高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析

第23卷第5期2006年10月现 代 电 力M odern Electric Pow erV o l 23 N o 5O ct 2006文章编号:1007 2322(2006)05 0070 06 文献标识码:A 中图分类号:T M623,T L424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;第四代核能系统;氦气透平直接循环;核能制氢0 引 言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]。

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: 20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600~1400M W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;!20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改进型轻水堆核电站。

CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析随着核电站的广泛使用，CFR600 模型成为了目前最先进的存在。

在此模型中，冷停堆工况下，主系统热量平衡分析显得尤为重要。

为了保证处理此问题的难度，需要理解与掌握相关的技术知识。

CFR600 冷停堆工况是指发电机组的核反应堆未启动的情况下的状态，这时的主系统处于完全冷却状态，反应堆中的所有燃料和辅助系统都不再运行，因此不会有任何热量释放到主系统中。

在冷却过程中，系统中每个子系统都会经历不同的热力学变化。

其中包括有：1.反应堆的冷却反应堆是关键的热源，需要为其提供充足的冷却能力来防止其遭受损伤。

当反应堆停止工作时，其内部仍然具有大量的热能，如果不能得到充分的转移，便会导致过热。

因此建议采用间接冷却技术使核反应堆接受到足够量的冷却，保证其稳定性。

2.燃料池和燃料装载机的冷却燃料池和燃料装载机是反应堆中其他需要冷却的重要部件。

燃料池是放置用过燃料的地方，加入的燃料具有高温。

虽然加入的燃料会逐渐降温，但如果在冷却几天之前停电，燃料池就需要用额外的冷却剂来进行冷却，避免燃料在燃料池内损坏而发生事故。

3.循环水系统的冷却循环水系统是系统中用于热量传递的主要载体，具有非常重要的作用。

在冷却状态下，该系统需要对主回路中的其余核系统进行冷却。

对该系统中所有的管道和泵进行冷却是至关重要的，以保护它们。

4.蒸汽发生器的冷却蒸汽发生器是将主回路的热能转化为电能的关键部件。

在进行冷却过程中，它需要采用直接冷却技术，将热量转移到循环水系统中。

5.冷却塔的冷却冷却塔是循环水系统中的一个组成部分，是防止循环水温度过高的关键部件之一。

在冷却状态下，冷却塔需要维持足够的循环水流量，以减少水温并避免引起突发事件。

为保障整个系统安全，需要对每个子系统都进行适当的计算和研究。

总的来说，对CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析可以为核电站的安全运行提供保障，为未来的核电站发展打下基础。

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。

高温气冷堆烟羽应急计划区的计算分析张良 侯连娇(中国原子能科学研究院 北京 102413)摘要：该文介绍了我国关于核电厂应急计划区及其范围计算的基本要求。

针对高温气冷堆的特点，选取了国内不同地区的典型气象条件，结合高温气冷堆的事故源项进行了后果评价和应急计划区的计算。

计算结果表明，现有高温气冷堆的模块化设计具有高安全性，低事故放射性后果特点，综合不同气象条件，其包络的烟羽应急计划区范围为150 m，在考虑2倍安全系数时，其烟羽应急计划区范围为200 m。

关键词：高温气冷堆 烟羽应急计划区 扩散 剂量中图分类号：TL424文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)15-0004-06Calculation and Analysis of the Plume Emergency Planning Zone of the High-temperature Gas-cooled ReactorZHANG Liang HOU Lianjiao(China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China)Abstract:This paper introduces the basic requirements for the calculation of the emergency planning zone and its range of nuclear power plants in China. According to the characteristics of the HTGR, the typical meteorological conditions in different regions in China are selected, and the consequences evaluation and the calculation of the emergency planning zone are carried out according to the accident source terms of the HTGR. The calculation re‐sults show that the modular design of the existing HTGR has the characteristics of high safety and low-accident radioactive consequences. Based on different meteorological conditions, the range of the plume emergency planning zone that it envelops is 150 m, and the range of its plume emergency planning zone is 200 m when considering twice safety factor.Key Words: High-temperature gas-cooled reactor; Plume emergency planning zone; Dispersion; Dose随着我国“3060目标”的提出、“碳达峰、碳中和”工作已成为当前与未来中国绿色可持续发展工作的核心内容。

CFR600冷停堆工况下主系统热量平衡分析冷停堆是指核反应堆在正常运行的过程中，由于某些原因（如故障、设备维修等）必须迅速停堆，使得反应堆的功率及热源在较短时间内迅速消散。

