NHR200-Ⅱ低温供热堆研究进展

(清华大学 核能与新能源技术研究院,北京 100084)

近年来,随着市场对核能多元化应用需求和安全要求的进一步增加,能够快速灵活部署的小型模块化堆(Small Modular Reactors,SMR)日益受到世界各国重视,据国际原子能机构不完全统计,目前全球处于不同研发阶段的各类小型模块化堆已超过50种[1]。特别是在中国,在落实二氧化碳减排目标和实现北方地区冬季清洁供暖、减少空气污染需求的驱动下,小型模块化堆作为安全稳定的低碳清洁能源,日益受到市场和产业界的重视。NHR200-Ⅱ低温供热堆技术起源于20世纪80年代清华大学自主设计建造的5 MW低温供热试验堆,采用一体化布置、全功率自然循环、非能动余热排出等设计方案,具有技术成熟、固有安全性高等诸多特点。2018年2月,国家能源局同意采用NHR200-Ⅱ的国内首个核能供暖示范项目开展前期工作,目前该项目正在有序推进,有望成为我国北方地区率先部署实施的核供热堆项目。

1 研发历程

清华大学核研院对低温供热堆的研究主要可分为堆型研究、5 MW试验堆建设、商用堆攻关、低温供热堆系列堆型开发等4个阶段,目前已具备商用示范条件。

1.1 供热堆堆型研究[2-3]

早在1981年,清华大学核能技术研究所(清华大学核研院的前身)提出了发展低温供热堆的创议,并于1983年冬至1984年春,在屏蔽试验堆(池式堆)上成功地进行了我国首次核供热试验,取得了宝贵经验。

在利用原有池式堆进行核供热试验取得成功的基础上,国家科委组织专家进行了近一年的调研和论证,根据我国北方广大城市适宜修建参数较高的大中型热网的需要,确定以壳式供热堆作为我国供热堆技术的主力堆型。1986年,壳式低温核供热堆被列入国家“七五”重点攻关项目,决定在清华大学建造一座5 MW低温核供热试验反应堆。

1.2 5 MW试验堆建设

在国家“七五”攻关项目的支持下,低温供热堆的一系列关键技术取得突破,确定了一体化布置、全功率自然循环冷却、水力驱动控制棒等关键技术方案。

5 MW低温供热试验堆于1986年3月开始动工兴建,1989年11月首次临界,1989年12月16日达到满功率并连续满功率运行100 h一次成功。1990年6月,国家计委、科委、教委、财政部主持召开验收会,认为“5 MW供热堆是从我国国情出发,跟踪国际上核能技术发展前沿,由我国自主研究发展的一种具有固有安全性的新型堆,该堆设计上采用了一系列先进技术,具有新颖性和创造性,5 MW堆研制成功是一项具有世界先进水平的重大科技成果,它不仅填补了我国在核供热领域空白,为我国核能利用开拓新途径打下了良好的基础,也使我国在这一领域步入了世界先进行列。”[3]1992年,5 MW低温供热试验堆获得国家科技进步一等奖。

在5 MW堆连续3个冬季供暖运行中,其供热可运行率高达99%,负荷跟随性能优异,功率调节方便,节能效果明显,堆的运行可利用率达到国际先进水平[4]。

1.3 商用堆攻关

在5 MW试验堆建成和连续安全运行的基础上,清华大学核研院于“九五”期间完成了200 MW壳式供热堆I型(NHR200-I型)的研发和工程验证试验。国家计委于1993年6月同意在大庆建设200 MW核供热示范工程项目；在对初步安全分析报告进行全面审评的基础上,国家核安全局于1996年12月颁发了“大庆油田200 MW低温核供热示范站”建造许可证。

自1996年以来,清华大学核研院持续开展了NHR200-I的技术推广与应用,沈阳2×200 MW核供热工程、山东核能海水淡化工程分别于2001年4月和2003年3月获得国家批准立项。

1.4 低温供热堆系列技术开发

在总结前期设计和市场推广经验的基础上,为进一步提高低温供热堆的适用范围和经济性,清华大学核研院进行了系列堆型的开发。

1998年,采用清华大学核研院NHR-10技术的摩洛哥王国坦坦地区10 MW核能海水淡化示范厂项目技术可行性研究通过了IAEA、摩洛哥和中国专家的评审[5]。

2006年,清华大学核研院根据市场反馈信息和蒸汽透平混合法海水淡化工艺的要求,开发出 NHR200-Ⅱ低温供热堆,具备提供1.6 MPa、201 ℃饱和蒸汽的能力。并在国防科工局“核能开发科研项目”的支持下,针对NHR200-Ⅱ技术参数提高所引起的设计变化,开展了试验验证。截至2016年底,所有试验均已完成,NHR200-Ⅱ达到初步设计深度。

2 总体技术方案

NHR200-Ⅱ低温供热堆主要技术参数如表1所示,其总体方案与5 MW试验堆相似,反应堆本体(如图1所示)采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压方案。在反应堆压力容器内布置有反应堆堆芯、主换热器、堆内构件、内置式控制棒驱动机构。燃料组件位于压力容器下部,主换热器布置在压力容器上部筒体与堆内构件吊篮围筒之间的环形空间内。压力容器上部液面以上有一定气空间,由水蒸气分压及氮气分压构成反应堆冷却剂系统的运行压力。压力容器筒体为双层结构,在内部筒体出现破口的极端情况下,外部二次包容壳体依然能够承受内压所产生的载荷,从而避免堆芯失水事故的发生。

