核供熱堆安全性分析

張博雅，周 濤，丁錫嘉，張家磊

(1.華北電力大學 核科學與工程學院，北京 102206；2.華北電力大學 核熱工安全與標準化研究所，北京 102206；3.華北電力大學 非能動核能安全技術北京市重點實驗室，北京 102206；4.東南大學 能源與環境學院，南京 211189)

0 引 言

中國有多達17個省、市、自治區，近7億人口在冬季需要供暖[1]。根據國家統計局數據，隨著城市人口不斷增多，中國城市集中供熱面積大幅增加[2]，2000年供熱面積為11.10×108m2，2005年供熱面積為25.21×108m2，2007年供熱面積為30×108m2，2013年供熱面積為57.17×108m2，供熱面積年增長率逐年增加，增幅最高達12.42%。隨著中國城市化人口越來越多、農村地區越來越城鎮化，供熱面積還將持續大幅增長，有關部門預計到2020年中國供熱總面積將達到129×108m2。但是，目前中國城市冬季供暖大多采用熱電聯產、區域鍋爐的方式[3]，部分農村落后地區靠燃燒散煤過冬，每年用于供暖的煤炭消耗量高達5×108t。大量燃燒煤炭產生的二氧化碳、氮硫化物、粉塵顆粒量巨大，使得北方地區冬季深受霧霾困擾，嚴重危害人民出行安全和身體健康。能源結構、產業升級和生態環境形勢嚴峻。與常規燃燒煤炭供暖相比，利用核能供暖僅排放少量二氧化碳，不排放氮硫化物，可大大減輕酸雨、臭氧空洞、霧霾等環境問題，緩解煤炭運輸壓力，優化中國能源結構。目前，利用核能供暖引起了公眾的廣泛關注，單個核能供熱堆可以提供1 000×104m2的供熱面積，為50萬人提供供暖經濟效益，市場前景良好[4]。現從核能供熱的法規標準、技術安全性、排放物安全性、安全文化等方面介紹供熱堆，有助于打消公眾恐核情緒，對核能的推廣利用有重要意義。

1 國內外供熱堆發展歷程

1.1 國外供熱堆發展歷程

自民用核工業起步發展以來，除了利用核能發電，人們對于利用核能供暖也有很大的興趣。根據國際原子能機構發布的2017年版《世界核電反應堆》，截至2016年12月31日，在全球總計446臺在運核電機組中，有56臺機組采用熱電聯供方式在發電的同時進行區域供熱[5]。前蘇聯、瑞典、瑞士、德國、加拿大、法國等在1970年代就設計、建造了熱電聯產的反應堆以及專門供熱的反應堆[5]，為利用核能供熱提供了經驗。如 1950年代中期，瑞典 ASEA 原子公司建造了世界上第一座主要用于區域供熱的原型堆——阿格斯塔供熱堆。1970年代，蘇聯有8座多種堆型的熱電聯供反應堆[3]采用背壓式或凝氣式機組為居民住宅、公用設施、相關部門以及農業溫室提供熱量。加拿大1970年代末期實現了大規模核工藝供熱[6]，研制了單純供熱的小型池式輕水供熱堆——斯洛坡克-3。這種堆型安全性極高，能夠建造在城市人流密集的地區，如商場、辦公樓的地下室；除此之外，其操作較為簡單方面，非專業人員也可進行操作。國外早期供熱堆見表1。

表1 國外核能供熱反應堆

1.2 國內供熱堆發展歷程

在中國，核能供熱反應堆研發的歷史可追溯至1980年代[1]，見表2(處于設計階段的供熱堆未列入)。

表2 中國核能供熱反應堆

中國第一次核能低溫供熱實驗[7]始于1983年，在清華大學原有的池式堆上進行了首次實驗；第二年，國家相關部門批準清華大學核能所建造功率為5 MW的低溫供熱試驗堆；1986年起，“七五”科技攻關項目中加入低溫核供熱；1989年5月于清華大學建成了中國第一座試驗性殼式核供熱堆[8]——5 MW低溫核供熱堆，并成功完成了一系列調試，同年12月成功實現連續滿功率運行。到目前為止，該殼式供熱堆已經為清華大學核研究院5×104m2的建筑物連續供暖多年。目前，供熱堆主要有池式供熱堆和殼式供熱堆兩種主流類型。池式堆由游泳池試驗堆演變而來，殼式堆由常規壓水堆演變而來。2017年，中核集團成功演示了49-2堆連續安全供熱7天，并發布了“燕龍”型號泳池式低溫供熱堆[9]。同年，國家電投[7]完成了自主研發的微壓供熱堆HAPPY200的設計方案，并對供熱堆的選址進行了勘察。中廣核集團也設計了名為NHR200的低溫供熱堆，該技術屬殼式供熱堆。

2 低溫供熱堆的類型及原理

2.1 池式低溫供熱堆

池式低溫供熱堆以泳池實驗堆為原型，其原理[10]是：設計1個處于常壓的水池，把堆芯布置在水池底部，利用水深產生的壓力調節堆芯出口處冷卻劑的溫度，再經過2次換熱把堆芯產生的熱量傳遞到供熱回路，利用現有的熱網對用戶供暖。池式供熱站如圖1所示。

