NHR200-Ⅱ低溫供熱堆研究進展

(清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院,北京 100084)

近年來,隨著市場對核能多元化應(yīng)用需求和安全要求的進一步增加,能夠快速靈活部署的小型模塊化堆(Small Modular Reactors,SMR)日益受到世界各國重視,據(jù)國際原子能機構(gòu)不完全統(tǒng)計,目前全球處于不同研發(fā)階段的各類小型模塊化堆已超過50種[1]。特別是在中國,在落實二氧化碳減排目標(biāo)和實現(xiàn)北方地區(qū)冬季清潔供暖、減少空氣污染需求的驅(qū)動下,小型模塊化堆作為安全穩(wěn)定的低碳清潔能源,日益受到市場和產(chǎn)業(yè)界的重視。NHR200-Ⅱ低溫供熱堆技術(shù)起源于20世紀(jì)80年代清華大學(xué)自主設(shè)計建造的5 MW低溫供熱試驗堆,采用一體化布置、全功率自然循環(huán)、非能動余熱排出等設(shè)計方案,具有技術(shù)成熟、固有安全性高等諸多特點。2018年2月,國家能源局同意采用NHR200-Ⅱ的國內(nèi)首個核能供暖示范項目開展前期工作,目前該項目正在有序推進,有望成為我國北方地區(qū)率先部署實施的核供熱堆項目。

1 研發(fā)歷程

清華大學(xué)核研院對低溫供熱堆的研究主要可分為堆型研究、5 MW試驗堆建設(shè)、商用堆攻關(guān)、低溫供熱堆系列堆型開發(fā)等4個階段,目前已具備商用示范條件。

1.1 供熱堆堆型研究[2-3]

早在1981年,清華大學(xué)核能技術(shù)研究所(清華大學(xué)核研院的前身)提出了發(fā)展低溫供熱堆的創(chuàng)議,并于1983年冬至1984年春,在屏蔽試驗堆(池式堆)上成功地進行了我國首次核供熱試驗,取得了寶貴經(jīng)驗。

在利用原有池式堆進行核供熱試驗取得成功的基礎(chǔ)上,國家科委組織專家進行了近一年的調(diào)研和論證,根據(jù)我國北方廣大城市適宜修建參數(shù)較高的大中型熱網(wǎng)的需要,確定以殼式供熱堆作為我國供熱堆技術(shù)的主力堆型。1986年,殼式低溫核供熱堆被列入國家“七五”重點攻關(guān)項目,決定在清華大學(xué)建造一座5 MW低溫核供熱試驗反應(yīng)堆。

1.2 5 MW試驗堆建設(shè)

在國家“七五”攻關(guān)項目的支持下,低溫供熱堆的一系列關(guān)鍵技術(shù)取得突破,確定了一體化布置、全功率自然循環(huán)冷卻、水力驅(qū)動控制棒等關(guān)鍵技術(shù)方案。

5 MW低溫供熱試驗堆于1986年3月開始動工興建,1989年11月首次臨界,1989年12月16日達到滿功率并連續(xù)滿功率運行100 h一次成功。1990年6月,國家計委、科委、教委、財政部主持召開驗收會,認為“5 MW供熱堆是從我國國情出發(fā),跟蹤國際上核能技術(shù)發(fā)展前沿,由我國自主研究發(fā)展的一種具有固有安全性的新型堆,該堆設(shè)計上采用了一系列先進技術(shù),具有新穎性和創(chuàng)造性,5 MW堆研制成功是一項具有世界先進水平的重大科技成果,它不僅填補了我國在核供熱領(lǐng)域空白,為我國核能利用開拓新途徑打下了良好的基礎(chǔ),也使我國在這一領(lǐng)域步入了世界先進行列?！盵3]1992年,5 MW低溫供熱試驗堆獲得國家科技進步一等獎。

在5 MW堆連續(xù)3個冬季供暖運行中,其供熱可運行率高達99%,負荷跟隨性能優(yōu)異,功率調(diào)節(jié)方便,節(jié)能效果明顯,堆的運行可利用率達到國際先進水平[4]。

1.3 商用堆攻關(guān)

在5 MW試驗堆建成和連續(xù)安全運行的基礎(chǔ)上,清華大學(xué)核研院于“九五”期間完成了200 MW殼式供熱堆I型(NHR200-I型)的研發(fā)和工程驗證試驗。國家計委于1993年6月同意在大慶建設(shè)200 MW核供熱示范工程項目；在對初步安全分析報告進行全面審評的基礎(chǔ)上,國家核安全局于1996年12月頒發(fā)了“大慶油田200 MW低溫核供熱示范站”建造許可證。

