首座一体化壳式低温核供热堆的诞生

游战洪

1989年11月，清华大学核能技术研究所研制成功世界上第一座投入运行的一体化自然循环壳式低温核供热堆——5兆瓦低温核供热堆，开辟了中国核能供热的新领域。

低温核供热堆是一种专门供热的反应堆。由于反应堆离供热区不能太远，需靠近供热用户，建在人口稠密区域附近，因此它的安全可靠性要求之高甚于核电站。国外从1970年代就开始探索用核能供热，苏联、联邦德国、瑞士设计自然循环微沸腾式水堆，瑞典和芬兰联合设计SECURE池式压水堆，加拿大研制SLOWPOKE自然循环池式压水堆，法国设计一体化低压压水堆——热水瓶式供热堆。但是，直到1980年代中期，国际上该领域的进展几乎仍处在研究和设计阶段，例如苏联计划建造4座功率为500兆瓦的自然循环微沸腾式水堆供热堆，但终未建成。

研制过程

早在1981年12月，在中国第一次小型供电、供热反应堆会议上，清华大学核能技术研究所（简称核能所）专家就提出了在中国发展低温核供热堆的倡议。1982年10月，核能所对原有游泳池式屏蔽试验反应堆（即90l堆）进行技术改造，准备进行低温核供热试验。随后通过改进堆芯物理及热工设计、设置中间隔离回路等措施，把反应堆的出口温度提高到45qC。

1983年11月14日，改造后的901堆低温供热系统投入运行，开始对核能所三座实验大楼共16200米²的建筑面积供暖，实验证明供热效果良好。在累计供热的50多天内，室内温度达到16-18℃，比燃烧同热当量的煤供暖室温高4-5℃。现场监测表明，核供热对环境并无污染。

1984年2月21日，这项实验成果通过了技术鉴定。鉴定会由国家教委主持，国家计委、国家科委、核工业部、电力部、石油部等有关部委及哈尔滨市、沈阳市、北京市等地方共30多个单位的50多名代表参加了会议。技术鉴定委员会由核、电、能源规划、环境保护等方面的12位专家组成。会议一致认为：“清华大学核能技术研究所利用反应堆的余热供暖，在技术上是可行的，运行是安全的，供暖效果良好。这次实验的成功，在国内首次实现了实验规模的核供热，开辟了一条核能应用的新途径，对进一步发展地区性的丁程规模的低温核供热起了一定的促进作用。”

为发展核供热堆，核能所系统地调研和考察了国际上核供热堆研究的发展情况，花了一年的时间进行比较与论证，最后确定一体化壳式核供热堆方案。这种堆省去了昂贵的主循环泵及主回路管道，可实现全功率自然循环，既节省了投资，又减少了一回路发生破损的可能性，同时不需要外动力，依靠自然循环就可以在停堆后将余热排到大气中，具有良好的非能动安全性。

核能所在主持完成低温核供热试验，证明低温核供热的现实可行性和安全可靠性之后，向国家科委争取立项和经费支持，低温核供热堆的研究正式列入国家“六五”科技攻关计划第17项“核能开发研究”的重要课题，首次得到了几百万元的经费支持。为掌握一体化自然循环壳式堆核供热技术，核能所提出建设一座5兆瓦低温核供热堆，并完成该堆方案设计。科研人员用了近两年的时间，完成了堆本体及26个子系统的设计，绘制设计图纸约5万张，并撰写约300万字的设计说明书和其他文字资料。

1985年，作为国家“七五”重点攻关项目，5兆瓦低温核供热堆被批准由核能所建造，整个工程项目包括科研开发，总共投入1900万元的经费。1985-1988年，核能所先后开展了50项科学研究，其中设计创新10项，新产品、新技术开发19项，试验研究12项，软件开发7项，并攻克了13项重大关键技术难关，最终实现了“世界第一”的一体化全功率自然循环、采用新型水力驱动控制棒两个技术创新目标。

