核供热堆安全性分析

张博雅，周 涛，丁锡嘉，张家磊

(1.华北电力大学 核科学与工程学院，北京 102206；2.华北电力大学 核热工安全与标准化研究所，北京 102206；3.华北电力大学 非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京 102206；4.东南大学 能源与环境学院，南京 211189)

0 引 言

中国有多达17个省、市、自治区，近7亿人口在冬季需要供暖[1]。根据国家统计局数据，随着城市人口不断增多，中国城市集中供热面积大幅增加[2]，2000年供热面积为11.10×108m2，2005年供热面积为25.21×108m2，2007年供热面积为30×108m2，2013年供热面积为57.17×108m2，供热面积年增长率逐年增加，增幅最高达12.42%。随着中国城市化人口越来越多、农村地区越来越城镇化，供热面积还将持续大幅增长，有关部门预计到2020年中国供热总面积将达到129×108m2。但是，目前中国城市冬季供暖大多采用热电联产、区域锅炉的方式[3]，部分农村落后地区靠燃烧散煤过冬，每年用于供暖的煤炭消耗量高达5×108t。大量燃烧煤炭产生的二氧化碳、氮硫化物、粉尘颗粒量巨大，使得北方地区冬季深受雾霾困扰，严重危害人民出行安全和身体健康。能源结构、产业升级和生态环境形势严峻。与常规燃烧煤炭供暖相比，利用核能供暖仅排放少量二氧化碳，不排放氮硫化物，可大大减轻酸雨、臭氧空洞、雾霾等环境问题，缓解煤炭运输压力，优化中国能源结构。目前，利用核能供暖引起了公众的广泛关注，单个核能供热堆可以提供1 000×104m2的供热面积，为50万人提供供暖经济效益，市场前景良好[4]。现从核能供热的法规标准、技术安全性、排放物安全性、安全文化等方面介绍供热堆，有助于打消公众恐核情绪，对核能的推广利用有重要意义。

1 国内外供热堆发展历程

1.1 国外供热堆发展历程

自民用核工业起步发展以来，除了利用核能发电，人们对于利用核能供暖也有很大的兴趣。根据国际原子能机构发布的2017年版《世界核电反应堆》，截至2016年12月31日，在全球总计446台在运核电机组中，有56台机组采用热电联供方式在发电的同时进行区域供热[5]。前苏联、瑞典、瑞士、德国、加拿大、法国等在1970年代就设计、建造了热电联产的反应堆以及专门供热的反应堆[5]，为利用核能供热提供了经验。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区域供热的原型堆——阿格斯塔供热堆。1970年代，苏联有8座多种堆型的热电联供反应堆[3]采用背压式或凝气式机组为居民住宅、公用设施、相关部门以及农业温室提供热量。加拿大1970年代末期实现了大规模核工艺供热[6]，研制了单纯供热的小型池式轻水供热堆——斯洛坡克-3。这种堆型安全性极高，能够建造在城市人流密集的地区，如商场、办公楼的地下室；除此之外，其操作较为简单方面，非专业人员也可进行操作。国外早期供热堆见表1。

表1 国外核能供热反应堆

1.2 国内供热堆发展历程

在中国，核能供热反应堆研发的历史可追溯至1980年代[1]，见表2(处于设计阶段的供热堆未列入)。

表2 中国核能供热反应堆

中国第一次核能低温供热实验[7]始于1983年，在清华大学原有的池式堆上进行了首次实验；第二年，国家相关部门批准清华大学核能所建造功率为5 MW的低温供热试验堆；1986年起，“七五”科技攻关项目中加入低温核供热；1989年5月于清华大学建成了中国第一座试验性壳式核供热堆[8]——5 MW低温核供热堆，并成功完成了一系列调试，同年12月成功实现连续满功率运行。到目前为止，该壳式供热堆已经为清华大学核研究院5×104m2的建筑物连续供暖多年。目前，供热堆主要有池式供热堆和壳式供热堆两种主流类型。池式堆由游泳池试验堆演变而来，壳式堆由常规压水堆演变而来。2017年，中核集团成功演示了49-2堆连续安全供热7天，并发布了“燕龙”型号泳池式低温供热堆[9]。同年，国家电投[7]完成了自主研发的微压供热堆HAPPY200的设计方案，并对供热堆的选址进行了勘察。中广核集团也设计了名为NHR200的低温供热堆，该技术属壳式供热堆。

2 低温供热堆的类型及原理

2.1 池式低温供热堆

池式低温供热堆以泳池实验堆为原型，其原理[10]是：设计1个处于常压的水池，把堆芯布置在水池底部，利用水深产生的压力调节堆芯出口处冷却剂的温度，再经过2次换热把堆芯产生的热量传递到供热回路，利用现有的热网对用户供暖。池式供热站如图1所示。

