模块式高温气冷堆核电站

第1章高温气冷堆总体概念 1.1概述 1.2未来可持续发展的能源技术 1.3HTR的基本特性 1.4模块式HTR在能源经济中的应用 1.5模块式HTR的安全性 1.6模块式HTR的燃料元件 1.7中间和终贮存 1.8HTRPM项目概况 1.9HTR的发展概况 参考文献 第2章堆芯布置的物理问题 2.1概述 2.2模块式HTR临界及中子平衡的估计 2.3反射层的影响 2.4反应性系数 2.4.1需要考虑的原则 2.4.2温度反应性系数 2.5反应性补偿的需求和控制棒价值 2.6反射层中的快中子注量 2.7球流行为对燃耗的影响 2.8反应堆堆芯中燃料、中子注量率和功率密度的分布 2.9核反应堆的动态原理 2.9.1总体概况 2.9.2动态方程 2.9.3动态方程的简化解 2.10堆芯物理布置的程序系统 2.11堆芯的布置和设计 2.11.1堆芯和燃料元件的设计及其概况 2.11.2各种堆芯参数的讨论 2.12首次装料的物理特性和球床堆芯的运行 2.13球床堆芯的卸载 参考文献 第3章堆芯布置的热工水力学问题 3.1堆芯内的发热 3.2堆芯的热功率 3.3关于冷却剂氦气的一些数据 3.4堆芯热工水力学的基本方程 3.5堆芯中氦冷却剂的温升 3.6燃料元件温度分布 3.7球床堆芯中的热传导 3.8堆芯和反射层结构中的阻力降 3.9模块式HTR堆芯热工水力学的特殊问题 3.9.1通过堆芯后热氦气的混合 3.9.2堆芯冷却旁流的影响 3.9.3功率密度计算的不确定性及其他热工水力学问题 3.9.4燃料温度的测量 3.9.5堆芯内构件的γ发热和冷却 3.10堆芯设计的原则 3.11几种HTR反应堆中堆芯冷却数据的比较 3.12反应堆在热工水力学方面的比较 参考文献 第4章燃料元件 4.1概述 4.2HTR燃料元件的配置和设计 4.3HTR燃料元件中的温度分布 4.4燃料元件的辐照行为 4.5燃料元件的应力 4.6燃料元件的腐蚀行为 4.7正常运行时燃料元件裂变产物的释放 4.8球形燃料元件的类型 4.9HTR燃料元件运行的进一步经验 4.10LWR和HTR燃料元件的比较 参考文献 第5章反应堆部件 5.1概述 5.2堆内构件 5.2.1堆内构件概况 5.2.2堆内构件的技术问题 5.2.3堆内构件的载荷 5.2.4石墨及其辐照行为 5.2.5运行期间反射层结构的分析结果 5.3一回路边界 5.3.1一回路边界概况 5.3.2一回路压力壳的尺寸和材料 5.3.3反应堆压力壳的中子辐照和设计 5.3.4反应堆压力壳的活化 5.4模块式HTR压力壳与其他反应堆设备的比较 5.5停堆和控制系统 5.5.1反应性概况 5.5.2HTR停堆系统的反应性当量 5.5.3控制和停堆系统的技术概念 5.6燃料装卸系统 5.6.1概况 5.6.2燃料元件装卸技术 5.6.3燃料装卸的替代方案 5.6.4燃料装卸运行的一些特殊问题 5.7堆芯参数的测量装置 5.7.1中子注量率的测量 5.7.2堆芯热工水力参数的测量 参考文献 第6章氦回路中的设备 6.1概述 6.2热气导管 6.2.1设备简介 6.2.2技术方面 6.3蒸汽发生器 6.3.1设备的一般说明 6.3.2热工水力学原理 6.3.3阻力降 6.3.4蒸汽发生器的流动稳定性 6.3.5蒸汽发生器传热管的机械设计 6.3.6气冷反应堆蒸汽发生器的经验 6.4氦风机 6.4.1热工水力学概况 6.4.2氦风机的技术 6.4.3氦风机的概念 6.5气体净化系统 6.5.1概况 6.5.2气体净化的概念 6.5.3气体净化系统的实验 6.6载出衰变热的氦回路 6.7氦辅助系统 6.7.1概况 6.7.2氦辅助回路 6.7.3氦回路的测量 6.8反应堆的保护系统 参考文献 第7章反应堆安全壳构筑物 7.1一般性说明和要求 7.2LWR和HTR安全壳或安全壳构筑物 7.3HTR反应堆安全壳构筑物设计概念概况 7.4目前HTR反应堆安全壳构筑物概况 7.5过去对安全壳的计划工作 