1986年3月，5兆瓦低温核供热实验反应堆正式动工兴建，土建工程于1987年9月完工。1987年5月，由哈尔滨锅炉厂加工制造的压力壳和安全壳运抵现场进行安装。1988年至1989年春，进入堆内构件和各项辅助系统的全面加工安装阶段。1989年5月至8月，核能所有关工程技术人员对5兆瓦低温核供热堆26个系统进行了初装料前的分系统调试和综合调试，完成66项试验。8月10-19日，国家核安全局委派调试监督检查组，对选定的10个系统的20项试验进行了现场验证、监督及验收。9月28日，国家核安全局局长周平代表核安全局向核能所颁发5兆瓦低温核供热堆首次装料批准书。10月9日，在国家核安全局专家监查组的监督下，5兆瓦低温核供热堆顺利装放核燃料。由核工业总公司生产的1292根铀燃料棒共12大盒、4小盒元件，成功地装入堆芯。11月3日，5兆瓦低温核供热堆首次临界运行成功。12月16日，达到5兆瓦满功率。

5兆瓦低温核供热堆刚刚临界，联邦德国总理科尔的核能总顾问弗莱厄（H.Frewer，又译弗雷韦尔）博士就发来贺电：“这不仅在世界核供热反应堆的发展方面是一个重要的里程碑，同时对解决在中国以及其他很多国家存在的污染问题方面也是一个重要的里程碑。”联邦德国西门子公司电站联盟（KWU）反应堆概念及发展部高级经理格茨曼（G.A.Goetzmann）于1989年11月10日发来贺电：“你们的试验供热堆是世界上第一座这种类型的模式堆……这种大型核供热站将为解决中国的燃料运输，并以较低廉的价格提供不污染环境的清洁能源等问题做出重大贡献。”

1989年12月19日，在国家核安全局专家组的监督下，5兆瓦低温核供热堆完成了72小时满功率连续运行试验，然后开始向核能所工作区的全部建筑物供暖。截至1990年3月22日，连续安全供暖101天，完成了预期的供热试验任务。试验证明，5兆瓦低温核供热堆性能优异、运行可靠、操作方便，并达到设计指标，是一种理想、安全、清洁的集中供热热源。

1990年9月17日，5兆瓦低温核供热试验反应堆通过了由国家计委、国家科委、国家教委和财政部主持的技术鉴定和项目验收。鉴定委员会一致通过的鉴定意见认为：“5兆瓦供热堆是世界上第一座投入运行的壳式供热试验堆。它的研制成功是一项具有国际水平的重大科技成果。”验收委员会一致通过的验收结论指出：“5兆瓦低温核供热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内的空白，为我国核能利用开拓新途径打下了良好基础，也使我国在这一领域步入了世界先进行列。”

安全技术特点

1979年3月28日，美国三英里岛核电站发生堆芯熔化的严重事故，在国际核能界引起很大震动。1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核电站发生堆芯熔化的重大事故，造成了大量放射性物质逸出到环境中的严重后果，这是世界核电发展史上最严重的一次核事故。这两起核事故进一步表明，核安全是核能发展的生命线，核能技术的先进性首先要体现在核安全性能上。

在美国三英里岛和苏联切尔诺贝利核电站发生堆芯熔化的严重事故后才建成的清华大学5兆瓦低温核供热堆，实现了一系列安全技术创新。5兆瓦低温核供热堆工作压力1.5兆帕，堆芯出口温度186℃，三回路供水温度可达90℃，采用一体化布置、全功率自然循环冷却、水力驱动控制棒、双层承压壳、中间隔离回路、非能动余热载出等先进安全技术，具有优良的非能动安全特性。

一体化布置

核压水堆一般设有水泵和蒸发器，这些设备采用分置式设计，通过管道连接起来。从安全角度考虑，分置式设备存在的潜在危险是管道破损，管道破损会导致堆芯失水，甚至造成堆芯熔毁。5兆瓦低温核供热堆的主回路设备反应堆和热交换器均布置在压力壳内，减少了连接管路及阀门，从而大大降低一回路管线破损概率，提高了反应堆冷却的可靠性。这种一体化布置的设计比分置式设计更安全，可以避免由管道破损引起的安全隐患。

