清华大学核能与新能源技术研究院整体建设暨两重点项目通过验收

20 0 4年4月7日召开了清华大学“核科学与技术学科建设项目验收会”。康克军副校长出席了验收会。在清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)关于核科学与技术学科整体建设和“1 0 MW高温气冷堆及核能发展的关键技术”、“分离法处理生产堆高放废液设备流程台架”两个校重点项目已经全面完成了各项建设任务,在学科建设、科学研究、人才培养、队伍与基地建设以及国内外学术交流等方面均达到了预期目标,通过了专家组的验收。核研院的“核能科学与工程”、“核技术及应用”、“核燃料循环及材料”均被评为国家重点学科,保持了国内领先地位。1 …     

我国第一座低温核供热反应堆启动运行成功

清华大学核能技术研究所研究与建造的我国第一座5兆瓦低温核供热试验反应堆于1989年11月11日启动运行成功。这是我国在核能开发和利用领域取得的一项突破性进展。这个反应堆采用一体化自然循环壳式轻水堆方案,具有优异的固有安全特性。反应堆设置有压力壳和安全壳双重安全屏障,并没有中间隔离回路,因而既简单可行,又安全可靠。5兆瓦堆还采用了新型水力驱动控制棒系统,这种控制棒为我国所独创、也是世界上首次成功地应用于反应堆的新型控制棒系统。5兆瓦低温核供热堆的主要设备均为国产;也是世界上第一座投入运行的壳式核供热堆,技术上达到了国际先进水平。低温核供热堆是近年来出现的专门用于城市集中供热供暖的,安全性能好的新型核动力堆。它为核能的和平利用开辟了一条新途径。目前,苏联、加拿大、联邦德国、瑞士等十多个国家已经开展了低温核供热堆研究,除苏联外,大都处于工程设计阶段。5兆瓦低温堆的建成和运行成功,使我     

高温气冷堆氦气透平压气机和主氦风机研究进展

具有固有安全特性的模块式高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR)具有反应堆出口温度高的特点,可与闭式Brayton循环或Rankine循环耦合,实现高效率的发电。氦气透平压气机和主氦风机分别是与这2种循环耦合的高温气冷堆系统中的关键动力部件,该文针对氦气闭式Brayton循环,分别从稳态与动态特性2个方面揭示其内部循环机理;同时针对循环内核心部件氦气透平压气机,开展2.2 MW样机研制与120 MW商用氦气透平压气机设计。在主氦风机研制方面,顺利完成了10 MW高温气冷堆(HTR-10)主氦风机研制与高温气冷堆示范电站(HTR-PM)主氦风机研制,获得了主氦风机完整的性能数据。为进一步确保HTR-PM项目的顺利推进,搭建了主氦风机综合试验平台,同时测试了2种主氦风机(电磁轴承主氦风机和干气密封主氦风机)的性能。取得的研究成果体现了清华大学核能与新能源技术研究院在自主研发先进核能核心装备技术上取得了重大突破。     

第14届太平洋地区核能会议

第14届太平洋地区核能会议于2004年3月21-25日在美国夏威夷召开，有来自日本、美国、加拿大、澳大利亚、墨西哥、俄罗斯、巴西、南非、中国大陆、中国台湾等国家与地区的300多代表参加会议，国际原子能机构也有代表与会发言。我国大陆有3名代表参加，共有两篇报告在全体大会上宣读，一是介绍我国先进反应堆的发展情况，主要是介绍清华大学核能与新能源技术研究院研发高温气冷堆的过程，10MW高温气冷实验堆的建造运行以及今后发展方向。另一个是由中国核工业总公司介绍我国核电发展概况。     

用ATHLET程序分析NHR-5功率自跟随实验

ATHLET是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了全面评估ATHLET程序应用于清华大学核能与新能源技术研究院建造5MW低温核供热实验堆(NHR-5)的适用性,该文建立了5MW低温供热堆的ATHLET输入模型,以功率自跟随实验为模拟对象进行验证性计算分析。将结果与对应的实验结果、RETRAN-02程序的计算结果进行比较。曲线显示:反应堆上腔体压力、堆芯入口温度的ATHLET计算值和实验值之间的差异分别达到2×10-2M Pa和2.5K。分析结果表明,燃料元件表面过冷沸腾的空泡反应性反馈对取得良好的模拟计算结果有重要作用。     

