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(xué) 核科學(xué)與工程學(xué)院，北京 102206；2.華北電力大學(xué) 核熱工安全與標(biāo)準(zhǔn)化研究所，北京 102206；3.華北電力大學(xué) 非能動(dòng)核能安全技術(shù)北京市重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，北京 102206；4.東南大學(xué) 能源與環(huán)境學(xué)院，南京 211189)

0 引 言

中國(guó)有多達(dá)17個(gè)省、市、自治區(qū)，近7億人口在冬季需要供暖[1]。根據(jù)國(guó)家統(tǒng)計(jì)局?jǐn)?shù)據(jù)，隨著城市人口不斷增多，中國(guó)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(zhǎng)率逐年增加，增幅最高達(dá)12.42%。隨著中國(guó)城市化人口越來(lái)越多、農(nóng)村地區(qū)越來(lái)越城鎮(zhèn)化，供熱面積還將持續(xù)大幅增長(zhǎng)，有關(guān)部門(mén)預(yù)計(jì)到2020年中國(guó)供熱總面積將達(dá)到129×108m2。但是，目前中國(guó)城市冬季供暖大多采用熱電聯(lián)產(chǎn)、區(qū)域鍋爐的方式[3]，部分農(nóng)村落后地區(qū)靠燃燒散煤過(guò)冬，每年用于供暖的煤炭消耗量高達(dá)5×108t。大量燃燒煤炭產(chǎn)生的二氧化碳、氮硫化物、粉塵顆粒量巨大，使得北方地區(qū)冬季深受霧霾困擾，嚴(yán)重危害人民出行安全和身體健康。能源結(jié)構(gòu)、產(chǎn)業(yè)升級(jí)和生態(tài)環(huán)境形勢(shì)嚴(yán)峻。與常規(guī)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(huán)境問(wèn)題，緩解煤炭運(yùn)輸壓力，優(yōu)化中國(guó)能源結(jié)構(gòu)。目前，利用核能供暖引起了公眾的廣泛關(guān)注，單個(gè)核能供熱堆可以提供1 000×104m2的供熱面積，為50萬(wàn)人提供供暖經(jīng)濟(jì)效益，市場(chǎng)前景良好[4]?，F(xiàn)從核能供熱的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)、技術(shù)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(duì)核能的推廣利用有重要意義。

1 國(guó)內(nèi)外供熱堆發(fā)展歷程

1.1 國(guó)外供熱堆發(fā)展歷程

自民用核工業(yè)起步發(fā)展以來(lái)，除了利用核能發(fā)電，人們對(duì)于利用核能供暖也有很大的興趣。根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)發(fā)布的2017年版《世界核電反應(yīng)堆》，截至2016年12月31日，在全球總計(jì)446臺(tái)在運(yùn)核電機(jī)組中，有56臺(tái)機(jī)組采用熱電聯(lián)供方式在發(fā)電的同時(shí)進(jìn)行區(qū)域供熱[5]。前蘇聯(lián)、瑞典、瑞士、德國(guó)、加拿大、法國(guó)等在1970年代就設(shè)計(jì)、建造了熱電聯(lián)產(chǎn)的反應(yīng)堆以及專(zhuān)門(mén)供熱的反應(yīng)堆[5]，為利用核能供熱提供了經(jīng)驗(yàn)。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(qū)域供熱的原型堆——阿格斯塔供熱堆。1970年代，蘇聯(lián)有8座多種堆型的熱電聯(lián)供反應(yīng)堆[3]采用背壓式或凝氣式機(jī)組為居民住宅、公用設(shè)施、相關(guān)部門(mén)以及農(nóng)業(yè)溫室提供熱量。加拿大1970年代末期實(shí)現(xiàn)了大規(guī)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(qū)，如商場(chǎng)、辦公樓的地下室；除此之外，其操作較為簡(jiǎn)單方面，非專(zhuān)業(yè)人員也可進(jìn)行操作。國(guó)外早期供熱堆見(jiàn)表1。

