微壓供熱堆HAPPY200總體技術方案

白 寧，陳耀東，沈 峰，孫燦輝，孟召燦，邢 勉，李小生，李連榮

(國家電投集團科學技術研究院，北京 102209)

目前我國北方城市冬季的集中供暖仍以燃煤鍋爐為主，煤炭燃燒排放出的二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物和細顆粒物等是導致大氣嚴重污染的重要原因之一，由此引發的霧霾問題近年來也已達到了令人難以忍受的程度，成為公眾和政府面臨的首要難題[1]。核能作為一種清潔能源，在減少化石能源消耗以及污染物排放等方面的優勢十分顯著[2]。因此“以核代煤”實現核能供熱是節約資源、降低環境成本的有效措施之一[3]。

核能供熱的歷史最早可追溯至20世紀60年代，從20世紀70年代開始，蘇聯、加拿大、德國、瑞士及法國等進行了核供熱堆的研究與開發[4]，主要分為殼式(壓力、溫度較高)和池式(液柱壓力、溫度低)以及池殼結合式等[5]。我國于20世紀80年代開始了對供熱堆的研究，清華大學20世紀80年代建成5 MW殼式供熱堆以及中國原子能科學研究院近期完成的泳池式供熱堆改造工程都是核能供熱的工程樣本。

國家電投集團于2015年開始微壓供熱堆HAPPY200的研發工作。該方案遵循集成成熟技術、完全非能動安全和高經濟性的設計理念，可滿足未來市場的競爭需求。本文對HAPPY200的總體技術方案進行研究。

1 總體技術方案

1.1 系統構成

HAPPY200采用了微壓(一回路運行壓力為0.6 MPa)閉式回路以及完全非能動安全的總體技術方案。供熱系統通過3個換熱回路將反應堆產生的熱量輸送到供熱站以實現供熱，3個回路包括反應堆主冷卻劑系統(一回路)、增設的中間換熱回路(二回路)以及與供熱站相連的三回路，其中二回路壓力高于一、三回路，一回路發生泄漏時可有效隔離放射性物質。圖1示出HAPPY200系統原理。

1——堆本體；2——熱管段；3——穩壓器Ⅰ； 4——一級換熱器；5——主泵；6——冷管段；7——中間回路；8——穩壓器Ⅱ；9——二級換熱器； 10——給水泵；11——熱網；12——安注閥； 13——水池；14——非能動余熱排出系統；15——換熱器；16——空冷器；17——微壓安全殼； 18——自動泄壓系統；19——安全閥；20——水箱圖1 HAPPY200系統原理Fig.1 System schematic of HAPPY200

1.2 主要技術參數

HAPPY200的總體技術參數是在考慮了匹配大型城市熱網需求以及滿足遠距離輸熱等輸熱系統設計條件的基礎上確定的。HAPPY200主要技術參數列于表1。

表1 HAPPY200主要技術參數Table 1 Main technical parameter of HAPPY200

2 主要系統及設備

2.1 堆芯及組件方案

HAPPY200的堆芯裝載了37盒(每盒組件燃料棒為17×17布置方式)燃料組件，組件結構和格架形式采用壓水堆截斷型燃料組件，活性段高度為1.4 m，堆芯布置如圖2所示。首循環所有組件的235U富集度均為4.0%，經過4次過渡循環可達到平衡循環，實現18個月換料(3個供熱周期)，盡可能地提高核燃料的利用率，降低供熱站的單位能量成本。

圖2 HAPPY200的堆芯(a)及組件(b)布置Fig.2 Core (a) and fuel assembly (b) arrangement of HAPPY200

2.2 堆本體結構方案

供熱堆堆本體由帶底座的壓力容器筒體結構和上部蓋板組成，內部包含上部支承板、支承柱、堆芯上板、控制棒導向管、吊籃、圍板、燃料組件、堆芯支承下板、流量分配組件、防斷組件及支承鍵和定位銷等部件，如圖3所示。

