高温气冷堆HTGR_10能量转换单元中压气机气动性能试验研究

高温气冷堆功率高温气冷堆（HTGR）是一种新型的核能技术，它采用氦气作为冷却剂，具有高温、高效率和安全可靠的特点。

高温气冷堆功率是评估该技术的重要指标之一。

本文将对高温气冷堆功率进行详细介绍。

高温气冷堆功率是指高温气冷堆在单位时间内产生的热能或电能的大小。

由于高温气冷堆的工作温度较高，可以达到700至1000摄氏度，因此其热效率和电效率都相对较高。

高温气冷堆可以通过核裂变将燃料中的核能转化为热能，然后利用热能驱动发电机产生电能。

根据燃料的不同，高温气冷堆可以使用铀、钍等元素作为燃料，并将其装入微孔球形燃料颗粒中。

高温气冷堆在核能技术领域具有许多优势。

首先，高温气冷堆具有较高的热效率，可以将燃料中的核能充分转化为热能，提高了能源利用率。

其次，高温气冷堆产生的热能可以用于工业和城市供热，实现热电联供，进一步提高能源利用效率。

此外，高温气冷堆还具有安全性好的特点。

由于采用氦气作为冷却剂，不需要高压循环和使冷却剂沸腾，从而降低了核能系统的复杂性，提高了安全性。

高温气冷堆功率的大小与多个因素有关。

首先，燃料的选择和寿命会对高温气冷堆的功率产生影响。

不同的燃料在衰变过程中会释放出不同数量的能量，因此会影响高温气冷堆的功率。

其次，高温气冷堆的设计和运行参数也会影响功率的大小。

比如，反应堆的尺寸和结构、冷却剂的流速和温度等都会对功率产生影响。

此外，燃料的循环方式和功率调整方式也会影响高温气冷堆的功率。

高温气冷堆的功率大小对于核能的开发和利用具有重要意义。

首先，高温气冷堆可以作为一种新型的核能技术，为国内能源结构调整提供了新的选择。

高温气冷堆可以实现多能联供，既可以产生电能，又可以提供热能，满足工业和城市的能源需求。

其次，高温气冷堆可以作为一种安全可靠的核能技术，为核能的发展提供了更可行的方案。

高温气冷堆通过采用氦气作为冷却剂，避免了核能系统中的复杂性，提高了核能的安全性。

总的来说，高温气冷堆功率是评估该技术的重要指标之一。

012我国高温气冷堆发展战略研究我国高温气冷堆发展战略研究Development Strategy of High Temperature GasCooled Reactor in China张作义，吴宗鑫，王大中，童节娟　（清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心，北京100084）Zhang Zuoyi, Wu Zongxin, Wang Dazhong, Tong Jiejuan(Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University, Beijing 100084, China)摘要：高温气冷堆和在此基础上发展起来的超高温气冷堆是第四代核能系统研发重点的6种堆型之一。

本文介绍了高温气冷堆的特点，对高温气冷堆技术在国内外的最新研发进展进行了简要综述，对高温气冷堆的发展定位等问题进行了讨论。

在此基础上对我国高温气冷堆发展路线进行了展望。

我国高温气冷堆技术历经跟踪、跨越和自主创新，目前在商业规模模块式高温气冷堆核电站技术上处于世界领先地位。

在此基础上，我国正在启动部署后续60万千瓦级模块式高温气冷堆核电机组的研发和配套关键技术的攻关工作，以进一步推动高温气冷堆技术的产业化，保持我国在该领域的国际领先优势。