自1996年以來,清華大學(xué)核研院持續(xù)開展了NHR200-I的技術(shù)推廣與應(yīng)用,沈陽2×200 MW核供熱工程、山東核能海水淡化工程分別于2001年4月和2003年3月獲得國家批準(zhǔn)立項。

1.4 低溫供熱堆系列技術(shù)開發(fā)

在總結(jié)前期設(shè)計和市場推廣經(jīng)驗的基礎(chǔ)上,為進一步提高低溫供熱堆的適用范圍和經(jīng)濟性,清華大學(xué)核研院進行了系列堆型的開發(fā)。

1998年,采用清華大學(xué)核研院NHR-10技術(shù)的摩洛哥王國坦坦地區(qū)10 MW核能海水淡化示范廠項目技術(shù)可行性研究通過了IAEA、摩洛哥和中國專家的評審[5]。

2006年,清華大學(xué)核研院根據(jù)市場反饋信息和蒸汽透平混合法海水淡化工藝的要求,開發(fā)出 NHR200-Ⅱ低溫供熱堆,具備提供1.6 MPa、201 ℃飽和蒸汽的能力。并在國防科工局“核能開發(fā)科研項目”的支持下,針對NHR200-Ⅱ技術(shù)參數(shù)提高所引起的設(shè)計變化,開展了試驗驗證。截至2016年底,所有試驗均已完成,NHR200-Ⅱ達到初步設(shè)計深度。

2 總體技術(shù)方案

NHR200-Ⅱ低溫供熱堆主要技術(shù)參數(shù)如表1所示,其總體方案與5 MW試驗堆相似,反應(yīng)堆本體(如圖1所示)采用一體化布置、全功率自然循環(huán)、自穩(wěn)壓方案。在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)布置有反應(yīng)堆堆芯、主換熱器、堆內(nèi)構(gòu)件、內(nèi)置式控制棒驅(qū)動機構(gòu)。燃料組件位于壓力容器下部,主換熱器布置在壓力容器上部筒體與堆內(nèi)構(gòu)件吊籃圍筒之間的環(huán)形空間內(nèi)。壓力容器上部液面以上有一定氣空間,由水蒸氣分壓及氮氣分壓構(gòu)成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的運行壓力。壓力容器筒體為雙層結(jié)構(gòu),在內(nèi)部筒體出現(xiàn)破口的極端情況下,外部二次包容殼體依然能夠承受內(nèi)壓所產(chǎn)生的載荷,從而避免堆芯失水事故的發(fā)生。

表1 NHR200-Ⅱ主要技術(shù)參數(shù)

NHR200-Ⅱ輸熱系統(tǒng)由三重回路組成,主系統(tǒng)原理如圖2所示。

反應(yīng)堆冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯,被堆芯燃料組件加熱向上流入上腔室后,側(cè)向流入布置在外側(cè)環(huán)形空間中的主換熱器。在主換熱器中,反應(yīng)堆冷卻劑將熱量傳遞給主換熱器二次側(cè)的中間回路水,冷卻后的反應(yīng)堆冷卻劑向下流過壓力容器與堆芯圍筒之間的環(huán)形空間,到達堆芯下部的入口聯(lián)箱,完成反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)。

圖1 NHR200-Ⅱ堆本體示意圖Fig.1 NHR200-Ⅱ reactor

圖2 NHR200-Ⅱ主系統(tǒng)原理圖Fig.2 Sketch of NHR200-Ⅱ main systems

中間回路為強迫循環(huán)回路,設(shè)置了兩套獨立的、功率各為50%的環(huán)路。中間回路介質(zhì)通過循環(huán)泵加壓后進入主換熱器,在主換熱器內(nèi)將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱量帶出,然后通過蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,從而向二回路系統(tǒng)輸熱。

二回路系統(tǒng)可根據(jù)不同的用戶要求進行設(shè)計,以滿足居民供暖、工業(yè)蒸汽、海水淡化、熱電聯(lián)供等多樣化需求。

NHR200-Ⅱ設(shè)有為數(shù)不多的安全相關(guān)系統(tǒng)和輔助工藝系統(tǒng),如余熱排出系統(tǒng)、注硼系統(tǒng)、控制棒水力驅(qū)動系統(tǒng)、反應(yīng)堆冷卻劑凈化和容積控制系統(tǒng)、安全泄放系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)等。