表1 NHR200-Ⅱ主要技术参数

NHR200-Ⅱ输热系统由三重回路组成,主系统原理如图2所示。

反应堆冷却剂自下而上流经堆芯,被堆芯燃料组件加热向上流入上腔室后,侧向流入布置在外侧环形空间中的主换热器。在主换热器中,反应堆冷却剂将热量传递给主换热器二次侧的中间回路水,冷却后的反应堆冷却剂向下流过压力容器与堆芯围筒之间的环形空间,到达堆芯下部的入口联箱,完成反应堆冷却剂的自然循环。

图1 NHR200-Ⅱ堆本体示意图Fig.1 NHR200-Ⅱ reactor

图2 NHR200-Ⅱ主系统原理图Fig.2 Sketch of NHR200-Ⅱ main systems

中间回路为强迫循环回路,设置了两套独立的、功率各为50%的环路。中间回路介质通过循环泵加压后进入主换热器,在主换热器内将反应堆冷却剂系统热量带出,然后通过蒸汽发生器产生蒸汽,从而向二回路系统输热。

二回路系统可根据不同的用户要求进行设计,以满足居民供暖、工业蒸汽、海水淡化、热电联供等多样化需求。

NHR200-Ⅱ设有为数不多的安全相关系统和辅助工艺系统,如余热排出系统、注硼系统、控制棒水力驱动系统、反应堆冷却剂净化和容积控制系统、安全泄放系统、设备冷却水系统等。

3 主要技术特点

3.1 堆芯始终得到可靠冷却

NHR200-Ⅱ的以下设计特点,有利于在各种事故下保持堆芯被水淹没：

1)反应堆冷却剂系统装水量大、功率密度低；

2)压力容器上没有大的引出管,且小口径工艺管嘴均位于压力容器筒体上部或顶盖上；

3)压力容器的筒体采用双层设计,当内层筒体极端情况下出现破口时,外层筒体仍可承受全部内压,阻止反应堆冷却剂外泄。

事故分析结果表明,在预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故下,堆芯可始终被水淹没并得到可靠冷却,7 d内不需要采取人为干预措施。

3.2 多重停堆手段,确保可靠停堆

NHR200-Ⅱ采用了清华大学自主研发的水力驱动控制棒,控制棒完全布置在压力容器内,排除了弹棒事故发生的可能性；同时,控制棒驱动系统在设计上具有失效安全的特点,当系统发生故障时,可依靠重力自动落棒,使反应堆达到停堆状态。

此外,设置了非能动的注硼系统作为第二停堆系统,可独立执行停堆功能。

3.3 采用非能动安全系统

NHR200-Ⅱ余热排出系统设置了两套完全独立、互为冗余的回路,如图3所示。系统采用非能动设计理念,堆芯余热可以经过三重自然循环排出到大气中。

图3 非能动余热排出系统原理图Fig.3 Sketch of passive residual heat removal system

同时,作为第二停堆系统的注硼系统也采用了非能动安全的理念,硼溶液可在重力作用下自动注入堆芯,确保可靠停堆。

3.4 纵深设防,多层屏障,防止放射性外漏

除了具有大型商用压水堆的纵深防御和多层屏障措施外,NHR200-Ⅱ还在反应堆冷却剂回路和二回路之间设置有中间隔离回路,中间回路系统的运行压力高于反应堆冷却剂系统,确保在主换热器发生泄漏时,中间回路的水向反应堆冷却剂系统泄漏,从而保证放射性介质不会进入中间回路系统,更不会进入蒸汽系统或用户热网。

3.5 技术上不需要采取场外应急措施

NHR200-Ⅱ的设计确保了在设计基准事故和超设计基准事故工况下,堆芯始终被水淹没,实际消除了大规模放射性物质释放的可能性,从而实现了《小型压水堆核动力厂安全评审原则(试行)》中所要求的“在技术上对外部干预措施的需求是可免除的”[6]。

3.6 系统简化,有利于提高其经济竞争力

NHR200-Ⅱ良好的固有安全性使其系统设计上比大型商用压水堆有较大的简化,无需设置高压安注、低压安注、安全壳喷淋等系统；同时,由于安全相关系统大大简化且采用非能动运行方式,降低了对设备冷却水系统、主控室可居留性、应急柴油发电机组等相关系统和设备的安全要求,从而降低其设计和制造的要求。这些系统和设备在设计、制造上的简化,有利于降低低温供热堆的造价、提高其经济竞争力。

4 小 结

经过30余年的持续投入,清华大学核研院所研发的低温供热堆已形成系列化设计,特别是能够提供更高参数蒸汽的NHR200-Ⅱ已完成关键试验验证和初步设计,技术成熟、固有安全性高,可为市场提供清洁、稳定、可靠的能源,满足居民供暖、工业蒸汽、海水淡化、热电联供等多种需求。随着核能供暖示范项目的推进,该技术的安全性、先进性和经济竞争力将进一步显现,有望在我国北方地区冬季清洁供暖和工业蒸汽市场上占据重要份额。