关键词：高温气冷堆；超高温；技术路线中图分类号：TL3 文献标识码：AAbstract: High temperature gas cooled reactor (HTGR) together with its successor, the very high temperature reactor, is one of the six nuclear energy systems identified and selected by the Generation IV International Forum for further development. The paper briefly summarizes the technical characteristics of HTGR and reviews the recent research and development status of HTGR technology at home and abroad. It also discusses the strategic positioning of HTGR in China and looks ahead to the HTGR technology development road map in China. China has gone through the stages such as tracking, stepping over, and independent innovation in the past years, and now is in the front-runner status with respect to the commercial-level HTGR nuclear power plant. On this basis, China is working on the design of 600 MW pebble bed HTGR (HTR-PM600), so as to further promote industrialization of the HTGR technology and stay ahead in this field.Keywords: high temperature gas cooled reactor; very high temperature; technology road map收稿日期：2018-12-18；修回日期：2019-01-10通讯作者：张作义，清华大学核能与新能源技术研究院，教授，主要从事先进反应堆相关理论、技术、应用和发展研究； E-mail: zyzhang@资助项目：中国工程院咨询项目“新一代核能用材发展战略研究”(2016-ZD-06)本刊网址：DOI 10.15302/J-SSCAE-2019.01.003一、前言高温气冷堆技术采用氦气冷却剂,石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。

超高温气冷堆（VHTR）调研报告目录0．引言 (3)1．发展历史 (3)1.1 高温气冷堆—实验堆 (3)1.2 高温气冷堆—原型堆 (3)1.3 高温气冷堆-模块式 (4)2．目前各个国家的发展状况 (4)3．VHTR反应堆结构 (5)4．VHTR堆型的优缺点 (8)5．VHTR发展趋势 (9)5.1 前景展望 (9)5.2 VHTR需要填补的技术缺口 (10)6．总结 (11)参考文献 (12)0．引言未来十几年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。

第四代国际核能论坛（GIF）确定的6种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全性、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。

在第四代核能系统概念中，超高温气冷反应堆VHTR（Very High Temperature Reactor）作为高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，第四代国际核能论坛(GIF)已将VHTR列入研发计划。

VHTR将反应堆出口温度比HTGR提高100℃，达到1000℃或以上，对所用燃料和材料提出了更高要求，实现制氢的工艺设计也需要研发创新。

目前，多个国家和组织投入力量，正给予重点研发。

我国也将高温气玲堆电站列入中长期科学和技术发展重大专项规划，希望近期取得重大技术突破。

1．发展历史VHTR（Very High Temperature Reactor）是高温气冷反应堆渐进式开发过程中下一阶段的重点对象，而高温气冷堆的发展主要经历了以下阶段[1]。

1.1 高温气冷堆—实验堆英国1960年建造20MW实验堆“龙堆”（Dragon）。

美国1967年建成40MW的桃花谷（Peach Bottom）实验堆。

德国1967年建成15MW的球床高温气冷堆（A VR），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。

1.2 高温气冷堆—原型堆美国1968年建造330MW圣·符伦堡（Fort Stvrain）电站，1976年并网发电。

高温气冷堆技术研究一、综述高温气冷堆（High Temperature Gas-Cooled Reactor，HTGR）是一种基于氦气作为冷却剂，球形燃料颗粒构成燃料元件，使用含有放射性210Pb和226Ra的天然矿石球团体作为反应堆壳的中子反射层的一种核反应堆。

由于其独特的设计和系统性能，HTGR 已经成为当前核电技术研究的热点之一，具有开发和推广的潜力。

本文将在深入分析HTGR技术原理的基础上，对不同类型的HTGR技术进行研究论述和探讨。

二、技术原理1.堆芯设计HTGR堆芯设计一般采用球形燃料颗粒构成燃料元件，燃料颗粒由内而外分布不同结构，包括燃料核心、内降温层、内热输出层、外降温层和外热输出层五个部分。

燃料元件都串联在控制棒组、反应堆内壳、中子反射层和球壳之间，构成了HTGR的正常燃料链。

2.冷却剂拥堵特性HTGR使用氦气作为冷却剂，其特性是高热传导、惰性和透明，对于核燃料具有优异的散热性和防护性能，在HTGR的设计和控制中发挥了重要的作用。

HTGR 氦气冷却系统的主要功能是通过散热管式燃料元件的外壳和头部将热量传递到冷却剂中，而氦气冷却通过各种机制保证在一定范围内的温度水平来有效地控制燃料和减轻设备运行过程中的冷却剂拥堵。

