NHR200-Ⅱ低溫供熱堆研究進展

(清華大學 核能與新能源技術研究院,北京 100084)

近年來,隨著市場對核能多元化應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,據國際原子能機構不完全統計,目前全球處于不同研發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和實現北方地區冬季清潔供暖、減少空氣污染需求的驅動下,小型模塊化堆作為安全穩定的低碳清潔能源,日益受到市場和產業界的重視。NHR200-Ⅱ低溫供熱堆技術起源于20世紀80年代清華大學自主設計建造的5 MW低溫供熱試驗堆,采用一體化布置、全功率自然循環、非能動余熱排出等設計方案,具有技術成熟、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率先部署實施的核供熱堆項目。

1 研發歷程

清華大學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、商用堆攻關、低溫供熱堆系列堆型開發等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,清華大學核能技術研究所(清華大學核研院的前身)提出了發展低溫供熱堆的創議,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,取得了寶貴經驗。

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

1.2 5 MW試驗堆建設

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

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,跟蹤國際上核能技術發展前沿,由我國自主研究發展的一種具有固有安全性的新型堆,該堆設計上采用了一系列先進技術,具有新穎性和創造性,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域空白,為我國核能利用開拓新途徑打下了良好的基礎,也使我國在這一領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%,負荷跟隨性能優異,功率調節方便,節能效果明顯,堆的運行可利用率達到國際先進水平[4]。

1.3 商用堆攻關

在5 MW試驗堆建成和連續安全運行的基礎上,清華大學核研院于“九五”期間完成了200 MW殼式供熱堆I型(NHR200-I型)的研發和工程驗證試驗。國家計委于1993年6月同意在大慶建設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上,國家核安全局于1996年12月頒發了“大慶油田200 MW低溫核供熱示范站”建造許可證。

自1996年以來,清華大學核研院持續開展了NHR200-I的技術推廣與應用,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月獲得國家批準立項。

1.4 低溫供熱堆系列技術開發

在總結前期設計和市場推廣經驗的基礎上,為進一步提高低溫供熱堆的適用范圍和經濟性,清華大學核研院進行了系列堆型的開發。

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

2006年,清華大學核研院根據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“核能開發科研項目”的支持下,針對NHR200-Ⅱ技術參數提高所引起的設計變化,開展了試驗驗證。截至2016年底,所有試驗均已完成,NHR200-Ⅱ達到初步設計深度。

2 總體技術方案

NHR200-Ⅱ低溫供熱堆主要技術參數如表1所示,其總體方案與5 MW試驗堆相似,反應堆本體(如圖1所示)采用一體化布置、全功率自然循環、自穩壓方案。在反應堆壓力容器內布置有反應堆堆芯、主換熱器、堆內構件、內置式控制棒驅動機構。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構件吊籃圍筒之間的環形空間內。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成反應堆冷卻劑系統的運行壓力。壓力容器筒體為雙層結構,在內部筒體出現破口的極端情況下,外部二次包容殼體依然能夠承受內壓所產生的載荷,從而避免堆芯失水事故的發生。

表1 NHR200-Ⅱ主要技術參數

NHR200-Ⅱ輸熱系統由三重回路組成,主系統原理如圖2所示。

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

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

圖2 NHR200-Ⅱ主系統原理圖Fig.2 Sketch of NHR200-Ⅱ main systems

中間回路為強迫循環回路,設置了兩套獨立的、功率各為50%的環路。中間回路介質通過循環泵加壓后進入主換熱器,在主換熱器內將反應堆冷卻劑系統熱量帶出,然后通過蒸汽發生器產生蒸汽,從而向二回路系統輸熱。

二回路系統可根據不同的用戶要求進行設計,以滿足居民供暖、工業蒸汽、海水淡化、熱電聯供等多樣化需求。

NHR200-Ⅱ設有為數不多的安全相關系統和輔助工藝系統,如余熱排出系統、注硼系統、控制棒水力驅動系統、反應堆冷卻劑凈化和容積控制系統、安全泄放系統、設備冷卻水系統等。

3 主要技術特點

3.1 堆芯始終得到可靠冷卻

NHR200-Ⅱ的以下設計特點,有利于在各種事故下保持堆芯被水淹沒：

1)反應堆冷卻劑系統裝水量大、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計,當內層筒體極端情況下出現破口時,外層筒體仍可承受全部內壓,阻止反應堆冷卻劑外泄。

事故分析結果表明,在預計運行事件、設計基準事故和超設計基準事故下,堆芯可始終被水淹沒并得到可靠冷卻,7 d內不需要采取人為干預措施。

3.2 多重停堆手段,確保可靠停堆

NHR200-Ⅱ采用了清華大學自主研發的水力驅動控制棒,控制棒完全布置在壓力容器內,排除了彈棒事故發生的可能性；同時,控制棒驅動系統在設計上具有失效安全的特點,當系統發生故障時,可依靠重力自動落棒,使反應堆達到停堆狀態。

此外,設置了非能動的注硼系統作為第二停堆系統,可獨立執行停堆功能。

3.3 采用非能動安全系統

NHR200-Ⅱ余熱排出系統設置了兩套完全獨立、互為冗余的回路,如圖3所示。系統采用非能動設計理念,堆芯余熱可以經過三重自然循環排出到大氣中。

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

同時,作為第二停堆系統的注硼系統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,確保可靠停堆。

3.4 縱深設防,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還在反應堆冷卻劑回路和二回路之間設置有中間隔離回路,中間回路系統的運行壓力高于反應堆冷卻劑系統,確保在主換熱器發生泄漏時,中間回路的水向反應堆冷卻劑系統泄漏,從而保證放射性介質不會進入中間回路系統,更不會進入蒸汽系統或用戶熱網。

3.5 技術上不需要采取場外應急措施

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

3.6 系統簡化,有利于提高其經濟競爭力

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

4 小 結

經過30余年的持續投入,清華大學核研院所研發的低溫供熱堆已形成系列化設計,特別是能夠提供更高參數蒸汽的NHR200-Ⅱ已完成關鍵試驗驗證和初步設計,技術成熟、固有安全性高,可為市場提供清潔、穩定、可靠的能源,滿足居民供暖、工業蒸汽、海水淡化、熱電聯供等多種需求。隨著核能供暖示范項目的推進,該技術的安全性、先進性和經濟競爭力將進一步顯現,有望在我國北方地區冬季清潔供暖和工業蒸汽市場上占據重要份額。