CFR600是我国自主开发的第四代高温气冷堆。

在冷停堆工况下，CFR600主系统内的热量平衡是一个重要的问题，分析及控制热量平衡符合CFR600运行和安全的要求。

本文将对CFR600冷停堆工况下主系统的热量平衡进行分析。

CFR600主系统结构包括反应堆本体、联合动力系统、氦气净化系统和冷却系统。

其中，反应堆本体是反应堆热源的主体。

联合动力系统是利用反应堆产生的高温气体驱动气轮机发电的过程，气轮机驱动发电机机组并向电网输出电功率。

氦气净化系统对反应堆循环氦气进行净化处理。

冷却系统冷却反应堆，保证反应堆安全运行。

在冷停堆工况下，CFR600主系统的热量平衡需要满足以下条件：1.反应堆本体的热源需在较短时间内消散，同时控制反应堆本体内部温度变化；2.联合动力系统需在较短时间内停止发电，并快速消散燃料元件内部的热源；3.气体净化系统需在较短时间内完成气体净化过程。

4.冷却系统需在停堆后持续冷却反应堆，保持反应堆的安全。

为满足这些条件，CFR600主系统采用了以下措施：1.通过控制冷却系统中的冷却剂流量，控制反应堆本体的温度变化。

当反应堆停止运行时，冷却系统中的冷却剂流量应逐渐降低，直到反应堆本体内部的热源被平衡吸收为止。

2.反应堆本体的热源在停堆后可以通过天然对流和换热器的组合冷却方式进行消散。

当天然对流能满足热量消散需求时，换热器不需要进行工作。

3.在停堆过程中，联合动力系统中的氤气需要被排出。

通过控制放氤阀门的开启时间和流量，可以在较短时间内将氤气排出，同时防止产生氤气压力过高的情况。

综上所述，CFR600冷停堆工况下主系统的热量平衡需要通过对冷却系统、反应堆本体、联合动力系统和气体净化系统的控制和调整来实现。

在实际运行中，需要根据不同情况灵活地调整各项参数，保证热量平衡达到最佳状态，从而确保CFR600的运行和安全。

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”。

高温气冷堆汽轮机非核冲转问题分析及处理摘要：高温气冷堆核电站已完成装料，即将面临机组的正式运行，为了保证后续的机组稳定运行，特别是汽轮机的可靠运行，故提前通过“非核”的方式提供一定参数的蒸汽，使其冲转汽轮机，以验证汽轮机组设计、制造、安装质量。

在汽轮机“非核”冲转期间暴露出#1轴承瓦温高及轴向位移明显偏大的问题，本文对这两个问题进行分析并提出了解决办法。

关键词：高温气冷堆；汽轮机；轴承；轴向位移1前言高温气冷堆核电示范工程（以下简称“HTR-PM”）位于山东省荣成市，由两座反应堆、两台蒸汽发生器、一台汽轮机组构成，即“两堆带一机”。

两座反应堆的额定热功率为500MW，电功率为211MW。

一回路冷却剂为氦气，工作压力为7.0MPa，冷氦温度250℃，热氦温度750℃，主氦风机循环驱动。

高温堆汽轮机为超高压，全速、单轴，单流高压缸和一个双流低压缸，无中间再热，凝汽式汽轮机。

推力轴承位于前轴承座内，整个轴系以此为死点向两端膨胀；汽轮机1#、2#、3#、4#径向轴承均为可倾瓦轴承。

2汽轮机非核冲转存在问题本次“非核”冲转通过电锅炉产生的1MPa、300℃、30t/h的蒸汽进行汽轮机冲转。

2021年8月3日首次非核蒸汽冲转后，对非核蒸汽冲转相关系统缺陷进行梳理统计，其中，冲转过程中转速至2280rpm时，1号轴承金属温度最高达98℃，且温升较快，手动打闸停机；另外，汽轮机首次非核蒸汽冲转后发现汽轮机轴向位移逐渐升高至-0.88mm ，接近报警值-0.90mm，存在偏离，需要分析。

3问题分析及解决措施3.1 #1轴承下瓦温度高问题分析处理本轴承为可倾瓦轴承，原因初步分析为油路存在堵塞或轴承间隙不符合要求，只能打开前轴承箱解体检查。

打开前轴承箱后，开启润滑油泵，未发现管路漏油现象。

进一步拆开轴承进油及回油管路，检查节流孔为10.5mm，如下图所示，均满足设计要求。

至此，#1轴承下瓦温度高问题，基本锁定在瓦块油管末端堵头没安装，核实堵头备件后完成更换。