圖3 HAPPY200堆本體結構Fig.3 Reactor structure of HAPPY200

2.3 安全系統

HAPPY200的堆本體置于大容積水池的底部，安全系統基于大容積水池進行設計，具備非能動安全特性。安全系統包括非能動余熱排出(PRHR)系統、基于大水池的非能動安全補水系統和非能動池水空冷系統[6]。

1) PRHR系統

HAPPY200采用兩列PRHR系統的換熱器布置在池水中上部，換熱器的兩端分別與一回路冷熱管道相連，正常運行時與主回路隔離。事故或瞬態時，通過控制信號觸發熱管段的隔離閥開啟，將堆芯產生的衰變熱導出到池水(中間熱阱)。池水的載熱量很大，經過保守分析，在水池完全喪失冷卻(設有空冷系統)的情況下并考慮乏燃料架滿載，可保持池水72 h以上不沸騰。

2) 非能動安全補水系統

HAPPY200在池底設置多列堆芯應急冷卻補水閥組位，并與主管道相連。在破口類事故時依靠池水靜壓頭將池內冷卻水注入堆芯，確保堆芯冷卻和淹沒。

3) 非能動池水空冷系統

HAPPY200設置多列無時限池水空冷換熱器，熱端換熱器置于池水上部環形空間，與廠房外空冷換熱器通過管道連接，構成自然循環回路。各類事故下，將堆芯熱量通過中間熱阱向最終熱阱傳遞。HAPPY200設計方案很容易保證大容積水池內的水位，因此事故下長時間(無時限)不干預。正常運行時，該系統也可作為非能動池水冷卻系統。

2.4 安全殼系統

HAPPY200的安全殼按功能可分為水池大廳區和設備隔間區。

設備隔間區(圖4)位于地下，內部布置有一回路主泵、換熱器等主要設備。設備隔間區是若干位于地面下的密閉空間(容積約為50～100 m3)，設備隔間區的設計使其具備較強的承壓能力(承壓標準為0.6～0.8 MPa)，當隔間內破口事故發生時，一回路水會很快充滿隔間內的較小的密閉空間，由于一回路瞬時失水量很小，因此不會造成堆芯裸露的情況發生，隔間區具有很好的抑制事故后果的作用。

圖4 HAPPY200安全殼原理Fig.4 Containment schematic of HAPPY200

安全殼的大廳區(圖4)是位于反應堆水池上方的大空間，由于低壓的設計與水池的抑壓作用，系統具有較高的固有安全性。通過對事故下安全殼的響應分析，安全殼大廳區壓力增大非常有限(事故下最大壓升小于0.03 MPa)，不會造成壓力邊界破壞。大廳區設計方案為：水池大廳區容積為1 200 m3，承壓為0.2 MPa[7]。

3 HAPPY200設計方案分析論證

3.1 熱工水力設計

HAPPY200的堆芯運行在低壓條件下，其堆芯結構及運行方式與壓水堆相似，但需注意的是，由于運行參數(壓力、溫度)與傳統壓水堆差異較大，需要對分析計算程序的適應性進行分析和研究，HAPPY200的設計團隊對此開展了大量工作[8-9]，尤其是針對與反應堆安全最為密切的臨界熱流密度(CHF)關系式建立了新的分析方法[10-13]。

HAPPY200的堆芯熱工參數列于表2，采用保守的方法得到穩態設計的最小偏離泡核沸騰比(MDNBR)為4.03，利用燃料程序計算的燃料棒中心峰值溫度為891 ℃，反應堆具有足夠的熱工裕量。

表2 HAPPY200堆芯熱工參數Table 2 Thermal parameter of HAPPY200 core

3.2 安全系統論證分析

相比于現有的成熟大型壓水堆，HAPPY200的運行壓力、溫度及功率密度均較低。燃料芯塊及包殼運行溫度較低，熱工安全裕量大幅提高，因此該反應堆固有安全水平較高，設計時可實現非能動安全。