全功率自然循环冷却

所谓“自然循环”，就是利用水因温度不同造成密度差，使水自然流动循环冷却堆芯。由于不需任何外加动力就可实现全功率自然循环，因此5兆瓦低温核供热堆取消了较易损坏的转动部件——泵，令运行可靠性增加。停堆后，余热是通过自然循环向外载出，即使外电源及事故备用电源均发生故障，反应堆的冷却也有保证。

为研究较低压力下微沸腾时自然循环的稳定性。核能所专门建造了一个试验回路，用电加热器模拟反应堆释热元件，用平行流通模拟堆芯热功率不等的燃料组件流道，采用计算机做在线处理，根据参数波动的幅度来判断其稳定性。试验回路台架于1985年建成，1986年完成了第一组试验。通过运用自然循环稳定性的试验研究成果，5兆瓦低温核供热堆的三回路输热系统实现了全功率的自然循环：主换热器布置在压力壳内，一回路系统没有主循环泵，冷却剂依靠堆壳内冷区和热区的密度差完成自然循环。

水力驱动控制棒

控制棒是启动、关闭反应堆，调节反应堆功率，保证反应堆安全的关键设备，要求能在数百度高温、上百个大气压的环境中准确拖动中子吸收元件，并且在事故工况下，能安全可靠、迅速地落入堆芯。其行程达2～3米，运动精度为0.5毫米。传统的控制棒由堆顶通过电磁机械传动，传动链长达4～5米，结构复杂且成本昂贵。水力控制棒的传动以反应堆冷却剂水为介质，通过泵加压后，注入安装在堆内的水力步进缸，通过流量变化控制缸体运动，拖动中子吸收元件。它具有结构简单、安全性好、成本低廉等优点，避免了两根棒同时提升和连续提棒的可能性，排除了弹棒事故，因而提高了反应堆的安全性。

1984年春天，西门子公司电站联盟专家来核能所讲学，介绍了水力传动控制棒的原理。核能所的科研骨干从中受到启发，决定在5兆瓦低温核供热堆上采用这种控制棒。但从联邦德国引进该控制棒，需要花费大量外汇购买专利，因此他们决定自己研发。他们提出对孔式水力步进传动的概念，以代替联邦德国的槽式水力传动方案。此外针对5兆瓦低温核供热堆控制棒数量少、每根控制棒当量大的特点以及防止弹棒，又提出有限注入的概念，并设计了脉冲缸。

为测试控制棒水力传动装置，核能所建造了一系列试验回路，包括室温试验回路、高温试验回路、多组试验回路，以及堆芯模拟装置、控制棒位置指示器试验装置等。其中，室温试验回路的目的在于选择合理的结构方案并研究其流动阻力特性。为使控制棒经得住长期考验，选定参数后进行了20万次以上的试验，试验结果表明，在整个控制棒行程上，传动装置均能稳定地工作。

1986年2月，核能所已建成高温试验台，当时联邦德国的温度试验只达到90℃。从1988年起，由于没有反应堆的支持，联邦德国的水力棒研究工作陷入停顿状态。而核能所在5兆瓦低温核供热堆项目的支持下继续进行试验，高温试验达到了190℃，最终实现了从实验室试验到反应堆实用。1989年11月，5兆瓦低温核供热堆成功使用水力传动控制棒投入运行。

双层承压壳

在美国三英里岛事件中，核电站的二号机组反应堆发生严重的失水事故，致使堆芯冷却条件迅速恶化，堆芯燃料元件损伤超过70%，其中35%～45%的元件熔化，有50%的气态裂变产物释放到安全壳中，其中挥发性裂变产物碘和铯绝大部分溶解于安全壳的水中，而气体裂变产物氪和氙存留在安全壳的空气中，因此事故产生的直接危害不大。