表1 國(guó)外核能供熱反應(yīng)堆

1.2 國(guó)內(nèi)供熱堆發(fā)展歷程

在中國(guó)，核能供熱反應(yīng)堆研發(fā)的歷史可追溯至1980年代[1]，見(jiàn)表2(處于設(shè)計(jì)階段的供熱堆未列入)。

表2 中國(guó)核能供熱反應(yīng)堆

中國(guó)第一次核能低溫供熱實(shí)驗(yàn)[7]始于1983年，在清華大學(xué)原有的池式堆上進(jìn)行了首次實(shí)驗(yàn)；第二年，國(guó)家相關(guān)部門(mén)批準(zhǔn)清華大學(xué)核能所建造功率為5 MW的低溫供熱試驗(yàn)堆；1986年起，“七五”科技攻關(guān)項(xiàng)目中加入低溫核供熱；1989年5月于清華大學(xué)建成了中國(guó)第一座試驗(yàn)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(diào)試，同年12月成功實(shí)現(xiàn)連續(xù)滿功率運(yùn)行。到目前為止，該殼式供熱堆已經(jīng)為清華大學(xué)核研究院5×104m2的建筑物連續(xù)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(lèi)型。池式堆由游泳池試驗(yàn)堆演變而來(lái)，殼式堆由常規(guī)壓水堆演變而來(lái)。2017年，中核集團(tuán)成功演示了49-2堆連續(xù)安全供熱7天，并發(fā)布了“燕龍”型號(hào)泳池式低溫供熱堆[9]。同年，國(guó)家電投[7]完成了自主研發(fā)的微壓供熱堆HAPPY200的設(shè)計(jì)方案，并對(duì)供熱堆的選址進(jìn)行了勘察。中廣核集團(tuán)也設(shè)計(jì)了名為NHR200的低溫供熱堆，該技術(shù)屬殼式供熱堆。

2 低溫供熱堆的類(lèi)型及原理

2.1 池式低溫供熱堆

池式低溫供熱堆以泳池實(shí)驗(yàn)堆為原型，其原理[10]是：設(shè)計(jì)1個(gè)處于常壓的水池，把堆芯布置在水池底部，利用水深產(chǎn)生的壓力調(diào)節(jié)堆芯出口處冷卻劑的溫度，再經(jīng)過(guò)2次換熱把堆芯產(chǎn)生的熱量傳遞到供熱回路，利用現(xiàn)有的熱網(wǎng)對(duì)用戶(hù)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(tuán)發(fā)布的“燕龍”泳池式反應(yīng)堆供熱堆有以下特點(diǎn)[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(hù)，減少熱損，經(jīng)濟(jì)性好；對(duì)熱阱要求低，不必建造在河流附近，適合中國(guó)北方地區(qū)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(yùn)輸，廠址可無(wú)污染復(fù)用；能夠利用現(xiàn)有的熱網(wǎng)對(duì)用戶(hù)供熱，供熱距離達(dá)30～50 km；經(jīng)濟(jì)性能與傳統(tǒng)燃煤供暖相當(dāng)，優(yōu)于燃?xì)夤┡徊划a(chǎn)生氮硫化物以及粉塵顆粒，能夠緩解大氣環(huán)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(lái)，中國(guó)自主創(chuàng)新開(kāi)發(fā)的一體化殼式核供熱堆的目標(biāo)[11]是為國(guó)內(nèi)區(qū)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(shè)計(jì)，將堆芯、主換熱器等主要設(shè)備放置在壓力殼內(nèi)，有效減少一回路破口事故；冷卻劑循環(huán)靠自然循環(huán)，不使用主泵、閥門(mén)等器件；控制棒內(nèi)置，靠水力驅(qū)動(dòng)，消除了彈棒風(fēng)險(xiǎn)。傳熱系統(tǒng)[11]設(shè)計(jì)為三重?fù)Q熱，能夠防止放射性核素外泄；系統(tǒng)運(yùn)行參數(shù)低，熱電堆熱功率僅為200 MW，電功率約50 MW，系統(tǒng)簡(jiǎn)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(guī)標(biāo)準(zhǔn)

中國(guó)自1980年代起頒布了一系列與國(guó)際接軌的核安全法律、法規(guī)、安全導(dǎo)則、技術(shù)報(bào)告等，對(duì)核能的研究、開(kāi)發(fā)、應(yīng)用提出要求和規(guī)范，保障工作人員安全、公眾安全、環(huán)境安全。相關(guān)法律法規(guī)有原子能領(lǐng)域的《原子能法》(草案)、防范放射性污染的《環(huán)境保護(hù)法》、2018年新頒布的《核安全法》；相關(guān)管理?xiàng)l例3部，《民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》、《核材料管制條例》、《核電廠核事故應(yīng)急安全應(yīng)急管理?xiàng)l例》；相關(guān)核安全規(guī)定有《核電廠選址安全規(guī)定》、《核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》、《核電廠運(yùn)行安全規(guī)定》、《核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定》等；另有部門(mén)規(guī)章29項(xiàng)，核安全導(dǎo)則93項(xiàng)，為依法保障核安全奠定了基礎(chǔ)。2000年，政府部門(mén)組織專(zhuān)家小組評(píng)估不同堆型的供熱堆，經(jīng)對(duì)比篩選，明確指出池式堆[12]具有安全性高、經(jīng)濟(jì)性好、技術(shù)成熟等特點(diǎn)。

