我国高温气冷堆核电站的标准化建设

中国积极推进核电建设的战略方针对本国核电标准体系的建设提出了迫切的要求。在高温气冷堆核电站被列为国家中长期科技发展规划中的重大专项的背景下,文章以高温气冷堆技术为主体,在阐述高温气冷堆核电站标准化建设的意义和必要性的基础上,介绍了我国近期开展的高温气冷堆核电站标准体系的建立,以及后续工作的初步设想。     

高温气冷堆核电站在我国的商业化前景

分析了发展高温气冷堆核电站的必要性,介绍了高温气冷堆发电技术的特点、现状和我国高温气冷堆核电站示范工程的建设情况,提出了充分发挥高温气冷堆发电技术特点、进一步开发高温气冷堆核电站的设想,认为条件成熟情况下,高温气冷堆核电站将有很大的商业推广价值。     

球床高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究

放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射性废物数据的调研和论证,分析了球床高温气冷堆技术及其放射性废物特点,总结了高温气冷堆放射性废物管理值得借鉴经验及相关研究进展,提出了高温气冷堆核电站全寿期放射性废物最小化的策略和建议。     

裂变室探测器在高温气冷堆核电站示范工程核测量系统中的应用

高温气冷堆核电站示范工程是我国中长期发展规划中的重大专项之一,也是我国第一座拥有自主知识产权的核电站。文章介绍了高温气冷堆核电站核测量系统的工作原理和系统组成,剖析了裂变室中子探测器的特点及其在核测量系统中的应用。裂变式探测器所具有的γ信号甄别能力强、中子通量测量范围宽等优点,应用于高温气冷堆核测量系统,可以满足大空间、宽范围的堆外中子通量测量需求,有利于简化系统组成、提高经济性。与其他压水堆核电站的核测量系统相比较,应用裂变室中子探测器具有一定的优越性。     

高温气冷堆概率安全分析(PSA)报告审评的思考

高温气冷堆是我国重大专项的先进核电厂项目,高温气冷堆PSA报告是其执照申请文件的重要组成部分。简要介绍了高温气冷堆PSA报告的审评情况,并对高温气冷堆PSA审评过程中的有关问题进行了初步的探讨。     

法美俄日将合作开发小型核电站

【据因特网 1 999年 7月 7日报道】　目前 ,高温核反应堆在技术上已不存在太多障碍。法国法马通公司将与美国通用原子能公司、俄罗斯能源部及有关研究所、日本富士电力公司合作 ,运用模块式高温气冷堆技术开发 2 50 MW或 30 0 MW的新一代小型核电站。到 2 0 1 0年左右 ,不管是从技术上还是从经济上考虑 ,这种核电站将成为中型热能和电能生产单位的最佳选择 ,这是法马通公司主持的高温气冷堆国际研讨会得出的结论。模块式高温气冷堆的特点是将氦气同时作为核反应堆芯的冷却剂和驱动气轮机发电的动力 ,提高反应堆出口温度和热转换效率。这个…     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。     

高温气冷堆核电站计算机化运行规程方案及异常事件处理规程入口识别

根据高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的设计准则,给出了高温气冷堆核电站计算机化运行规程的总体设计方案,指出计算机化运行规程系统的一个重要作用就是提供规程入口选择。高温气冷堆核电站的异常事件处理规程是基于事件的,因此选择规程入口的关键在于异常事件的识别。为解决该问题,采用具有图形描述能力和严密数学理论的模糊Petri网,构建了异常事件识别专家系统。相较于传统方法,模糊Petri网结构化特性和知识表达能力更强,推理效率大幅提高,便于计算机编程实现。通过典型异常事件识别的仿真,表明所构建的异常事件识别专家系统是合理可行的,为高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的研制打下了基础。     

模块式高温气冷堆核电站设计特点

模块式高温气冷堆具有安全、灵活、可靠、经济性好的优点,受到核技术先进国家的重视。本文着重介绍了美国新近推出的模块式高温气冷堆核电站的设计特点和安全特性。     

高温气冷堆技术的研究及发展

自1954年前苏联第一座SMW试验性核电站投运以来,核电在一些国家的电力工业中保持着重要作用。从世界核电下一阶段发展来看,重点仍是提高安全性和降低造价,主要发展的是先进的水堆技术和其他先进的反应堆技术,可以预测,高温气冷堆技术作为一种先进反应堆技术在未来的10～15年必将取得长足的发展。 高温气冷堆技术的发展和现状 气冷堆是国际上反应堆发展中最早的一种堆型,这种反应堆初期被用来生产军用钚,20世纪50年代中期以后发展成为商用核电站的堆型之一。气冷堆的发展大致可以分为四个阶段:即早期气冷堆(Magnox)、改进型气冷堆(AGR)、…     

三种堆型核电厂经济性评价

本文分析了核电投资的特点、建立了考虑价格浮动和通货膨胀等因素影响的核电厂建成价和核燃料成本的计算模型。对压水堆、高温气冷堆和快堆三种堆型的经济性进行了研究。结果表明，当高温气冷堆和快堆两种先进堆型实现商用概念设计后，其商业竞争能力可与现有的压水堆相媲美。     