切尔诺贝利核电站使用的反应堆为石墨水冷反应堆（石墨沸水堆），该堆以石墨做慢化剂，水做冷却剂，冷却水流过燃料管被加热至沸腾，产生的蒸汽直接供给汽轮机，发电效率较高，比较经济，但冷却剂转换为蒸汽时，会出现正反应性，很可能引起温度与功率同时上升，自稳定性较差。这种石墨水冷反应堆没有应付放射性的第三道屏障——安全壳，严重违背了纵深防御原则和有关安全设计准则。由于一连串的错误操作，结果反应堆瞬发超临界，导致功率剧增，冷却水流量下降，燃料过热，压力剧增，造成堆芯熔化。堆内随即生成大量蒸汽，熔融的燃料碎粒与水发生剧烈化学反应，引起蒸汽和氢气爆炸，石墨燃烧，在很短时间内就发生化学爆炸，炸毁了反应堆和部分建筑物，放射性物质被抛向上空，散入环境。切尔诺贝利核电站事故发生后不久，苏联核能专家和苏联政府就做出结论，认为这种反应堆的结构和设计上的缺陷是事故产生的主要原因，工作人员操作失误只是事故发生的诱因。1992年，国际核安全咨询组在分析大量事故资料后肯定了这个结论。

5兆瓦低温核供热堆采用压力壳与安全壳双层承压壳的双保险安全技术措施，压力壳和安全壳都能承受住反应堆工作压力。5兆瓦低温核供热堆的安全壳为紧贴承压式，压力壳和安全壳之间的空隙较小。当发生压力壳破损事故时，冷却剂被排放到安全壳内，在安全壳与压力壳的压力达到平衡后，就能最终抑制住冷却剂的进一步流失，并可保证堆芯始终被水淹没，有效防止堆芯失水、裸露熔毁事故。

中间隔离回路

5兆瓦低温核供热堆在反应堆主回路和热网回路间设置了中间隔离回路，将反应堆主回路的水与热网隔开，中间回路的压力高于反应堆主回路压力，可有效防止反应堆中带有放射性的水漏入热网。

非能动余热载出

由于反应堆中的核燃料产生的裂变产物具有强放射性，因此停堆后仍有剩余衰变热会不断排出。2011年3月，由于发生超强地震和海啸，日本福岛第一核电站全厂断电，应急柴油机停止运行，正在运行的1、2、3号机组堆芯隔离冷却系统长时间失效，堆芯余热无法导出，结果堆芯燃料包壳中的锆在高温下与水发生化学反应，释放出大量氢气，氢气通过安全壳排气释放到反应堆厂房，累积在厂房顶部，浓度升高，最后引发氢气爆炸而产生核泄漏。

5兆瓦低温核供热堆采用非能动的余热载出系统，不依赖外加动力的部件来载出反应堆停堆后的余热，是一种安全可靠的设计。两个独立的余热冷却系统能够可靠地载出反应堆余热，余热沿上升管流（烟囱）传向厂房顶上的空冷器，在空气中冷却。在余热载出系统中，没有需要外加动力的部件，即使外电源失效，也可以长期维持堆芯的适当冷却。

1988-1989年，国家核安全局组织100多位不同领域的专家对5兆瓦低温核供热堆进行全面安全评审。核能所的科技人员先后撰写了330万字的资料，回答了专家们提出的1200多个问题。经过一年半的安全审评，专家得出结论：5兆瓦低温核供热堆具有较好的固有安全性，能满足核安全的基本要求，不致对工作人员、公众和环境造成辐射损害和污染。

1989年9月5日和6日，5兆瓦低温核供热堆进行应急演习。国家核安全局委派18名专家组成应急演习监查审评组，对5兆瓦低温核供热堆的应急演习进行观察与监督审查。这是中国首次进行核设施应急演习，同时也是颁发5兆瓦低温核供热堆装料批准书前必须通过的重要程序。6日上午，演习圆满结束，获得好评。监查审评组认为这次演习很成功，核能所做了开创性工作，为今后其他核设施的应急演习提供了宝贵经验。9月9日，在国家核安全局的监督下，核能所举行中国首次反应堆运行操作人员资格考核，一批运行人员顺利通过考核，获得高级操纵员和操纵员证书。