图1 池式供热站

从图1看出，中核集团发布的“燕龙”泳池式反应堆供热堆有以下特点[3]：固有安全性高，不存在大量放射性外漏隐患，能够建造在城市附近，靠近用户，减少热损，经济性好；对热阱要求低，不必建造在河流附近，适合中国北方地区少河流的地理特征；总功率可低至200 MW，核燃料装载量小，乏燃料易于处理运输，厂址可无污染复用；能够利用现有的热网对用户供热，供热距离达30～50 km；经济性能与传统燃煤供暖相当，优于燃气供暖；不产生氮硫化物以及粉尘颗粒，能够缓解大气环境。

2.2 壳式低温供热堆

壳式低温供热堆由目前主流压水堆演变而来，中国自主创新开发的一体化壳式核供热堆的目标[11]是为国内区域集中供热提供热源。NHR200-Ⅱ型热电堆工艺流程如图2所示。

图2 NHR200-Ⅱ型热电堆工艺流程

NHR200-Ⅱ型热电堆采用一体化设计，将堆芯、主换热器等主要设备放置在压力壳内，有效减少一回路破口事故；冷却剂循环靠自然循环，不使用主泵、阀门等器件；控制棒内置，靠水力驱动，消除了弹棒风险。传热系统[11]设计为三重换热，能够防止放射性核素外泄；系统运行参数低，热电堆热功率仅为200 MW，电功率约50 MW，系统简单，且安全裕量大，有良好的安全性。

3 低温供热堆的安全特性

3.1 法规标准

中国自1980年代起颁布了一系列与国际接轨的核安全法律、法规、安全导则、技术报告等，对核能的研究、开发、应用提出要求和规范，保障工作人员安全、公众安全、环境安全。相关法律法规有原子能领域的《原子能法》(草案)、防范放射性污染的《环境保护法》、2018年新颁布的《核安全法》；相关管理条例3部，《民用核设施安全监督管理条例》、《核材料管制条例》、《核电厂核事故应急安全应急管理条例》；相关核安全规定有《核电厂选址安全规定》、《核电厂设计安全规定》、《核电厂运行安全规定》、《核电厂放射性废物管理安全规定》等；另有部门规章29项，核安全导则93项，为依法保障核安全奠定了基础。2000年，政府部门组织专家小组评估不同堆型的供热堆，经对比筛选，明确指出池式堆[12]具有安全性高、经济性好、技术成熟等特点。

3.2 技术安全性

3.2.1 池式堆技术安全性

池式堆的堆芯[8]放置在水池中被水覆盖，在事故时能自动停堆，确保堆芯不裸露、不熔化；有4道安全屏障：燃料包壳，堆芯水池，深埋地下、厂房，能防范放射性核素外泄、确保核不扩散。采用非能动设计，系统简单，固有安全性高；反应堆功率低，核燃料装载量小，放射性源项远低于核电站；核设备、乏燃料等易于处置、运输，厂址能够无污染复用。

3.2.2 壳式堆技术安全性

壳式堆NHR200-Ⅱ技术于1990年代通过了国家核安全局安全评审，中国采用成熟的NHR200-Ⅱ技术，在华北规划建设了首个小型核能供暖示范项目。NHR200-Ⅱ堆型热电功率低，减小了放射性源项，采用新型控制棒水力传动装置、非能动余热排出系统、双重承压壳，可全功率自然循环，在无操作员干预的情况下至少可提供72 h堆芯冷却。其换热系统[11]采用三重设计，经过中间换热系统分隔，可以避免蒸汽发生器给水产生的蒸汽被放射性污染，具有优异的安全性，可以靠近用户负荷中心在城市附近建设。

3.3 排放物的安全性

对于核能供热，公众首先担心的是反应堆内的放射性物质是否会扩散到居住环境中去，以及核供热堆排放的物质是否携带有放射性。在设计中，严格限制供热堆排放物的放射性，要求向外排出的气体放射性[13]低于燃煤锅炉，不能对周围环境和居民造成影响。核供热堆向热网所供热水经过2次热交换，不会携带堆内放射性物质。和燃煤供暖相比，1座200 MW的供热堆1年可节约燃煤1.3×105t，减少排放SO23 500 t、氮氧化物1 200 t、CO2320 000 t、烟尘1 600 t[13]。天然气供暖能大幅减少SO2、烟尘的排放，氮氧化物和CO2的排放量只能减至燃煤排放量的一半。对比而言，核能供热比燃煤、天然气更清洁。

