微压供热堆HAPPY200总体技术方案

白 宁，陈耀东，沈 峰，孙灿辉，孟召灿，邢 勉，李小生，李连荣

(国家电投集团科学技术研究院，北京 102209)

目前我国北方城市冬季的集中供暖仍以燃煤锅炉为主，煤炭燃烧排放出的二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物和细颗粒物等是导致大气严重污染的重要原因之一，由此引发的雾霾问题近年来也已达到了令人难以忍受的程度，成为公众和政府面临的首要难题[1]。核能作为一种清洁能源，在减少化石能源消耗以及污染物排放等方面的优势十分显著[2]。因此“以核代煤”实现核能供热是节约资源、降低环境成本的有效措施之一[3]。

核能供热的历史最早可追溯至20世纪60年代，从20世纪70年代开始，苏联、加拿大、德国、瑞士及法国等进行了核供热堆的研究与开发[4]，主要分为壳式(压力、温度较高)和池式(液柱压力、温度低)以及池壳结合式等[5]。我国于20世纪80年代开始了对供热堆的研究，清华大学20世纪80年代建成5 MW壳式供热堆以及中国原子能科学研究院近期完成的泳池式供热堆改造工程都是核能供热的工程样本。

国家电投集团于2015年开始微压供热堆HAPPY200的研发工作。该方案遵循集成成熟技术、完全非能动安全和高经济性的设计理念，可满足未来市场的竞争需求。本文对HAPPY200的总体技术方案进行研究。

1 总体技术方案

1.1 系统构成

HAPPY200采用了微压(一回路运行压力为0.6 MPa)闭式回路以及完全非能动安全的总体技术方案。供热系统通过3个换热回路将反应堆产生的热量输送到供热站以实现供热，3个回路包括反应堆主冷却剂系统(一回路)、增设的中间换热回路(二回路)以及与供热站相连的三回路，其中二回路压力高于一、三回路，一回路发生泄漏时可有效隔离放射性物质。图1示出HAPPY200系统原理。

1——堆本体；2——热管段；3——稳压器Ⅰ； 4——一级换热器；5——主泵；6——冷管段；7——中间回路；8——稳压器Ⅱ；9——二级换热器； 10——给水泵；11——热网；12——安注阀； 13——水池；14——非能动余热排出系统；15——换热器；16——空冷器；17——微压安全壳； 18——自动泄压系统；19——安全阀；20——水箱图1 HAPPY200系统原理Fig.1 System schematic of HAPPY200

1.2 主要技术参数

HAPPY200的总体技术参数是在考虑了匹配大型城市热网需求以及满足远距离输热等输热系统设计条件的基础上确定的。HAPPY200主要技术参数列于表1。

表1 HAPPY200主要技术参数Table 1 Main technical parameter of HAPPY200

2 主要系统及设备

2.1 堆芯及组件方案

HAPPY200的堆芯装载了37盒(每盒组件燃料棒为17×17布置方式)燃料组件，组件结构和格架形式采用压水堆截断型燃料组件，活性段高度为1.4 m，堆芯布置如图2所示。首循环所有组件的235U富集度均为4.0%，经过4次过渡循环可达到平衡循环，实现18个月换料(3个供热周期)，尽可能地提高核燃料的利用率，降低供热站的单位能量成本。

图2 HAPPY200的堆芯(a)及组件(b)布置Fig.2 Core (a) and fuel assembly (b) arrangement of HAPPY200

2.2 堆本体结构方案

供热堆堆本体由带底座的压力容器筒体结构和上部盖板组成，内部包含上部支承板、支承柱、堆芯上板、控制棒导向管、吊篮、围板、燃料组件、堆芯支承下板、流量分配组件、防断组件及支承键和定位销等部件，如图3所示。

图3 HAPPY200堆本体结构Fig.3 Reactor structure of HAPPY200

2.3 安全系统

HAPPY200的堆本体置于大容积水池的底部，安全系统基于大容积水池进行设计，具备非能动安全特性。安全系统包括非能动余热排出(PRHR)系统、基于大水池的非能动安全补水系统和非能动池水空冷系统[6]。

1) PRHR系统

HAPPY200采用两列PRHR系统的换热器布置在池水中上部，换热器的两端分别与一回路冷热管道相连，正常运行时与主回路隔离。事故或瞬态时，通过控制信号触发热管段的隔离阀开启，将堆芯产生的衰变热导出到池水(中间热阱)。池水的载热量很大，经过保守分析，在水池完全丧失冷却(设有空冷系统)的情况下并考虑乏燃料架满载，可保持池水72 h以上不沸腾。

2) 非能动安全补水系统

HAPPY200在池底设置多列堆芯应急冷却补水阀组位，并与主管道相连。在破口类事故时依靠池水静压头将池内冷却水注入堆芯，确保堆芯冷却和淹没。

3) 非能动池水空冷系统

HAPPY200设置多列无时限池水空冷换热器，热端换热器置于池水上部环形空间，与厂房外空冷换热器通过管道连接，构成自然循环回路。各类事故下，将堆芯热量通过中间热阱向最终热阱传递。HAPPY200设计方案很容易保证大容积水池内的水位，因此事故下长时间(无时限)不干预。正常运行时，该系统也可作为非能动池水冷却系统。

2.4 安全壳系统

HAPPY200的安全壳按功能可分为水池大厅区和设备隔间区。

设备隔间区(图4)位于地下，内部布置有一回路主泵、换热器等主要设备。设备隔间区是若干位于地面下的密闭空间(容积约为50～100 m3)，设备隔间区的设计使其具备较强的承压能力(承压标准为0.6～0.8 MPa)，当隔间内破口事故发生时，一回路水会很快充满隔间内的较小的密闭空间，由于一回路瞬时失水量很小，因此不会造成堆芯裸露的情况发生，隔间区具有很好的抑制事故后果的作用。

