用。另外，由于高温气冷堆核电站具有高效、清洁的特点，克服了火力发电站带来的大气污染、海域污染等弊端，对我市生态城市的建设目标可产生积极的推动作用
2004-11-4 8:27:10 来源:威海日报 </P> 11月3日，中国核工业建设集团、清华大学核能研究院等单位的有关工程设计、技术人员进驻荣成市宁津镇，开展测量、勘探等工作，并着手编报电站一期工程项目建议书。至此，规划建设20个模块、总装机容量400万千瓦、总投资400亿元的高温气冷堆示范电站项目在我市正式启动。这将是世界首座正式组织实施的高温气冷堆示范电站。
高温气冷堆是由清华大学核能研究院在利用德国技术的基础上，经过30年的艰苦研制开发出来的，拥有我国自主知识产权，是国际公认的新一代先进核反应堆，具有安全性好、热效率高、用途广泛和系统简单等特点，被世界原子能机构认定为未来核能发展的趋势。经过山东电力工程咨询院的长期勘测和技术比选，该项目选定在荣成市宁津镇建设。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学核能研究院和山东电力设计院有关专家组成的联合考察组已于10月25日和11月2日两次赴宁津镇站址考察，专家一致认为，宁津镇优越的地理位置、稳定的地质结构、方便的给排水条件和开阔的建设场地，非常适合项目建设。
一期工程拟建设一个模块，装机容量20万千瓦，投资20亿元，工程计划2005年进行20个模块的一次性场地平整工作，2006年一期工程开工建设，2009年建成运行。项目建成后，将进一步优化我市能源结构，提高供电质量，对我市制造业基地建设起到良好的保障作用。另外，由于高温气冷堆核电站具有高效、清洁的特点，克服了火力发电站带来的大气污染、海域污染等弊端，对我市生态城市的建设目标可产生积极的推动作用
<P>气冷怎么弄啊，能不能发个结构图上来</P>
<P>
高温气冷堆的特点
高温气冷堆是一种安全性、经济性好的先进反应堆，它采用全陶瓷燃料元件，氦气作冷却剂，石墨作慢化剂和结构材料。安全性好
高温气冷堆是目前世界上各种反应堆中最安全的一种堆型，在技术上能够保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁、放射性外泄等危害公众和环境安全或必须厂外应急的严重事故。由于它具有极高的安全性，因此它可以建在人口稠密的大城市附近，如清华大学HTR－10就建在北京近郊。
现在世界上大部分反应堆用的是金属管棒状燃料元件，载热剂是水，不耐高温，即使是压水堆，最高温度也只能达到328℃。而高温气冷堆的载热剂是氦气，用石墨作为慢化剂和结构材料，通过高科技工艺制造球形包覆燃料元件。它的堆芯温度可达1 600℃，氦气出口的温度高达900℃，这是其它任何类型的反应堆都达不到的。高温气冷堆能具有所谓的固有安全性，是采用了以下一些特殊设计。
采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件
燃料元件由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成，包覆颗粒燃料直径0.8～0.9mm，中心是直径0.2～0.5mm的核燃料UO2核芯，核芯外面有2～4层厚度、密度各不相同的热解碳和碳化硅包覆层(见图1)。清华大学HTR－10采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件，直径为0.6mm，中间直径0.5mm的球芯是均匀的弥散了燃料包覆颗粒的石墨基体，每个燃料元件球中包含约8 300个燃料包覆颗粒。由于采用全陶瓷包覆燃料元件，其破损外溢放射性的可能性极低。
经过实验证明，包覆燃料颗粒破损温度为2 100℃，这一温度不仅大大超过高温堆运行工况下的最高温度(1 047℃)，也大大超过事故工况下的最高温度，即：这种元件即使在事故条件下，也不会发生放射性物质外泄、危害公众和环境安全的情况.</P>
<P>采用全陶瓷堆芯结构材料
堆芯结构材料由石墨和碳块组成，不含金属，石墨和碳块的熔点都在3 000℃以上，因此即使在事故条件下，也绝不会发生堆芯熔毁的严重事故。 采用氦气作冷却剂
由于氦气是一种惰性气体，不与任何物质起化学反应，与反应堆的结构材料相容性好，避免了以水作冷却剂与慢化剂的反应堆中的各种腐蚀问题，使冷却剂的出口温度可达950℃。并且在正常运行时，氦气的放射性水平很低，使得工作人员承受的放射性辐照剂量也低。清华大学HTR－10由于设置有氦气净化和再生系统，不断对一回路中的冷却气体氦气抽出部分进行净化，去除杂质和放射性，因此冷却氦气的放射性水平很低。