3.安全特性HTGR对安全性的关注已经在其设计和应用阶段中进行了鉴定和评价。

HTGR通过基础防线和二次防线两种符合原则和目的的安全机制来保证其安全性能。

基础防线工作原理是在堆芯内部设计足够的容量来保证对堆芯内部故障的快速响应和封堵，而二次防线的目的是在基础防线封闭之前保证超额保护能力。

三、技术类型1.复合型复合型气冷堆用于煤制气合成，采用下列动力学模拟方法，在反应器水平开堆模式下，达到化学品的高度稳定的水平：1) 分层模拟：通过解决运动方程和固定基本参数来进行模拟。

2) 长程热效应模拟：通过区分化学反应机理，通过 MATLAB 来进行模拟。

3) 质量传递模拟：通过分析气固反应的动力学过程，来达到气体的质量传递。

高温气冷堆原理高温气冷堆（HTGR）是一种新型的核能反应堆，其核心原理是利用高温气体来驱动温度较高的热交换器，并产生高温蒸汽以供发电或其他应用。

HTGR是目前最具有发展潜力和安全可靠性的核能反应堆之一，本文将重点介绍其原理和应用。

高温气冷堆主要由燃料元件、反应堆压力容器、热交换器、气轮机以及辅助系统组成。

燃料元件是核反应的关键部分，它通常由燃料微球组成，每颗微球都包裹在一个由防腐蚀材料制成的包层中。

这种设计可以提高堆芯的安全性，并降低核燃料的溶解和泄露的风险。

在高温气冷堆中，燃料微球被装载在一系列的蜂窝状燃料矩阵中，形成一个核反应区。

当中子被释放并与燃料微球进行碰撞时，会引发核裂变反应，释放出大量的热量。

这些高温气体通过热交换器传递给工作介质，并进一步驱动气轮机发电。

热交换器是高温气冷堆的核心部件之一，它能够有效地传递燃料中释放出的热量，并将其转化为可以用于发电的热能。

热交换器通常采用管壳式结构，其中高温气体通过壳侧传递，而工作介质则通过管侧传递。

通过这种方式，高温气体的热能能够直接传递给工作介质，从而实现高效率的能量转换。

气轮机是高温气冷堆发电系统的关键组件，它将通过热交换器传递给工作介质的热能转化为电能。

在气体进入气轮机之前，通常会经过多级压缩，以提高气体的压力和温度。

当气体进入气轮机后，叶片会受到气流的推动而旋转，从而带动发电机产生电能。

由于高温气冷堆运行时产生的气体具有较高的温度和压力，因此可以实现高效率的发电。

高温气冷堆除了可以用于电力发电之外，还可以通过热解过程产生氢气。

热解是将高温气冷堆的高温气体通过特定的催化反应转化为氢气的过程。

这种方式不仅可以提高氢气的产量，而且还可以将高温气冷堆的热能充分利用，实现能源的高效转换。

高温气冷堆具有多种优点和应用前景。

首先，高温气冷堆的燃料元件可以高效地防止核燃料的溶解和泄露，因此具有很高的安全性。

其次，高温气冷堆能够产生高温的热量，可以广泛应用于化学工业、石油加工和其他高温要求的工业领域。

主氦风机运行特性研究
式中，a
为理论体积流量系数；b
1
系数；d为理论压力升系数；e
图1 主氦风机设计特性曲线
表1 冷态性能试验主要测试结果项目名称单位工况1工况2工况3
转速r/min4008001000
质量流量kg/s 3.6222.5728.90
风机入口静压MPa0.460.450.45
风机入口温度℃24.8626.7028.90
风机入口体积流量m³/s0.55 3.54 4.56
风机静压升kPa0.06 5.038.09
表2 热态性能试验主要测试结果项目名称单位工况1工况2工况3
转速r/min4008001000
质量流量kg/s 5.321.827.7
风机入口静压MPa 5.28 5.28 5.26
风机入口温度℃228.2227.9227.0
风机入口体积流量m³/s 1.0 4.2 5.4
风机静压升kPa0.23 6.13 10.09
98中国设备工程 2024.04（上）
（a）实际转速-流量曲线
（b）实际转速-压力升曲线
（c）实际转速-功率曲线
图2 主氦风机实际特性曲线
经过对曲线进行拟合，可以得到HTR-PM主氦风机实际特性公式。