3.4 核安全文化

中国建立了一套与国际接轨、相对完善的核安全法规体系[14]，包括《中华人民和国放射性污染防治法》、7部行政法规、29项部门规章、93项导则以及百余项技术文件，特别是2018年颁布实施的《核安全法》，让企业有法可依。除此之外，企业还高度重视核安全文化建设，将核安全上升到企业文化高度，积极引进国外先进安全文化理念，严格规范人员行为准则，定期开展安全文化培训及考核，辅以形式多样的安全研讨会、核安全法律法规竞赛、安全技能竞赛等，在多样的活动中持续巩固增强人员对核安全文化的理解，提高人员核安全责任意识、规范人员行为[15]。培养员工把核安全放在首要地位，将“人人都是核电安全的一道屏障”当作自己的使命[16]。企业定期开展核安全文化评估[17]，不断巩固强项，改进薄弱环节，提高核安全活动水平和效果。核安全文化的建设有助于规避人因失误，更好地保障系统安全稳定的运行。

4 低温供热堆事故工况分析

4.1 5 WM供热堆瞬态运行工况试验

王大中[17]等对5 MW供热堆进行了正反应性引入、丧失热阱的未能紧急停堆预期瞬变事故(ATWS)的试验研究。在供热堆稳定运行工况下，阶跃引入2 mK的正反应性，堆功率随之上升，大约100 s时，堆功率最大，是最大功率值的1.18倍。由于温度系数的负反馈，100 s后堆功率下降，大概30 min后功率趋于稳定，该事故下所有参数在安全限值以内；在供热堆2 MW稳定运行时，切除热阱、保持控制棒位置不变，功率自然下降到0.2 MW，并维持稳定和散热平衡，此过程中各参数在安全范围内。试验表明，在反应性引入、极端事故(ATWS)发生时，5 MW供热堆仍能保证安全，具有良好的安全特性。

4.2 200 MW供热堆事故工况模拟

张作义[18]等采用RETRAN-02程序对200 MW供热堆各类主回路系统排除热量减少事故进行了模拟计算。断电ATWS不注硼事故下，堆芯变热，由于冷却剂温度系数负反馈使功率下降，701 s后安全停堆，堆内热量由余热排除系统带出，反应堆持续被冷却，事故结束；断电ATWS不注硼且安全阀回座失败事故下，堆内温度、压力不断上升，146 s后由于慢化剂温度系数负反馈作用反应堆功率下降，670 s后反应堆停堆。温度下降引入的正反应性由堆芯气泡抵消，反应堆始终保持停堆；在丧失全部热阱事故下，反应堆温度、压力上升，2.47 h后安全阀打开排汽，51.6 h后反应堆压力容器内冷却剂液位下降至堆芯出口。事故发生51.6 h内不采取任何措施仍能保证堆芯不裸露。此模拟计算表明，在各类余热丧失事故下，200 MW供热堆仍能保证安全。

4.3 热网回路辐射安全实例计算

供热堆设有三重回路，即主回路、中间回路、热网回路，中间回路压力较高，主回路放射性液体向中间回路泄漏可能性极小。刘原中[19]考虑主回路水泄露的极端情况下,对热网回路最大放射性做了实例分析。以大庆200 MW供热堆为例，其中间回路放射性浓度控制在18.5 Bq/L以下。即使主回路水泄漏，也可保证中间回路放射性水平处于控制值以下。刘原中取中间回路放射性最大值18.5 Bq/L，分析中间换热器发生破口事故时热网回路的放射性情况。以吉化200 MW供热堆为例，其热网总水量2 300 m3,流量6 000 m3/h。中间换热器发生小破口事故时，取泄漏率5 L/h，计算得热网放射性浓度为1.5×10-3Bq/L；中间换热器发生大破口事故时，中间回路压力迅速下降，反应堆自动停堆，阀门自动切断中间回路、热网回路，阻止中间回路的水继续向热网回路泄漏。作保守计算得进入热网回路的水量为0.52 m3，热网回路放射性浓度为4.2×10-3Bq/L。若考虑小破口、大破口同时发生，最大浓度为5.7×10-3Bq/L，比自然界水天然本底低一个量级；连续供暖3个月用户的额外照射剂量低于10-7mSv，可忽略不计。实例计算表明，即使在极端情况下也能完全保证居民安全。

5 结 语

核能供热具有低碳环保、安全性高、经济性好等优点，对改善雾霾、降低温室气体排放、优化能源结构有重要意义。

1)供热堆技术成熟，安全性高。在任何事故下，依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆，不会发生融堆事故。

2)供热堆产生的各类气体、液体、固体受到严格限制，放射性水平低，不会对环境及公众健康造成影响。

3)国家已出台一系列核安全法规，并明确指出池式供热堆安全性高、技术成熟。

4)核安全文化的建设、贯彻，有助于系统稳定安全地运行。

5)目前已有供热堆的事故模拟、试验等均可安全停堆，且不会对用户健康造成影响。