核供热站—安全,清洁,现实而又经济的新能源

开发200兆瓦核供热堆工程技术是“八丘”期间能源技术发展的六项主要任务之一。工程主体就是建造200兆瓦低温核供热示范站,目前已经国家立项在吉林市建造。这项工程是在清华大学核能研究院研制的5兆瓦低温核供热试验站的基础上进行的工业示范项目。 5兆瓦试验性低温核供热站于1989年12月19口顺利实现连续满功率运行,是世界上第一座使用新型水力控制棒传动的一体化自然循环壳式低温核供热反应堆。迄今,已连续两年为核能技术设计研究院5万平方米的建筑物供暖。对于5兆瓦低温核供热堆,国家核安全局的审评鉴定为:“能满足核安全的基本要求,不致对工作人员、公众和环境造成损害和污染”。一、低温核供热站的构成及工作原理低温核供热站的主要构成见图1。它包括:1.产生热     

高温气冷堆供热项目厂址选择法规标准适用性研究

 高温气冷堆具有良好的固有安全性,其高参数蒸汽可以满足石化行业等供热市场的需求。本文给出了高温气冷堆供热机组推广过程中存在的厂址选择法规标准适用性挑战,并通过高温气冷堆与石化行业用户相互之间的影响分析,认为现阶段已有开展编制高温气冷堆供热项目厂址选择法规标准的必要。同时综合国内外调研情况发现,可以充分发挥高温气冷堆的技术优势,重点关注行业间应急体系的协调性,鼓励发展高温气冷堆供热项目非居住区、限制发展区、应急计划区“三区合一”的理念。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站研究

模块化高温气冷核反应堆是一种安全性好、可用于高效发电和提供高温工艺用热的先进核反应堆,是国际核能领域第4代核能系统中6种备选堆型之一。将模块化高温气冷堆技术与目前已经成熟的超临界蒸汽动力循环技术耦合,发电效率将达到45%以上,比目前在役的压水堆核电站效率(33%左右)高出30%以上。我国已经掌握了模块化高温气冷堆技术;通过引进、消化、吸收,也已经掌握了超临界蒸汽动力循环技术;具备条件研究建造高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站,使其成为世界上最早实现的超临界核电站。     

核电站施工工艺及质量控制

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。这里,笔者将具体谈几点核电站施工工序及施工中的质量控制。     

核能所王大中同志在联邦德国取得一项专利

我校核能技术研究所王大中同志在联邦德国进修期间,就模块式高温气冷新堆芯设计取得一项发明专利。 高温气冷堆是一种能提供高温工艺热、安全性能好、核燃料利用率高的先进堆型。目前正在美、日、联邦德国、苏等国进行研究和发展。近年来联邦德国发展了一种模块式高温气冷堆,它     

高温气冷堆的技术特点与发展前景

自1979年4月美国三哩岛和1986年4月原苏联切尔诺贝利核事故后,在反应堆设计中提出了一个关键问题就是如何实现核反应堆的固有安全性.即在任何工况条件下,包括人为违章操作的情况下都能维持反应堆处于安全状态,不会发生核泄漏事故危及环境安全.高温气冷堆就是在这种背景下发展起来的新的先进堆型.它是目前国际核能领域中六种第四代核能系统的首选堆型之一.另一方面,在石油、天然气日益紧缺的今天用氢做燃料是科学家们普遍看好的清洁能源,是后石油时代重要的替代能源.但由于制氢所需的巨大能量而使其成本太高.而高温气冷堆能却能以很低的成本提供巨大的能量,从而大幅降低制氢成本.因此,核能制氢有可能成为未来生产清洁能源极具竞争力的新兴产业.     

200MW核供热堆汽电联供的经济分析

为了开发低温核供热堆新的应用领域 ,采用国际通用的经济评价方法 ,对 2 0 0 MW低温核供热堆用于工业开发区集中供应压力为 1.5 MPa左右的饱和蒸汽并提供部分厂用电方案的经济性进行了较全面的分析和比较。结果表明 :2 0 0 MW低温核供热堆汽电联供的各项经济评价指标都很好 ,内部收益率为 19.61% ,净现值 (贴现率 10 % )为7.65亿元 ;投资回收期和贷款偿还期均在项目建成后 5年左右。与低温核供热堆用于冬季供暖相比 ,其经济效益有非常明显的改善。同时 ,在经济发达地区的工业开发区 ,利用核能进行工业供汽和发电 ,对城市环境污染的改善将起到非常积极的作用 ,并能缓解我国北煤南运的运输紧张局面     

高温气冷堆关键材料技术发展战略

在我国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题。对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等。受国内材料研发和制造水平所限,高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料。该文针对我国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究,研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等,提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术,并给出技术发展规划和建议。     

核供热堆压力壳、钢安全壳套装工艺

采用一体化布置、全功率自然循环冷却和紧贴式双层承压壳的核供热堆具有固有安全性和良好的经济性 ,但同时也带来了大型薄壁容器套装的新课题。该文以系统工程的方法和观点全面分析了压力壳、钢安全壳套装的关键技术问题 ,在国内外均无可借鉴经验的情况下提出套装工艺 ,并在已投入运行的 5 MW低温堆工程中得到应用。应用结果表明该套装工艺安全、可靠 ,具有良好的可操作性和独创性。对反应堆压力容器套装工艺的研究 ,对于积累核设备设计、制造和安装经验 ,制定相应的技术标准 ,推进核供热技术产业化具有一定意义     

产业化专项能否助新能源一臂之力?