阻止放射性的多重屏障
高温气冷堆采取纵深防御的安全原则，设置了阻止放射性外泄的4道屏障。清华大学HTR－10中全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第1道屏障；燃料元件外层的石墨包壳是阻止放射性外泄的第2道屏障；由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这2个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第3道屏障；一回路舱室是阻止放射性外泄的第4道屏障。
非能动的余热排出系统
清华大学10MW高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，在经压力壳的热辐射传给反应堆外舱室混凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内的水经受热后完全依靠自然循环将热量载到上部的空气冷却器，最终将热量散到周围环境中去(见图3)，再由百叶窗排到大气中。高温气冷堆即使在极限事故工况下，可以不借助任何专设安全设施，依靠非能动方式将堆芯的剩余发热载出到大气最终热阱，在事故过程中最高温度不超过安全限值，排除堆芯融化的可能性。
反应性瞬变的固有安全性
高温气冷堆引入正反应性的事故主要有3种：
(1)在功率运行条件下全部控制棒误抽出事故；</P>
<P>(2)当蒸汽发生器出现断路事故时，二回路的水蒸汽进入一回路氦气冷却剂及堆芯燃料元件之间的空隙中，造成水进入堆芯的事故；
(3)吸收小球瞬时排出的事故。
高温气冷堆的设计具有负的反应性温度系数，在正常运行工况下燃料元件的最高温度距最高容许温度尚有约700℃的裕度，借助负反应温度系数可以提供大于以上3类正反应性事故引入的最大反应性当量，因而具有反应性瞬变的固有安全性。</P>
高温气冷堆的特点
高温气冷堆是一种安全性、经济性好的先进反应堆，它采用全陶瓷燃料元件，氦气作冷却剂，石墨作慢化剂和结构材料。安全性好
高温气冷堆是目前世界上各种反应堆中最安全的一种堆型，在技术上能够保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁、放射性外泄等危害公众和环境安全或必须厂外应急的严重事故。由于它具有极高的安全性，因此它可以建在人口稠密的大城市附近，如清华大学HTR－10就建在北京近郊。
现在世界上大部分反应堆用的是金属管棒状燃料元件，载热剂是水，不耐高温，即使是压水堆，最高温度也只能达到328℃。而高温气冷堆的载热剂是氦气，用石墨作为慢化剂和结构材料，通过高科技工艺制造球形包覆燃料元件。它的堆芯温度可达1 600℃，氦气出口的温度高达900℃，这是其它任何类型的反应堆都达不到的。高温气冷堆能具有所谓的固有安全性，是采用了以下一些特殊设计。
采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件
燃料元件由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成，包覆颗粒燃料直径0.8～0.9mm，中心是直径0.2～0.5mm的核燃料UO2核芯，核芯外面有2～4层厚度、密度各不相同的热解碳和碳化硅包覆层(见图1)。清华大学HTR－10采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件，直径为0.6mm，中间直径0.5mm的球芯是均匀的弥散了燃料包覆颗粒的石墨基体，每个燃料元件球中包含约8 300个燃料包覆颗粒。由于采用全陶瓷包覆燃料元件，其破损外溢放射性的可能性极低。
经过实验证明，包覆燃料颗粒破损温度为2 100℃，这一温度不仅大大超过高温堆运行工况下的最高温度(1 047℃)，也大大超过事故工况下的最高温度，即：这种元件即使在事故条件下，也不会发生放射性物质外泄、危害公众和环境安全的情况.</P>
<P>采用全陶瓷堆芯结构材料
堆芯结构材料由石墨和碳块组成，不含金属，石墨和碳块的熔点都在3 000℃以上，因此即使在事故条件下，也绝不会发生堆芯熔毁的严重事故。 采用氦气作冷却剂