3.2 技術(shù)安全性

3.2.1 池式堆技術(shù)安全性

池式堆的堆芯[8]放置在水池中被水覆蓋，在事故時(shí)能自動(dòng)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(kuò)散。采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)，系統(tǒng)簡(jiǎn)單，固有安全性高；反應(yīng)堆功率低，核燃料裝載量小，放射性源項(xiàng)遠(yuǎn)低于核電站；核設(shè)備、乏燃料等易于處置、運(yùn)輸，廠址能夠無(wú)污染復(fù)用。

3.2.2 殼式堆技術(shù)安全性

殼式堆NHR200-Ⅱ技術(shù)于1990年代通過(guò)了國(guó)家核安全局安全評(píng)審，中國(guó)采用成熟的NHR200-Ⅱ技術(shù)，在華北規(guī)劃建設(shè)了首個(gè)小型核能供暖示范項(xiàng)目。NHR200-Ⅱ堆型熱電功率低，減小了放射性源項(xiàng)，采用新型控制棒水力傳動(dòng)裝置、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、雙重承壓殼，可全功率自然循環(huán)，在無(wú)操作員干預(yù)的情況下至少可提供72 h堆芯冷卻。其換熱系統(tǒng)[11]采用三重設(shè)計(jì)，經(jīng)過(guò)中間換熱系統(tǒng)分隔，可以避免蒸汽發(fā)生器給水產(chǎn)生的蒸汽被放射性污染，具有優(yōu)異的安全性，可以靠近用戶(hù)負(fù)荷中心在城市附近建設(shè)。

3.3 排放物的安全性

對(duì)于核能供熱，公眾首先擔(dān)心的是反應(yīng)堆內(nèi)的放射性物質(zhì)是否會(huì)擴(kuò)散到居住環(huán)境中去，以及核供熱堆排放的物質(zhì)是否攜帶有放射性。在設(shè)計(jì)中，嚴(yán)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(duì)周?chē)h(huán)境和居民造成影響。核供熱堆向熱網(wǎng)所供熱水經(jīng)過(guò)2次熱交換，不會(huì)攜帶堆內(nèi)放射性物質(zhì)。和燃煤供暖相比，1座200 MW的供熱堆1年可節(jié)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(duì)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(guó)建立了一套與國(guó)際接軌、相對(duì)完善的核安全法規(guī)體系[14]，包括《中華人民和國(guó)放射性污染防治法》、7部行政法規(guī)、29項(xiàng)部門(mén)規(guī)章、93項(xiàng)導(dǎo)則以及百余項(xiàng)技術(shù)文件，特別是2018年頒布實(shí)施的《核安全法》，讓企業(yè)有法可依。除此之外，企業(yè)還高度重視核安全文化建設(shè)，將核安全上升到企業(yè)文化高度，積極引進(jìn)國(guó)外先進(jìn)安全文化理念，嚴(yán)格規(guī)范人員行為準(zhǔn)則，定期開(kāi)展安全文化培訓(xùn)及考核，輔以形式多樣的安全研討會(huì)、核安全法律法規(guī)競(jìng)賽、安全技能競(jìng)賽等，在多樣的活動(dòng)中持續(xù)鞏固增強(qiáng)人員對(duì)核安全文化的理解，提高人員核安全責(zé)任意識(shí)、規(guī)范人員行為[15]。培養(yǎng)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(dāng)作自己的使命[16]。企業(yè)定期開(kāi)展核安全文化評(píng)估[17]，不斷鞏固強(qiáng)項(xiàng)，改進(jìn)薄弱環(huán)節(jié)，提高核安全活動(dòng)水平和效果。核安全文化的建設(shè)有助于規(guī)避人因失誤，更好地保障系統(tǒng)安全穩(wěn)定的運(yùn)行。

4 低溫供熱堆事故工況分析

4.1 5 WM供熱堆瞬態(tài)運(yùn)行工況試驗(yàn)