圖1 池式供熱站

從圖1看出，中核集團發布的“燕龍”泳池式反應堆供熱堆有以下特點[3]：固有安全性高，不存在大量放射性外漏隱患，能夠建造在城市附近，靠近用戶，減少熱損，經濟性好；對熱阱要求低，不必建造在河流附近，適合中國北方地區少河流的地理特征；總功率可低至200 MW，核燃料裝載量小，乏燃料易于處理運輸，廠址可無污染復用；能夠利用現有的熱網對用戶供熱，供熱距離達30～50 km；經濟性能與傳統燃煤供暖相當，優于燃氣供暖；不產生氮硫化物以及粉塵顆粒，能夠緩解大氣環境。

2.2 殼式低溫供熱堆

殼式低溫供熱堆由目前主流壓水堆演變而來，中國自主創新開發的一體化殼式核供熱堆的目標[11]是為國內區域集中供熱提供熱源。NHR200-Ⅱ型熱電堆工藝流程如圖2所示。

圖2 NHR200-Ⅱ型熱電堆工藝流程

NHR200-Ⅱ型熱電堆采用一體化設計，將堆芯、主換熱器等主要設備放置在壓力殼內，有效減少一回路破口事故；冷卻劑循環靠自然循環，不使用主泵、閥門等器件；控制棒內置，靠水力驅動，消除了彈棒風險。傳熱系統[11]設計為三重換熱，能夠防止放射性核素外泄；系統運行參數低，熱電堆熱功率僅為200 MW，電功率約50 MW，系統簡單，且安全裕量大，有良好的安全性。

3 低溫供熱堆的安全特性

3.1 法規標準

中國自1980年代起頒布了一系列與國際接軌的核安全法律、法規、安全導則、技術報告等，對核能的研究、開發、應用提出要求和規范，保障工作人員安全、公眾安全、環境安全。相關法律法規有原子能領域的《原子能法》(草案)、防范放射性污染的《環境保護法》、2018年新頒布的《核安全法》；相關管理條例3部，《民用核設施安全監督管理條例》、《核材料管制條例》、《核電廠核事故應急安全應急管理條例》；相關核安全規定有《核電廠選址安全規定》、《核電廠設計安全規定》、《核電廠運行安全規定》、《核電廠放射性廢物管理安全規定》等；另有部門規章29項，核安全導則93項，為依法保障核安全奠定了基礎。2000年，政府部門組織專家小組評估不同堆型的供熱堆，經對比篩選，明確指出池式堆[12]具有安全性高、經濟性好、技術成熟等特點。

3.2 技術安全性

3.2.1 池式堆技術安全性

池式堆的堆芯[8]放置在水池中被水覆蓋，在事故時能自動停堆，確保堆芯不裸露、不熔化；有4道安全屏障：燃料包殼，堆芯水池，深埋地下、廠房，能防范放射性核素外泄、確保核不擴散。采用非能動設計，系統簡單，固有安全性高；反應堆功率低，核燃料裝載量小，放射性源項遠低于核電站；核設備、乏燃料等易于處置、運輸，廠址能夠無污染復用。

3.2.2 殼式堆技術安全性

殼式堆NHR200-Ⅱ技術于1990年代通過了國家核安全局安全評審，中國采用成熟的NHR200-Ⅱ技術，在華北規劃建設了首個小型核能供暖示范項目。NHR200-Ⅱ堆型熱電功率低，減小了放射性源項，采用新型控制棒水力傳動裝置、非能動余熱排出系統、雙重承壓殼，可全功率自然循環，在無操作員干預的情況下至少可提供72 h堆芯冷卻。其換熱系統[11]采用三重設計，經過中間換熱系統分隔，可以避免蒸汽發生器給水產生的蒸汽被放射性污染，具有優異的安全性，可以靠近用戶負荷中心在城市附近建設。

3.3 排放物的安全性

對于核能供熱，公眾首先擔心的是反應堆內的放射性物質是否會擴散到居住環境中去，以及核供熱堆排放的物質是否攜帶有放射性。在設計中，嚴格限制供熱堆排放物的放射性，要求向外排出的氣體放射性[13]低于燃煤鍋爐，不能對周圍環境和居民造成影響。核供熱堆向熱網所供熱水經過2次熱交換，不會攜帶堆內放射性物質。和燃煤供暖相比，1座200 MW的供熱堆1年可節約燃煤1.3×105t，減少排放SO23 500 t、氮氧化物1 200 t、CO2320 000 t、煙塵1 600 t[13]。天然氣供暖能大幅減少SO2、煙塵的排放，氮氧化物和CO2的排放量只能減至燃煤排放量的一半。對比而言，核能供熱比燃煤、天然氣更清潔。