安全经济高效的先进能源

具有第四代安全经济特性的核电应该是人们期待的先进的清洁低碳能源。高温气冷堆是当今研发的第四代核电堆型之一,但现有的设计还存在需要排除的严重的安全隐患。堆芯不熔化,不等于说不会有严重事故发生。需要吸取国外球床高温堆和柱状高温堆两种实验堆型运行的经验教训、扩展安全观念和应对安全低概率事件,确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。当热电转换系统采用与燃气蒸汽联合循环耦合应用的技术以后,会发挥高温堆所长,更大地提升转换效率,形成一种高安全低投资和高效率的双燃料清洁能源,可用于大堆或小堆的应用环境,可满足电力系统基本负荷和调锋负荷的需要。在工程设计上采取一系列改进和创新措施,包括釆用规则床模块化及地下反应堆设计以后,可在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,防范低概率事件,成为一种新的安全经济高效的先进能源。     

Future HTGR developments in China after the criticality of the HTR-10

Nuclear power has a great potential to develop in China because of China's fast economic increase. HTGR will be the most promising nuclear reactor to apply in the future Chinese market. After the initial criticality of the HTR-10, subsequent research and validation of the HTGR performance is by hot commissioning tests and power operation, safety demonstration experiments, R&D of gas turbine and process heat application technologies, and promotion of industrial application of HTGR technologies. The commercial prototype HTR-PM is under study and conceptual design has started. These activities will result in the safe and economic development of HTGR technologies in China.     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力     

Advanced fuel cycle scenarios for High Temperature Gas Reactors

This study evaluates nuclear fuel cycle scenarios which are based on recycling spent nuclear fuel for the sustainability of nuclear energy. Three fuel cycle scenarios, the Light Water Reactor (LWR)–Advanced Recycling Reactor (ARR) recycle, the LWR–High Temperature Gas Reactor (HTGR)–ARR recycle, and the HTGR partial recycling fuel cycle, are assessed for their mass flow and electricity generation costs and the results are compared to those of the LWR once-through fuel cycle. The spent fuels are recycled in both the Consolidated Fuel Treatment Center and the Actinide Management Island, which are capable of reprocessing spent fuels by Uranium Extraction and Pyrochemical processes, respectively. The mass flow calculations show that the Transuranics (TRU) which have a long-term radiation effect can be completely burned in the recycling fuel cycles, resulting in 350, 450 and 6 times reduction of TRU inventory for the LWR–ARR, LWR–HTGR–ARR and HTGR partial recycling fuel cycles, respectively, when compared to the once-through fuel cycle. The electricity generation costs of these fuel cycle scenarios were estimated to be 39.1, 34.9 and 25.7 USD/MW h(e), which are comparable to or smaller than that of the once-through fuel cycle. Although the candidate fuel cycles adopt reprocessing options which raise fuel cycle cost, increase in uranium cost and the advanced design of the HTGR can further reduce the advanced fuel cycle costs of the HTGR.     

The HTGR gas turbine plant with dry air cooling

The development of the HTGR gas turbine power plant as a future evolution of the HTGR is one of the most promising solutions to the interrelated power generation and environmental problems. The HTGR gas turbine can make dry air cooling economical and can make possible increased flexibility and economy in power plant siting. The simplification and size reduction of the overall plant imply lower capital costs. Cycle parameters and plant layout for a typical HTGR direct-cycle gas turbine plant of 1100 MW(e) output are described. For safety reasons all the primary equipment is integrated inside the prestressed concrete reactor vessel. Four parallel loops are contained in eight vertical PCRV cavities located around the core cavity. Alternative design configurations and parameter choices are discussed. The advantages and the development potential of the direct cycle with regard to heat rejection and cost are discussed. The possibility of profitably using the gas turbine thermal discharge for operating a seawater distillation plant is pointed out.     

The high temperature gas-cooled reactor as a source of high temperature process heat

The nuclear reactor has established itself as a future major supplier of electrical energy. The industrial market for other forms of energy, however, is almost as large and represents a new potential for the use of nuclear reactors. The high temperature gas-cooled reactor (HTGR) has been developed for commercial application in the electric power generation field. Since the HTGR is capable of delivering process heat in the temperature range of 1000–1500°F, it has many applications that would not be possible at the lower operating temperatures of water-cooled reactors. This paper briefly summarizes the development of the HTGR and outlines its salient technical features. Modifications to the reactor that enable it to be used as a process heat source are discussed. Specific applications are developed for coal gasification, steelmaking, and hydrogen production.     

Reactor units developed by OKBM Afrikantov for low- and medium-capacity nuclear power plants

A system of requirements for low- and medium-capacity nuclear power-generating units with guaranteed market demand is presented. OKBM Afrikantov has developed designs for reactor units for low- and medium-capacity nuclear power plants that can be used as power sources in floating nuclear power plants for supplying heat and power in remote regions in the coastal zone, power-generating units as components of nuclear water desalination complexes and for supplying power for marine oil drilling platforms, stationary nuclear power plants for supplying heat and power in separate regions, large industrial enterprises, and cities. ABV, KLT, RITM, VBER, and HTGR reactor units for power sources of this type are reviewed and their characteristic features as well as those of nuclear power plants based on them are indicated.     

三种堆型核燃料循环经济性比较

本文详细地分析了压水堆、高温气冷堆、快堆三种堆型核电厂的燃料循环过程,建立了燃料循环费用的计算模型和灵敏度分析模型。对三种堆型的核燃料费用进行了分析比较,指出快堆是燃料费用最经济的堆型。