王大中[17]等對(duì)5 MW供熱堆進(jìn)行了正反應(yīng)性引入、喪失熱阱的未能緊急停堆預(yù)期瞬變事故(ATWS)的試驗(yàn)研究。在供熱堆穩(wěn)定運(yùn)行工況下，階躍引入2 mK的正反應(yīng)性，堆功率隨之上升，大約100 s時(shí)，堆功率最大，是最大功率值的1.18倍。由于溫度系數(shù)的負(fù)反饋，100 s后堆功率下降，大概30 min后功率趨于穩(wěn)定，該事故下所有參數(shù)在安全限值以?xún)?nèi)；在供熱堆2 MW穩(wěn)定運(yùn)行時(shí)，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(wěn)定和散熱平衡，此過(guò)程中各參數(shù)在安全范圍內(nèi)。試驗(yàn)表明，在反應(yīng)性引入、極端事故(ATWS)發(fā)生時(shí)，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?qū)?00 MW供熱堆各類(lèi)主回路系統(tǒng)排除熱量減少事故進(jìn)行了模擬計(jì)算。斷電ATWS不注硼事故下，堆芯變熱，由于冷卻劑溫度系數(shù)負(fù)反饋使功率下降，701 s后安全停堆，堆內(nèi)熱量由余熱排除系統(tǒng)帶出，反應(yīng)堆持續(xù)被冷卻，事故結(jié)束；斷電ATWS不注硼且安全閥回座失敗事故下，堆內(nèi)溫度、壓力不斷上升，146 s后由于慢化劑溫度系數(shù)負(fù)反饋?zhàn)饔梅磻?yīng)堆功率下降，670 s后反應(yīng)堆停堆。溫度下降引入的正反應(yīng)性由堆芯氣泡抵消，反應(yīng)堆始終保持停堆；在喪失全部熱阱事故下，反應(yīng)堆溫度、壓力上升，2.47 h后安全閥打開(kāi)排汽，51.6 h后反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)冷卻劑液位下降至堆芯出口。事故發(fā)生51.6 h內(nèi)不采取任何措施仍能保證堆芯不裸露。此模擬計(jì)算表明，在各類(lèi)余熱喪失事故下，200 MW供熱堆仍能保證安全。

4.3 熱網(wǎng)回路輻射安全實(shí)例計(jì)算

供熱堆設(shè)有三重回路，即主回路、中間回路、熱網(wǎng)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(duì)熱網(wǎng)回路最大放射性做了實(shí)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(fā)生破口事故時(shí)熱網(wǎng)回路的放射性情況。以吉化200 MW供熱堆為例，其熱網(wǎng)總水量2 300 m3,流量6 000 m3/h。中間換熱器發(fā)生小破口事故時(shí)，取泄漏率5 L/h，計(jì)算得熱網(wǎng)放射性濃度為1.5×10-3Bq/L；中間換熱器發(fā)生大破口事故時(shí)，中間回路壓力迅速下降，反應(yīng)堆自動(dòng)停堆，閥門(mén)自動(dòng)切斷中間回路、熱網(wǎng)回路，阻止中間回路的水繼續(xù)向熱網(wǎng)回路泄漏。作保守計(jì)算得進(jìn)入熱網(wǎng)回路的水量為0.52 m3，熱網(wǎng)回路放射性濃度為4.2×10-3Bq/L。若考慮小破口、大破口同時(shí)發(fā)生，最大濃度為5.7×10-3Bq/L，比自然界水天然本底低一個(gè)量級(jí)；連續(xù)供暖3個(gè)月用戶(hù)的額外照射劑量低于10-7mSv，可忽略不計(jì)。實(shí)例計(jì)算表明，即使在極端情況下也能完全保證居民安全。

5 結(jié) 語(yǔ)

核能供熱具有低碳環(huán)保、安全性高、經(jīng)濟(jì)性好等優(yōu)點(diǎn)，對(duì)改善霧霾、降低溫室氣體排放、優(yōu)化能源結(jié)構(gòu)有重要意義。

1)供熱堆技術(shù)成熟，安全性高。在任何事故下，依賴(lài)反應(yīng)堆固有負(fù)反饋特性可實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆，不會(huì)發(fā)生融堆事故。

2)供熱堆產(chǎn)生的各類(lèi)氣體、液體、固體受到嚴(yán)格限制，放射性水平低，不會(huì)對(duì)環(huán)境及公眾健康造成影響。

3)國(guó)家已出臺(tái)一系列核安全法規(guī)，并明確指出池式供熱堆安全性高、技術(shù)成熟。

4)核安全文化的建設(shè)、貫徹，有助于系統(tǒng)穩(wěn)定安全地運(yùn)行。

5)目前已有供熱堆的事故模擬、試驗(yàn)等均可安全停堆，且不會(huì)對(duì)用戶(hù)健康造成影響。