3.4 核安全文化

中國建立了一套與國際接軌、相對完善的核安全法規體系[14]，包括《中華人民和國放射性污染防治法》、7部行政法規、29項部門規章、93項導則以及百余項技術文件，特別是2018年頒布實施的《核安全法》，讓企業有法可依。除此之外，企業還高度重視核安全文化建設，將核安全上升到企業文化高度，積極引進國外先進安全文化理念，嚴格規范人員行為準則，定期開展安全文化培訓及考核，輔以形式多樣的安全研討會、核安全法律法規競賽、安全技能競賽等，在多樣的活動中持續鞏固增強人員對核安全文化的理解，提高人員核安全責任意識、規范人員行為[15]。培養員工把核安全放在首要地位，將“人人都是核電安全的一道屏障”當作自己的使命[16]。企業定期開展核安全文化評估[17]，不斷鞏固強項，改進薄弱環節，提高核安全活動水平和效果。核安全文化的建設有助于規避人因失誤，更好地保障系統安全穩定的運行。

4 低溫供熱堆事故工況分析

4.1 5 WM供熱堆瞬態運行工況試驗

王大中[17]等對5 MW供熱堆進行了正反應性引入、喪失熱阱的未能緊急停堆預期瞬變事故(ATWS)的試驗研究。在供熱堆穩定運行工況下，階躍引入2 mK的正反應性，堆功率隨之上升，大約100 s時，堆功率最大，是最大功率值的1.18倍。由于溫度系數的負反饋，100 s后堆功率下降，大概30 min后功率趨于穩定，該事故下所有參數在安全限值以內；在供熱堆2 MW穩定運行時，切除熱阱、保持控制棒位置不變，功率自然下降到0.2 MW，并維持穩定和散熱平衡，此過程中各參數在安全范圍內。試驗表明，在反應性引入、極端事故(ATWS)發生時，5 MW供熱堆仍能保證安全，具有良好的安全特性。

4.2 200 MW供熱堆事故工況模擬

張作義[18]等采用RETRAN-02程序對200 MW供熱堆各類主回路系統排除熱量減少事故進行了模擬計算。斷電ATWS不注硼事故下，堆芯變熱，由于冷卻劑溫度系數負反饋使功率下降，701 s后安全停堆，堆內熱量由余熱排除系統帶出，反應堆持續被冷卻，事故結束；斷電ATWS不注硼且安全閥回座失敗事故下，堆內溫度、壓力不斷上升，146 s后由于慢化劑溫度系數負反饋作用反應堆功率下降，670 s后反應堆停堆。溫度下降引入的正反應性由堆芯氣泡抵消，反應堆始終保持停堆；在喪失全部熱阱事故下，反應堆溫度、壓力上升，2.47 h后安全閥打開排汽，51.6 h后反應堆壓力容器內冷卻劑液位下降至堆芯出口。事故發生51.6 h內不采取任何措施仍能保證堆芯不裸露。此模擬計算表明，在各類余熱喪失事故下，200 MW供熱堆仍能保證安全。

4.3 熱網回路輻射安全實例計算

供熱堆設有三重回路，即主回路、中間回路、熱網回路，中間回路壓力較高，主回路放射性液體向中間回路泄漏可能性極小。劉原中[19]考慮主回路水泄露的極端情況下,對熱網回路最大放射性做了實例分析。以大慶200 MW供熱堆為例，其中間回路放射性濃度控制在18.5 Bq/L以下。即使主回路水泄漏，也可保證中間回路放射性水平處于控制值以下。劉原中取中間回路放射性最大值18.5 Bq/L，分析中間換熱器發生破口事故時熱網回路的放射性情況。以吉化200 MW供熱堆為例，其熱網總水量2 300 m3,流量6 000 m3/h。中間換熱器發生小破口事故時，取泄漏率5 L/h，計算得熱網放射性濃度為1.5×10-3Bq/L；中間換熱器發生大破口事故時，中間回路壓力迅速下降，反應堆自動停堆，閥門自動切斷中間回路、熱網回路，阻止中間回路的水繼續向熱網回路泄漏。作保守計算得進入熱網回路的水量為0.52 m3，熱網回路放射性濃度為4.2×10-3Bq/L。若考慮小破口、大破口同時發生，最大濃度為5.7×10-3Bq/L，比自然界水天然本底低一個量級；連續供暖3個月用戶的額外照射劑量低于10-7mSv，可忽略不計。實例計算表明，即使在極端情況下也能完全保證居民安全。

5 結 語

核能供熱具有低碳環保、安全性高、經濟性好等優點，對改善霧霾、降低溫室氣體排放、優化能源結構有重要意義。

1)供熱堆技術成熟，安全性高。在任何事故下，依賴反應堆固有負反饋特性可實現自動停堆，不會發生融堆事故。

2)供熱堆產生的各類氣體、液體、固體受到嚴格限制，放射性水平低，不會對環境及公眾健康造成影響。

3)國家已出臺一系列核安全法規，并明確指出池式供熱堆安全性高、技術成熟。

4)核安全文化的建設、貫徹，有助于系統穩定安全地運行。

5)目前已有供熱堆的事故模擬、試驗等均可安全停堆，且不會對用戶健康造成影響。