图4 HAPPY200安全壳原理Fig.4 Containment schematic of HAPPY200

安全壳的大厅区(图4)是位于反应堆水池上方的大空间，由于低压的设计与水池的抑压作用，系统具有较高的固有安全性。通过对事故下安全壳的响应分析，安全壳大厅区压力增大非常有限(事故下最大压升小于0.03 MPa)，不会造成压力边界破坏。大厅区设计方案为：水池大厅区容积为1 200 m3，承压为0.2 MPa[7]。

3 HAPPY200设计方案分析论证

3.1 热工水力设计

HAPPY200的堆芯运行在低压条件下，其堆芯结构及运行方式与压水堆相似，但需注意的是，由于运行参数(压力、温度)与传统压水堆差异较大，需要对分析计算程序的适应性进行分析和研究，HAPPY200的设计团队对此开展了大量工作[8-9]，尤其是针对与反应堆安全最为密切的临界热流密度(CHF)关系式建立了新的分析方法[10-13]。

HAPPY200的堆芯热工参数列于表2，采用保守的方法得到稳态设计的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)为4.03，利用燃料程序计算的燃料棒中心峰值温度为891 ℃，反应堆具有足够的热工裕量。

表2 HAPPY200堆芯热工参数Table 2 Thermal parameter of HAPPY200 core

3.2 安全系统论证分析

相比于现有的成熟大型压水堆，HAPPY200的运行压力、温度及功率密度均较低。燃料芯块及包壳运行温度较低，热工安全裕量大幅提高，因此该反应堆固有安全水平较高，设计时可实现非能动安全。

本工作针对HAPPY200的设计方案进行事故梳理，得到了完整的事故分类与事故清单，并针对事故(包括设计基准事故及设计扩展事故)采用最佳估算程序RELAP5和保守的假设进行了分析[14-15]，结果很好地验证了HAPPY200安全系统的安全性。部分典型事故(破口类事故和全场断电(SBO)事故)的分析结果如下。

1) 池内热管段大破口事故分析

选取事故后果相对严重的池内热管段大破口事故进行分析，分析的主要结果示于图5～8。

池内热管段大破口事故是指反应堆水池内的热管段发生较大尺寸的破损，该事故是HAPPY200破口类事故序列中较为严重的一种。根据事故下燃料棒在不同位置的燃料包壳温度(图5)所示，反应堆发生破口事故时(100 s时)，燃料包壳温度随堆芯极其短暂的失水(图7)造成很小的温度波动，但随微压系统的瞬间泄压(图6)以及大水池的非能动安注功能，堆芯水位瞬时恢复(图8)，随安全棒下落，衰变热被预热排出系统带出，燃料包壳温度开始显著下降，整个过程燃料包壳温度无明显提高(最高不超过453 K)，远低于压水堆的安全温度限值。

图5 大破口事故下燃料棒在不同位置的燃料包壳温度Fig.5 Fuel cladding temperature of fuel rod at different locations under LBLOCA

图6 大破口事故下堆芯的压力Fig.6 Core pressure under LBLOCA

图7 大破口事故下破口的流量Fig.7 Break flow rate under LBLOCA

综上，HAPPY200相比传统压水堆，破口类事故后果轻微(堆芯温度、压力未见明显升高)。HAPPY200在各类破口事故下可快速实现堆芯降温、降压，依靠静压的池水安注系统能保证堆芯处于淹没状态，并实现长期冷却，确保反应堆安全[16]。

图8 大破口事故下堆芯的塌陷水位Fig.8 Core water level under LBLOCA

2) SBO事故分析

选取超设计基准事故中的SBO事故作为HAPPY200安全性评估的重要事故进行分析，分析的主要结果示于图9～11。

图9 SBO事故下燃料棒在不同位置的燃料包壳温度Fig.9 Fuel cladding temperature of fuel rod at different positions under SBO accident

SBO事故发生后，随堆芯温度上升，较大的温度负反应性对堆芯功率起到很强的抑制作用，堆芯功率迅速下降，余热排出系统投入后，能建立自然循环导出堆芯余热，不会造成堆内严重过热或一回路系统压力边界的破坏。由图9可见，事故发生时，燃料包壳温度瞬时有较高升高，随温度负反应性的作用，燃料包壳温度迅速下降，之后随热量积累温度、压力(图10)有小幅上升，新的临界建立后，堆芯进入长期冷却状态。整个过程中，燃料包壳温度最高为475 K，堆芯出口温度不超过380 K(图11)，处于高过冷状态，远低于压水堆的安全限值。

图10 SBO事故下堆芯的压力Fig.10 Core pressure under SBO accident

图11 SBO事故下堆芯的出口温度Fig.11 Core outlet temperature under SBO accident

综上，HAPPY200的安全系统能应对SBO等超设计基准事故，分析结果显示事故后果较压水堆轻微，不会造成任何放射性后果[17]。

4 结论

HAPPY200采用基于大容积水池的完全非能动安全技术，具有非能动安注、非能动余热排出、事故后可实现长期不干预等固有安全特性；同时取消了大量专设安全系统，采用成熟的设备与技术、低承压设计等进一步提高了整个系统的经济性。

通过对典型事故进行初步分析，结果表明基于大容积水池的非能动安全系统方案安全特性突出，相比传统压水堆，HAPPY200事故类型简单，事故后果轻微，更易实现非能动安全技术以及排除严重事故风险，是具有固有安全和经济性的核能供热解决方案。