国家发改委日前发出通告指出,为促进我国可再生能源和新能源技术及相关产业的发展,根据国家可再生能源中长期发展规划,决定在2005-2007年期间,实施可再生能源和新能源高技术产业化专项。专项资金将主要用来鼓励风力发电、太阳能光伏发电、太阳能供热和地源热泵供热(制冷)、高温气冷堆示范电站和氢能利用这五个领域内的高技术产业化。     

高温气冷堆示范工程螺旋管式直流蒸汽发生器工程验证试验

研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验。清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator, ETF-SG)。工程验证试验回路能够模拟HTR-PM运行参数,可对HTR-PM蒸汽发生器一个换热组件进行1∶1的工程验证试验。回路设计热功率10 MW,氦回路设计压力8 MPa,最高设计温度800℃,二回路设计压力18 MPa,最高设计温度600℃。在工程验证试验回路上针对高温气冷堆蒸汽发生器完成了几十项热工水力试验,对蒸汽发生器的温度均匀性、堵管后温度分布及其温度展平调节、热工水力瞬态特性、两相流不稳定性等进行了试验研究,验证了HTR-PM螺旋管式直流蒸汽发生器的热工水力和结构设计,并为其调试、运行、低功率及启停工况参数的确定提供了重要数据和参考。     

商用高温气冷堆氦气透平循环发电热力学参数分析和优化

随着反应堆出口温度的提高,高效的动力转换技术已经成为(超)高温气冷堆的一个趋势。该文在HTR-10、HTR-10GT和HTR-PM研究的基础上,针对更高的堆芯出口温度,对高温气冷堆氦气透平循环的热力学参数进行分析、优化和设计。通过建立高温气冷堆的数学模型和优化模型,结合更符合工程经验的约束条件,确定了高温气冷堆氦气透平循环的2个设计工况点:1)接近目前工程经验的工况点,堆芯出口温度为850℃,继承HTR-10GT氦气压气机和透平的设计经验,循环压比为2.47,循环效率为47.60%;2)略带前瞻性的工况点,堆芯出口温度为900℃,堆芯入口温度为550℃,压气机压比为2.75,此时循环效率为48.92%。该文还基于这2个工况点对高温气冷堆氦气透平循环参数进行设计,将会对未来开发高温气冷堆闭式Brayton循环提供帮助。     

高温气冷堆主氦风机预防性维修策略研究

高温气冷堆主氦风机是清华大学自主研发的先进核能核心装备之一，对于反应堆的正常运行至关重要。主氦风机停机会导致反应堆紧急停堆，直接影响核电厂的运行，并可能带来安全风险。因此，需要评估主氦风机的可靠性，并对主氦风机开展预防性维修策略研究，以保障高温气冷堆核电厂高质量运行。首先，该文使用故障模式、影响和危害性分析(failure mode, effects and criticality analysis, FMECA)方法识别主氦风机的关键重要部件；然后，基于各部件的通用数据评估得出主氦风机的故障率及各部件故障率占比，为提高主氦风机的运行可靠性提供参考依据；最后，使用以可靠性为中心的维修分析(reliability centered maintenance analysis, RCMA)对主氦风机的预防性维修策略进行规划，提出预防性维修方案建议。该文研究成果可为新研核能设备提升设计质量提供参考，为其他相关核能设施开展可靠性和维修性研究提供借鉴。     

自主创新,为中国核电“走出去”植入生命力——清华研发的中国第四代核电技术开始迈向世界

正清华新闻网1月22日电习近平主席访问沙特阿拉伯期间,中国核建与沙特核能与可再生能源城签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》。这是中沙两国共同落实"一带一路"倡议的重要举措,也是中国第四代核电技术高温气冷堆实现"走出去"的重大突破。高温气冷堆是中国具有完全自主知识产权的第四代先进核电技术,具有固有安全性、多功能用途、模块化建造、核不扩散等特点和优势,在极端事故情况下不会发生堆芯融化和大量放射性释放的事故。此次中国