本工作針對HAPPY200的設計方案進行事故梳理，得到了完整的事故分類與事故清單，并針對事故(包括設計基準事故及設計擴展事故)采用最佳估算程序RELAP5和保守的假設進行了分析[14-15]，結果很好地驗證了HAPPY200安全系統的安全性。部分典型事故(破口類事故和全場斷電(SBO)事故)的分析結果如下。

1) 池內熱管段大破口事故分析

選取事故后果相對嚴重的池內熱管段大破口事故進行分析，分析的主要結果示于圖5～8。

池內熱管段大破口事故是指反應堆水池內的熱管段發生較大尺寸的破損，該事故是HAPPY200破口類事故序列中較為嚴重的一種。根據事故下燃料棒在不同位置的燃料包殼溫度(圖5)所示，反應堆發生破口事故時(100 s時)，燃料包殼溫度隨堆芯極其短暫的失水(圖7)造成很小的溫度波動，但隨微壓系統的瞬間泄壓(圖6)以及大水池的非能動安注功能，堆芯水位瞬時恢復(圖8)，隨安全棒下落，衰變熱被預熱排出系統帶出，燃料包殼溫度開始顯著下降，整個過程燃料包殼溫度無明顯提高(最高不超過453 K)，遠低于壓水堆的安全溫度限值。

圖5 大破口事故下燃料棒在不同位置的燃料包殼溫度Fig.5 Fuel cladding temperature of fuel rod at different locations under LBLOCA

圖6 大破口事故下堆芯的壓力Fig.6 Core pressure under LBLOCA

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

綜上，HAPPY200相比傳統壓水堆，破口類事故后果輕微(堆芯溫度、壓力未見明顯升高)。HAPPY200在各類破口事故下可快速實現堆芯降溫、降壓，依靠靜壓的池水安注系統能保證堆芯處于淹沒狀態，并實現長期冷卻，確保反應堆安全[16]。

圖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

選取超設計基準事故中的SBO事故作為HAPPY200安全性評估的重要事故進行分析，分析的主要結果示于圖9～11。

圖9 SBO事故下燃料棒在不同位置的燃料包殼溫度Fig.9 Fuel cladding temperature of fuel rod at different positions under SBO accident

SBO事故發生后，隨堆芯溫度上升，較大的溫度負反應性對堆芯功率起到很強的抑制作用，堆芯功率迅速下降，余熱排出系統投入后，能建立自然循環導出堆芯余熱，不會造成堆內嚴重過熱或一回路系統壓力邊界的破壞。由圖9可見，事故發生時，燃料包殼溫度瞬時有較高升高，隨溫度負反應性的作用，燃料包殼溫度迅速下降，之后隨熱量積累溫度、壓力(圖10)有小幅上升，新的臨界建立后，堆芯進入長期冷卻狀態。整個過程中，燃料包殼溫度最高為475 K，堆芯出口溫度不超過380 K(圖11)，處于高過冷狀態，遠低于壓水堆的安全限值。

圖10 SBO事故下堆芯的壓力Fig.10 Core pressure under SBO accident

圖11 SBO事故下堆芯的出口溫度Fig.11 Core outlet temperature under SBO accident

綜上，HAPPY200的安全系統能應對SBO等超設計基準事故，分析結果顯示事故后果較壓水堆輕微，不會造成任何放射性后果[17]。

4 結論

HAPPY200采用基于大容積水池的完全非能動安全技術，具有非能動安注、非能動余熱排出、事故后可實現長期不干預等固有安全特性；同時取消了大量專設安全系統，采用成熟的設備與技術、低承壓設計等進一步提高了整個系統的經濟性。

通過對典型事故進行初步分析，結果表明基于大容積水池的非能動安全系統方案安全特性突出，相比傳統壓水堆，HAPPY200事故類型簡單，事故后果輕微，更易實現非能動安全技術以及排除嚴重事故風險，是具有固有安全和經濟性的核能供熱解決方案。