5兆瓦低温核供热堆于1990年被评为“国内十大科技新闻”之一，1991年获得国家教委科技进步特等奖，1992年获得国家科技进步一等奖。1995年3月5口，低温核供热堆作为取得突破性进展的5项重大研究项目之一，列入国务院《政府工作报告》中。

应用前景

低温核供热堆具有优良的安全特性，而且系统设备简单，主要设备均可以在国内生产，造价较低，建造周期短。不论从资源保护和环境保护角度思考，还是从缓解运输紧张以及经济成本的角度考虑，发展核供热都是非常必要的。

清华大学5兆瓦低温核供热堆的顺利建成和安全运行，表明了发展低温核供热堆是核能民用的一条捷径。低温核供热堆可作为城市集中供热的一种干净清洁的热源。据统计，中国的一次能源用于发电仅占25%左右，而70%左右的能源用于各种形式的供热；德国、俄罗斯、日本等国以热能形式消耗的能源也占总能源消耗的60%～70%。用核能取代化石燃料进行供热，发展前景比用核能发电更广阔。

与使用化石燃料的火电和常规供热相比，使用核燃料的核供热在经济效益和环境效益方面占相当优势。从经济方面看，尽管核供热站的早期投资要高于同等功率的燃煤供热站，但核供热的运行费用、燃料成本比煤供热低许多。例如在哈尔滨建造一座400兆瓦热功率的核供热站，每年即可节省原煤约60万吨。

中国的煤藏分布不均，煤的运输平均距离达到400公里，给交通运输带来沉重的压力。据统计，全国40%的铁路运力、30%的水运能力都被运煤占用，若再加上废渣的运输，所占运力更为可观。若采用核供热，每年核燃料的消耗量很少，几乎不占运力，这样可以很有效地缓解运输紧张状况。例如中国北方城市的一座200兆瓦热功率的核供热站，可向300～400万米。的建筑物供暖，产生的热能相当于25～30万吨原煤产生的热能，因此采用核供热可节约4000多个列车车皮的原煤运量以及约1000个列车车皮的废渣运量。

利用低温低压的反应堆供热，不仅可以缓解能源紧张和交通运输紧张的状况，而且可以有效减少环境污染。据《欧洲核能综览》1996年7-8月号报道：1996年，全世界运行中的核电机组已有430套，总装机容量达338吉瓦。欧洲的核装机容量为166吉瓦，约占世界核装机容量的50%，其中德国和法国的核装机容量为85吉瓦。法国和德国运行中的核电厂的发电量如果改用硬煤来产生，每年就会多排放4.95亿吨二氧化碳。一座热功率200兆瓦的烧煤供热站每年向大气中排放二氧化硫约4000吨、二氧化碳约100万吨、烟尘数百万吨，而一座同功率的核供热站的这些排放物可忽略不计，可显著减轻冬季大范围长时间的雾霾污染。

低温核供热堆的三个热工回路产生的90℃饱和蒸汽，不但可以提供廉价的低温热水以满足民用采暖供热，同时可以兼顾多种工业用汽需要：进行低温发电，由单纯冬季供热向热电联供过渡；开展综合利用，如辐照单晶硅、生产同位素及进行活化分析等；在堆内设置辐照回路，利用反应堆泄露的中子做辐照源，进行各种辐照加工生产。

为配合200兆瓦低温核供热堆示范工程建设，清华大学核研院（1990年核能所改称为核能技术设计研究院，2004年改称为核能与新能源技术研究院）开展了“八五”国家重点科技攻关项目“低温核供热堆综合技术研究”，进行了冬季供暖运行、热电联供、海水淡化及制冷等试验。