3 主要技術(shù)特點

3.1 堆芯始終得到可靠冷卻

NHR200-Ⅱ的以下設(shè)計特點,有利于在各種事故下保持堆芯被水淹沒：

1)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)裝水量大、功率密度低；

2)壓力容器上沒有大的引出管,且小口徑工藝管嘴均位于壓力容器筒體上部或頂蓋上；

3)壓力容器的筒體采用雙層設(shè)計,當(dāng)內(nèi)層筒體極端情況下出現(xiàn)破口時,外層筒體仍可承受全部內(nèi)壓,阻止反應(yīng)堆冷卻劑外泄。

事故分析結(jié)果表明,在預(yù)計運行事件、設(shè)計基準(zhǔn)事故和超設(shè)計基準(zhǔn)事故下,堆芯可始終被水淹沒并得到可靠冷卻,7 d內(nèi)不需要采取人為干預(yù)措施。

3.2 多重停堆手段,確保可靠停堆

NHR200-Ⅱ采用了清華大學(xué)自主研發(fā)的水力驅(qū)動控制棒,控制棒完全布置在壓力容器內(nèi),排除了彈棒事故發(fā)生的可能性；同時,控制棒驅(qū)動系統(tǒng)在設(shè)計上具有失效安全的特點,當(dāng)系統(tǒng)發(fā)生故障時,可依靠重力自動落棒,使反應(yīng)堆達到停堆狀態(tài)。

此外,設(shè)置了非能動的注硼系統(tǒng)作為第二停堆系統(tǒng),可獨立執(zhí)行停堆功能。

3.3 采用非能動安全系統(tǒng)

NHR200-Ⅱ余熱排出系統(tǒng)設(shè)置了兩套完全獨立、互為冗余的回路,如圖3所示。系統(tǒng)采用非能動設(shè)計理念,堆芯余熱可以經(jīng)過三重自然循環(huán)排出到大氣中。

圖3 非能動余熱排出系統(tǒng)原理圖Fig.3 Sketch of passive residual heat removal system

同時,作為第二停堆系統(tǒng)的注硼系統(tǒng)也采用了非能動安全的理念,硼溶液可在重力作用下自動注入堆芯,確?？煽客６?。

3.4 縱深設(shè)防,多層屏障,防止放射性外漏

除了具有大型商用壓水堆的縱深防御和多層屏障措施外,NHR200-Ⅱ還在反應(yīng)堆冷卻劑回路和二回路之間設(shè)置有中間隔離回路,中間回路系統(tǒng)的運行壓力高于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng),確保在主換熱器發(fā)生泄漏時,中間回路的水向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏,從而保證放射性介質(zhì)不會進入中間回路系統(tǒng),更不會進入蒸汽系統(tǒng)或用戶熱網(wǎng)。

3.5 技術(shù)上不需要采取場外應(yīng)急措施

NHR200-Ⅱ的設(shè)計確保了在設(shè)計基準(zhǔn)事故和超設(shè)計基準(zhǔn)事故工況下,堆芯始終被水淹沒,實際消除了大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放的可能性,從而實現(xiàn)了《小型壓水堆核動力廠安全評審原則(試行)》中所要求的“在技術(shù)上對外部干預(yù)措施的需求是可免除的”[6]。

3.6 系統(tǒng)簡化,有利于提高其經(jīng)濟競爭力

NHR200-Ⅱ良好的固有安全性使其系統(tǒng)設(shè)計上比大型商用壓水堆有較大的簡化,無需設(shè)置高壓安注、低壓安注、安全殼噴淋等系統(tǒng)；同時,由于安全相關(guān)系統(tǒng)大大簡化且采用非能動運行方式,降低了對設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、主控室可居留性、應(yīng)急柴油發(fā)電機組等相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備的安全要求,從而降低其設(shè)計和制造的要求。這些系統(tǒng)和設(shè)備在設(shè)計、制造上的簡化,有利于降低低溫供熱堆的造價、提高其經(jīng)濟競爭力。

4 小 結(jié)

經(jīng)過30余年的持續(xù)投入,清華大學(xué)核研院所研發(fā)的低溫供熱堆已形成系列化設(shè)計,特別是能夠提供更高參數(shù)蒸汽的NHR200-Ⅱ已完成關(guān)鍵試驗驗證和初步設(shè)計,技術(shù)成熟、固有安全性高,可為市場提供清潔、穩(wěn)定、可靠的能源,滿足居民供暖、工業(yè)蒸汽、海水淡化、熱電聯(lián)供等多種需求。隨著核能供暖示范項目的推進,該技術(shù)的安全性、先進性和經(jīng)濟競爭力將進一步顯現(xiàn),有望在我國北方地區(qū)冬季清潔供暖和工業(yè)蒸汽市場上占據(jù)重要份額。