（5）
（6）
（7）
（8）式中，为理论体积流量系数；为理论质量流量
、
率系数。

通过以上拟合结果可以看出，主氦风机实际运行中流量、压差、功率与转速的次方关系与理论计算得。

高温和超高温气冷堆动力转换方案研究曲新鹤; 杨小勇; 王捷【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)011【总页数】9页(P2148-2156)【关键词】高温气冷堆; 超高温气冷堆; 动力转换单元; 透平直接循环; 联合循环【作者】曲新鹤; 杨小勇; 王捷【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL334超高温气冷堆是第4代核能系统的6个反应堆堆型之一。

在反应堆技术方面，凭借着从模块式高温气冷堆继承的固有安全性和工程实践经验，一旦突破材料方面的限制，超高温气冷堆有望成为最先实现的第4代反应堆系统。

先进的动力转换单元是其中的一个重要部分，对于提高能源利用率，增加其竞争力至关重要。

在高温气冷堆向超高温气冷堆发展的过程中，反应堆出口温度逐渐提高，而动力转换方案的选取是和反应堆出口温度密切相关的。

目前，高温和超高温气冷堆动力转换单元的方案主要包括：蒸汽循环、透平直接循环和联合循环。

蒸汽循环是两回路的循环，冷却剂将堆芯产生的热量带入到中间换热器(IHX)，并传递给二回路的给水。

给水被加热产生蒸汽，推动汽轮机做功，将热能转换为机械能，转轴带动发电机，进一步将机械能转换为电能。

联邦德国设计的AVR[1]是第1座蒸汽循环高温气冷堆，氦气的堆芯出口温度被控制在770～950 ℃范围内，二回路可产生7.2 MPa、505 ℃的过热蒸汽。

美国设计的高温气冷实验堆Peach Bottom[2]的氦气堆芯出口温度约为700 ℃，在蒸汽发生器中被冷却到约340 ℃后回到堆芯，可产生10.2 MPa、538 ℃的过热蒸汽。

在高温气冷实验堆的基础上，美国和联邦德国分别建造了高温气冷示范堆Fort St. Vrain[3]和钍高温气冷堆THTR-300[4]。

在三哩岛和切尔诺贝利核事故后，美国提出了先进堆型发展计划，使得模块化高温气冷堆成为高温气冷堆的主要发展方向。

高温气冷堆不规则颗粒气动曳力研究
孙琦;王晓钟;王竞弘;彭威
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2022(56)S01
【摘要】颗粒气动曳力计算模型对预测颗粒传输行为具有重要意义。

为建立适用于高温气冷堆内非球形石墨粉尘颗粒气动曳力的关联式,本文采用计算流体力学分析了颗粒气动曳力的产生机理和关键影响因素,并针对高温气冷堆中几种典型非球形颗粒,建立了适用于非球形颗粒曳力系数的关联式以及石墨粉尘的统计平均曳力系数模型。

研究结果表明:颗粒雷诺数和来流角是影响曳力系数的重要参数,随着颗粒雷诺数的增加,曳力系数降低;而随着来流角的增加,曳力系数增大。

本文提出的曳力系数预测模型能很好地体现石墨粉尘气动曳力受非球形参数和来流角的影响,为高温气冷堆中石墨粉尘运动特性的研究提供了基础。

【总页数】9页(P10-18)
【作者】孙琦;王晓钟;王竞弘;彭威
【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院;清华大学能源与动力工程系【正文语种】中文
【中图分类】TL424
【相关文献】
1.高温气冷堆HTGR-10能量转换单元中压气机气动性能试验研究
2.高温气冷堆燃料颗粒SiC包覆层性质研究
3.高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸测量方法研究
4.高温
气冷堆包覆燃料颗粒研究──热解碳化硅的强度和弹性模量5.高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层的研究进展
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⾼温⽓冷堆技术概述哈尔滨⼯程⼤学核科学与技术学院实习专题报告摘要近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电⽅式竞争，并具有建设期短等优点，⾼温⽓冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之⼀。