参考文献 第8章动力转换循环 8.1流程概况 8.2蒸汽循环的热工水力学原理 8.3汽轮机 8.4冷凝和冷却系统 8.5给水预热系统和给水泵 8.6蒸汽循环的优化 8.7蒸汽循环的潜力 8.8采用蒸汽循环的热电联供流程 参考文献 第9章运行问题 9.1电厂运行要求和条件概述 9.2燃耗和高价同位素的产生 9.2.1燃耗 9.2.2高价同位素的产生 9.3裂变产物存量 9.4整个电厂的动态方程 9.4.1原理概述 9.4.2动态方程组 9.4.3评估动态问题的程序系统 9.5动态方程的应用 9.6模块式HTR的控制和运行 9.6.1模块式HTR的控制 9.6.2HTR的运行 9.7氙的动态和钐对反应性的影响 9.8正常运行期间衰变热的载出 9.8.1衰变热的产生 9.8.2衰变热载出的原则 9.8.3模块式HTR正常运行时衰变热的载出 9.9正常运行时放射性物质的释放 9.10模块式HTR的废物管理 参考文献 第10章安全和事故分析 10.1一般性说明 10.2相关事故概况 10.3失去冷却剂事故 10.4能动衰变热载出完全失效 10.4.1衰变热产生和衰变热能动载出 10.4.2各种失去能动衰变热载出情况的概述 10.4.3正常氦压力下衰变热的自发载出 10.4.4失压反应堆自发衰变热的载出(外表面冷却器处于工作状态) 10.4.5自发衰变热载出概念相关参数的讨论 10.4.6反应堆衰变热自发载出、完全失去堆芯能动冷却和表面冷却器的失效 10.4.7事故中堆芯温度和反应性状态的变化 10.4.8事故下衰变热的自发载出(反应堆被碎石覆盖) 10.5反应性事故 10.5.1概况 10.5.2模块式HTR的反应性事故 10.5.3堆芯进水和慢化比的变化 10.5.4对反应性事故的一般思考 10.6水进入一回路系统的事故 10.6.1事故的概况和后果 10.6.2对进入一回路系统水量的估计 10.6.3蒸汽/石墨反应的热力学平衡原理 10.6.4蒸汽对石墨的腐蚀反应速率 10.6.5水进入高温球床的一些技术问题 10.6.6一回路压力的升高 10.6.7水进入反应堆过程中气体的形成 10.6.8进水的反应性效应 10.6.9对进水事故的评估 10.7空气进入一回路 10.7.1进空气事故的概述 10.7.2反应的热力学平衡 10.7.3空气与石墨的反应速度 10.7.4进空气事故的后果 10.7.5大量空气进入HTR一回路系统的考虑 10.7.6进空气事故分析的结果 10.7.7降低进空气事故不良后果危害性的进一步方案 10.8蒸汽循环二次侧的事故 10.8.1概况 10.8.2主蒸汽管道的断裂 10.8.3汽轮机发电机系统的失效及汽轮机甩负荷 10.9外部事件对反应堆电厂的影响 10.9.1概况 10.9.2飞机撞击 10.9.3地震 10.10事故过程中裂变产物的释放 10.10.1放射性源项概述 10.10.2电厂整个寿命运行期间裂变产物的释放(第1源项) 10.10.3堆芯升温事故期间裂变产物的释放(第2源项) 10.10.4从堆芯释放的放射性向环境的迁移 10.10.5放射性源项分析的结论 10.11事故的放射性后果和风险 10.11.1风险概述 10.11.2土地污染的危害性 10.11.3模块式HTR事故造成的剂量率 10.11.4核技术造成风险的一般性评述 参考文献 第11章燃料循环和废物管理 11.1概述 11.2燃料元件的制造 11.3乏燃料元件的中间贮存 11.4乏燃料元件中间贮存的事故 11.5乏燃料元件的终贮存 11.6防核扩散及核安保 参考文献 第12章电厂的经济性和优化问题 12.1概述 12.2计算发电成本的方程 12.3投资成本和资本因子 12.4效率和等效满功率运行小时数 12.5燃料供应和废物管理的成本 12.6发电的总成本 12.7各种发电厂发电成本和成本敏感性的比较 12.8成本的上涨和评价方法 12.9发电的外部成本 12.10新发展的核电厂概念的投资成本 参考文献 第13章HTR技术的发展 