由于氦气是一种惰性气体，不与任何物质起化学反应，与反应堆的结构材料相容性好，避免了以水作冷却剂与慢化剂的反应堆中的各种腐蚀问题，使冷却剂的出口温度可达950℃。并且在正常运行时，氦气的放射性水平很低，使得工作人员承受的放射性辐照剂量也低。清华大学HTR－10由于设置有氦气净化和再生系统，不断对一回路中的冷却气体氦气抽出部分进行净化，去除杂质和放射性，因此冷却氦气的放射性水平很低。
阻止放射性的多重屏障
高温气冷堆采取纵深防御的安全原则，设置了阻止放射性外泄的4道屏障。清华大学HTR－10中全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第1道屏障；燃料元件外层的石墨包壳是阻止放射性外泄的第2道屏障；由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这2个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第3道屏障；一回路舱室是阻止放射性外泄的第4道屏障。
非能动的余热排出系统
清华大学10MW高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，在经压力壳的热辐射传给反应堆外舱室混凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内的水经受热后完全依靠自然循环将热量载到上部的空气冷却器，最终将热量散到周围环境中去(见图3)，再由百叶窗排到大气中。高温气冷堆即使在极限事故工况下，可以不借助任何专设安全设施，依靠非能动方式将堆芯的剩余发热载出到大气最终热阱，在事故过程中最高温度不超过安全限值，排除堆芯融化的可能性。
反应性瞬变的固有安全性
高温气冷堆引入正反应性的事故主要有3种：
(1)在功率运行条件下全部控制棒误抽出事故；</P>
<P>(2)当蒸汽发生器出现断路事故时，二回路的水蒸汽进入一回路氦气冷却剂及堆芯燃料元件之间的空隙中，造成水进入堆芯的事故；
(3)吸收小球瞬时排出的事故。
高温气冷堆的设计具有负的反应性温度系数，在正常运行工况下燃料元件的最高温度距最高容许温度尚有约700℃的裕度，借助负反应温度系数可以提供大于以上3类正反应性事故引入的最大反应性当量，因而具有反应性瞬变的固有安全性。</P>
好事，最好赶快上核潜.
<B>以下是引用<I>米兰追随者</I>在2004-11-14 8:53:00的发言：</B>
好事，最好赶快上核潜.
<P>能用在核潛上嗎? 在核潛上使用有何優勢? 請不吝賜教﹐tks!</P>
以前有文章提过，高温气冷堆具有低噪音、大功率的特点，是各国未来核潜艇动力的首选。
这东西就建在我同学他们村.
<B>以下是引用<I>米兰追随者</I>在2004-11-14 8:53:00的发言：</B>
好事，最好赶快上核潜.
呵呵 已经上了 如果093，094确实存在的话 就在那两个家伙上面 好象还是二回路气冷反应堆
要这么说，我觉得军队肯定用上了，我们国家不会为了一个单纯的民用项目去花那么多的钱的
是不是一个模块的功率太低了，才20MW一般核潜艇要90MW的阿，模块太多并联使用好向没有在核潜艇上使用的先例把……
这还只算一个试验堆,成熟以后会有更新更大功率型号出现的.
<B>以下是引用<I>cwkok</I>在2004-11-14 22:06:00的发言：</B>
是不是一个模块的功率太低了，才20MW一般核潜艇要90MW的阿，模块太多并联使用好向没有在核潜艇上使用的先例把……
<P>
<P>拜托，20万千瓦 ＝ 200 兆瓦</P>
<P>核潜艇一般90MW够了吧</P>
法国“红宝石”级核潜艇号称是世界上最小的核潜艇,其全长72米，宽7.6米，水上航行时吃水6.4米，水上排水量2385吨，水下排水量2670吨，仅相当于一艘常规潜艇,反应堆功率为48MW.不过这是一种例外,现在的核潜艇基本上都要比它大上几倍,导弹核潜艇则更大,估计反应堆会超过100MW吧.
<P>不是老早就讨论过，这个高温气冷堆是不可能上潜水艇的呀！</P>
<P>高温气冷堆的优点是安全，核燃料利用律高。</P><P>但有一个最大的缺点：就是功率密度小！（即同功率反应堆，高温气冷堆的体积要远大于压水堆），所以不适用于核潜艇这种要求高功率密度的情况。</P><P>高温气冷堆的冷却剂（即用来传递核裂变热能的物质）是氦气，而压水堆是水。前者功率密度要想达到压水堆的水平必须把氦气压缩到接近水的密度，实际上这是不可能的。这个先天缺陷导致了高温气冷堆的功率密度小。</P>
<P>大家不觉得用在我们的航空母舰上很好吗？</P>
不知道新潜艇上到底装了没有