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第六章 高温气冷堆 主讲教师 田 鑫 主要内容 1 高温气冷堆特点 2 高温气冷堆结构 3 高温气冷堆慢化剂和冷却剂 动力工程学院核能工程系 第四代先进核能系统－六个入选堆型： 第四代先进核能系统－六个入选堆型： 超高温气冷堆 超高温气冷堆 气冷快堆 气冷快堆 钠冷快堆 钠冷快堆 超临界水堆 超临界水堆 铅/铋冷快堆 铅/铋冷快堆 熔盐堆 熔盐堆 动力工程学院核能工程系 基本概念 高温气冷堆（HTGR） 采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂和堆芯结构 材料，以氦气作冷却剂的先进热中子反应堆。 高温气冷堆的特点 1、高温高效，提供高温核热的多用途核能源； 2、公认的 固有安全性堆型，对环境污染小，可建在 人口密集区； 3、可获得较高的核燃料转换比。 动力工程学院核能工程系 高温堆为何能获得高温？ ① 采用“全陶瓷”型涂敷颗粒燃料，不用金属包 壳，能承受很高的温度，在1600℃下仍能保持燃 料颗粒的完整性； ② 采用耐高温的石墨（可承受3000℃高温）作为堆 芯结构材料； ③ 使用化学惰性的氦气作为冷却剂，它与其它材 料有很好的高温相容性。 由于这些原因，可以使高温气冷堆的冷却剂出口 温度达到950℃，是迄今各类反应堆中工作温度最高 的堆型。 动力工程学院核能工程系 高温堆用途 模块式高温堆建造周期2—3年，建造成本和电 价：1300美元/千瓦，3.3美分/度。 出口950℃，发电效率高，蒸汽循环40%左右 ， 氦气循环48%左右 。 高温堆安全、经济好，用途广泛： • 开采稠油和炼制石油； • 生产各类化工产品； • 煤气化、液化； • 制氢、甲醇等等。 动力工程学院核能工程系 高温气冷堆－设计概念的提出 1944 / USA Daniels‘ SECRET REPORT on an HTR PEBBLE PILE 动力工程学院核能工程系 高温气冷堆发展历史 高温气冷堆发展历史 气冷堆是反应堆发展史上最早的堆型 1. 第一代气冷堆－Magnox型气冷堆 石墨为慢化剂，CO2 气体为冷却剂，金属天然铀为 燃料，镁诺克斯(Magnox）合金为燃料棒的包壳材料。 1956年英国建成50 MW气冷堆电站，商用化。 70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造 36座 ，总装机容量达到8.2 GW（电）。 动力工程学院核能工程系 2. 第二代气冷堆－改进型AGR 包壳：镁铍合金，不锈钢 燃料：天然铀，2%UO2 CO 温度 400-670℃。 2 1963年英国建造32MWe原型堆， 1976-1988年，运行的AGR共有14座，8.9GW。 尽管AGR在性能上比Magnox堆有了很大改进，但 由于受到CO 与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限 2 制(690 ℃ ) ，使出口温度难以进一步提高，再加上功率 密度低、燃耗低的限制，使其仍难以和压水堆在经济 上竞争 。 动力工程学院核能工程系 3. 高温气冷堆－实验堆 英国1960年建造20MW试验堆“龙堆”(Dragon)。 美国1967年建成40MWe桃花谷(Peach Bottom