13.1概述 13.2关于已运行的电厂 13.2.1概况 13.2.2UHTREX项目和EGCR电厂 13.2.3AVR电厂 13.2.4龙堆 13.2.5桃花谷反应堆 13.2.6THTR 13.2.7圣·弗伦堡反应堆 13.3已有规划的HTR电厂 13.3.1概况 13.3.2PR 500 13.3.3HHT参考反应堆 13.3.4HTR 500反应堆 13.3.5HTGR 1160反应堆 13.3.6PNP原型反应堆 13.4模块式反应堆概念 13.5运行中的模块式HTR 13.5.1概况 13.5.2HTTR反应堆 13.5.3HTR10反应堆 13.6计划的新HTR电厂 13.6.1概况 13.6.2MHGR 600电厂 13.6.3PBMR概念 13.6.4ANTARES项目 13.7反应堆概念的分析和评价 参考文献 第14章模块式HTR安全性的实验结果 14.1概述 14.2衰变热自发载出原理的评价实验 14.2.1传热过程和重要参数 14.2.2球床堆芯内等效导热系数的测量 14.2.3结构中通过热辐射和自然对流的传热 14.2.4辐照反射层石墨的传热 14.2.5反应堆压力壳表面向外部热阱的传热实验 14.2.6反应堆压力壳(锻钢)表面传热至表面冷却器的实验 14.2.7混凝土结构作为储热的热阱及其衰变热载出行为 14.2.8AVR反应堆衰变热自发载出的整体实验(反应堆在压力下) 14.2.9AVR反应堆中衰变热自发载出的总体实验(反应堆失压) 14.3模块式HTR堆芯反应性行为的验证 14.3.1堆芯反应性系数的一般情况 14.3.2HTR中反应性系数的测量 14.3.3AVR中的实验： Vierstab Klemmversuch(全部4根停堆棒卡棒) 14.3.4HTR10反应堆的ATWS实验 14.3.5用于验证计算机程序的次临界实验 14.3.6测量球床堆芯物理参数的PROTEUS实验 14.4水进入一回路系统的实验 14.4.1概况 14.4.2进水期间腐蚀速率的测量 14.4.3进水的整体实验 14.4.4SUPERNOVA实验装置 14.4.5SEAT实验 14.4.6进水事故中气溶胶的实验 14.4.7氦回路失压和蒸汽冷凝实验 14.4.8AVR的进水事故 14.5空气进入一回路系统的实验 14.5.1概况 14.5.2实验室实验中石墨腐蚀速率的测量 14.5.3用于测量与球床布置中参数相关性的VELUNA腐蚀实验 14.5.4测量HTR结构中空气流量的实验 14.5.5堆芯中的自然对流和腐蚀实验 14.5.6实验装置SUPERNOVA(空气进入) 14.5.7进空气期间气溶胶的形成 14.6裂变产物的行为 14.6.1HTR中冷却剂稳态活性的测量 14.6.2AVR辐照燃料元件的加热实验(KFA装置) 14.6.3堆外回路SMOC 14.6.4KORA实验 14.7针对HTR电厂安全的专项实验 14.7.1概况 14.7.2有关球床堆芯地震下行为的实验 14.7.3失压事故后一回路系统与内混凝土舱室间的气体交换 14.8中间储罐的实验 参考文献 第15章HTR未来的发展 15.1核技术的总体要求及未来发展的可能性 15.2模块式HTR中更高热功率的实现 15.3采用OTTO循环实现非常高的氦气温度 15.4燃料元件的改进 15.5防破裂的一回路边界 15.5.1原理概述 15.5.2“基本安全”反应堆压力壳的原理 15.5.3锻钢壳破裂的预防 15.5.4预应力反应堆压力壳的原理概念 15.5.5预应力混凝土反应堆压力壳 15.5.6铸铁预应力反应堆压力壳 15.5.7铸钢预应力反应堆压力壳 15.5.8安全壳后面的储存系统 15.5.9反应堆安全壳构筑物的地下布置 15.6钍燃料循环和增殖效应 15.7具有非常长半衰期的同位素的转化 15.8乏燃料元件中间贮存的改进概念 15.9乏燃料元件或高放射性废物终贮存的改进概念 15.10球床VHTR——未来工艺热利用的概念 参考文献