本⽂就⾼温⽓冷堆发展现状，回顾了其发展历程，介绍了⾼温⽓冷堆堆体结构和循环⽅案，阐述了其安全和经济性能，并针对发展过程中存在的主要技术问题进⾏分析。

最后，介绍了⾼温堆在核能制氢和海⽔淡化⽅⾯的应⽤。

本⽂因篇幅有限，未能对上述问题展开详细分析，且未讲述⾼温堆的设计⽅法、燃料系统等，但也是先关⼈员了解⾼温堆有⽤的材料。

关键词：⾼温⽓冷堆；HTR-10；结构；性能；技术问题1哈尔滨⼯程⼤学核科学与技术学院实习专题报告⽬录⼀、⾼温⽓冷堆概述 (1)1. ⾼温⽓冷堆的概念及类型 (1)2.⾼温⽓冷堆的发展历史 (1)3. 我国⾼温⽓冷堆的发展 (2)⼆、HTR-10堆体结构及特点 (3)1. HTR-10的主要参数及其结构 (3)2. HTR-10堆体结构及主要部件 (4)3. HTR-10堆结构设计特点 (8)三、⾼温⽓冷堆透平循环技术 (9)1. 直接循环 (9)2.间接循环 (9)3. 热⼒循环效率简单分析 (10)四、⾼温⽓冷堆的性能 (11)1. 安全性 (11)2.经济性 (15)五、⾼温⽓冷堆存在的技术问题 (17)1. ⽯墨粉尘 (17)2. ⽯墨氧化 (17)3. 氦⽓轮机 (19)六、⾼温⼯艺热的应⽤ (20)1. 海⽔淡化 (20)2. 核能制氢 (21)七、结语 (22)参考⽂献 (23)2哈尔滨⼯程⼤学核科学与技术学院实习专题报告⼀、⾼温⽓冷堆概述1、⾼温⽓冷堆的概念及类型⾼温⽓冷堆（high temperature gas-cooled reactor，HTGR）⽤化学惰性和热⼯性能良好的氦⽓作为冷却剂，⽯墨作为反射层、慢化剂和堆芯结构材料，采⽤包覆燃料颗粒弥散在机体中的全陶瓷型燃料元件，使堆芯氦⽓出⼝温度850—1000℃，甚⾄更⾼。

高温气冷堆的技术及装备随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。

但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。

核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。

其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。

目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。

项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。

传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。

自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。

高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本并且拥有很高的效率。

高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。

高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。

1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。

通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。

一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。

在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。

10MW高温气冷堆反应堆压力容器的出厂水压试验
刘俊杰;张征明;何树延;王金海
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2001(22)2
【摘要】根据 ASME规范第Ⅲ卷 NB 6200节的规定，对 10MW高温气冷堆压力容器的水压试验要求、试验过程，试验结果及评价进行了叙述。

用清华大学核能技术设计研究院研制的液压张拉机对主螺栓实施了合理及有效的张拉，对压力容器进行了应变和变形测量，取得了反应堆压力容器水压试验的圆满成功。

【总页数】4页(P160-163)
【关键词】反应堆;压力容器;水压试验;主螺栓预紧;10MW高温气冷堆
【作者】刘俊杰;张征明;何树延;王金海
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL424.516
【相关文献】
1.浅析10MW高温气冷实验堆对于高温气冷堆示范工程的作用 [J], 赵木;冯九河
2.关于10MW高温气冷堆反应堆压力壳的水压试验研究 [J], 刘俊杰;张征明;何树延;王金海
3.防城港2号反应堆压力容器出厂水压试验及应变测量 [J], 张克武
4.防城港2号反应堆压力容器出厂水压试验及应变测量 [J], 张克武
5.10MW高温气冷实验堆反应堆压力容器热电偶贯穿件 [J], 查美生;仲朔平;陈仁锠
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