冬季供暖5兆瓦低温核供热堆一建成，就开始向核研院5万米²的建筑面积供暖。至1992年3月26日，已成功完成三个冬季的供暖运行，总运行时间达到8174小时，供暖质量良好。运行试验表明，5兆瓦低温核供热堆操作简便，运行可靠，其可利用率（实际运行天数占计划运行天数的百分比）高达99%。三个冬季的供暖运行试验充分体现出5兆瓦低温核供热堆的一体化、自稳压、全功率自然循环、水力驱动控制棒与棒位测量、非能动的余热载出、喷射式注硼、控制保护、参数测量以及信息处理等先进技术的优点。此外，5兆瓦低温核供热堆还具有良好的自调节功能。当天气、供热面积等原因引起负荷变化时，不需要人为地使用控制棒，便可自动完成功率跟随调节，甚至在极端事故工况下，也能自动向安全的运行状态过渡。由于具有很好的固有安全性，连续三年的运行对周围环境及热网没有造成任何放射性的不良影响。

热电联供1991年8月，核研院与武汉长江动力公司、清华大学热能工程系协同攻关，完成5兆瓦核供热堆72小时热电联供功率运行，首次实现了低温核供热堆热电联供。这次热电联供试验，利用反应堆核燃料核裂变释放的热量产生热水，然后在蒸汽发生器中生成低压蒸汽，以推动汽轮发电机发电，最后利用冷凝水的余热进行供热。热电联供可提高低温核供热堆的经济效益，令核供热比燃煤锅炉更有竞争力。一座热功率200兆瓦的低温核供热堆在给建筑面积400万米²的建筑供热的同时，还可发电约1.3万千瓦，使核供热堆经济效益提高20%～30%。

海水淡化低温核供热堆热电联供产生的余热还可用以海水淡化。据分析，热功率200兆瓦的低温核供热堆每天可生产淡水12万米²，此外同时产生的1.3万千瓦左右电量可满足海水淡化厂本身的用电需要。

制冷1992年6月，核研院与河南省开封通用机械厂、清华大学软件开发中心合作，利用5兆瓦低温核供热堆与吸收式溴化锂制冷工艺，成功实现核能空调制冷运行。5兆瓦低温核供热堆产生的蒸汽，通过双效溴化锂吸收式制冷机，可产生6℃的冷水，其被连续送往房间进行制冷，最终完成72小时制冷运行。制冷技术的试验成功，使得低温核供热堆不仅可用于我国北方城市的供暖，还可用于南方城市的空调制冷，扩大了低温核供热堆的应用领域，提高了经济效益和社会效益。

核研院随后开展了“九五”国家重点科技攻关项目——“200兆瓦核供热堆工程关键技术验证试验研究”，项目包括对200兆瓦供热堆示范工程设计的验证，供热堆工程抗震验证试验，控制棒水力驱动系统综合性能试验及寿命考核，燃料组件和控制仪表的工程验证实验等。1998年3月27日，项目通过了国家计委组织的专家验收。

从1980年代中期至21世纪初，核研院为低温核供热堆的产业化进行了长期不懈的努力。核研院设计的壳式低温核供热堆示范工程向有关单位申请立项，并经相关部门批准，先后决定或计划在哈尔滨、大庆、吉化、沈阳等地建造。采用低温核供热堆在山东进行海水淡化的项目，由有关业主上报项目建议书，并经领导部门批准立项。核研院还在国际原子能机构的推动和支持下，尝试向国外输出核能海水淡化技术。但由于种种原因，低温核供热堆产业化的进展并不顺利，至今仍未实现。

当今中国，发展安全、环保、高效、经济的低温核供热，无论是用于北方冬季供暖，还是用于南方夏季空调制冷，都不失为明智的可持续发展选择。利用低温核供热进行海水淡化，对解决中国沿海城市淡水资源短缺、能源紧张和环境污染问题也具有重要意义。可喜的是，核能供暖缓解雾霾已经提到国家核能计划议事日程上了，期待这项高新技术能早日得以广泛应用，造福人民。

关键词：自然循环 低温核供热堆 核安全 环境保护 资源保护 一体化 壳式