【内容摘要】

迫于环保及冬季供暖能源保障的双重压力，我国迫切需要快速发展核供热，利用核电站压水堆的成熟技术是最有效的措施，但其前提条件是必须保证确定性的核安全。为此目的，本文推出池壳结合固有安全的低温堆核供热站的设计方案。正常运行时，技术成熟的压水堆做为热源，通过高效传热，在满足城市热网供热参数要求的条件下降低反应堆内的温度和压力，使其接近常规热水锅炉的水平。在事故工况下，反应堆一回路自然地与常压大容积水池联通，只依靠自然因素的作用来完成其全部安全功能，实际上排除了严重事故风险，不再需要制定周围居民的紧急搬迁计划，为在城市地区建设核供热站提供了必要的技术基础。核供热亦有巨大的国际市场需求，目前尚无竞争对手，首先在国内取得成功经验后，尚可为我国高科技装备的出口打造新热点。

【关键词】

核供热，确定性核安全，池壳结合，城市热网，环保

Key words: nuclear heating,  determinal nuclear safe,  coupling reactor with pool, urban centralized heating system,  environment protection.

1.我国需要发展核供热的迫切性

随着我国城市化进程的加快和人民生活水平的提高，对城市集中供热的需求正在快速增长。目前我国除个别大城市外，城市冬季采暖都是依靠直接燃煤。为此目的每年需要烧掉数亿吨煤，每到冬季都会突出能源供应紧张。生产这么多煤碳就有直接的巨大社会代价，我国煤矿于2014年达到了最好的安全记录，把每百万吨产煤的工伤死亡人数首次降到了0.3以下，即使这样，若生产5亿吨供暖燃煤也要损失百人以上。同时还有更多的人罹患尘肺病，呼吸极度困难，在痛苦中提前结束人生。在燃煤的使用过程中，燃烧产物在居民稠密地区直接低空排放，是造成北方城市地区持续大面积连片雾霾天气的主要原因之一，对广大人民群众的健康构成直接威胁，近年来在各种癌症死亡病例中肺癌已跃居首位，说明在解决冬季供暖能源保障的同时，可靠地解决环保问题早已迫在眉睫。改善供暖能源结构是解决这一问题的根本措施，而核能则是唯一具有全面取代供暖燃煤潜力的大规模清洁能源。

近二三十年以来我国核电技术取得了长足进步，业已形成了从设计、设备制造、建造、运行管理、退役及核废物处理、以及对全过程的国家监管等的完整工业和管理体系。运行中的20多座压水堆核电站都一直保持着高水平的安全记录，从未出现过任何险情或重大事故征兆，平均可利用系数达到了90%以上，而且其余不可利用时间又主要是每年必不可少的停堆换料周期，其运行可靠性已超过了现代超临界和超超临界压力的常规火电机组。

不久前，我国对所有核电厂及其临近大城市的周围环境进行了严格的监督检测，结果未发现核电站的运行对周围环境的放射性水平有任何实际影响。核电站在运行过程中不但不排放大量的CO2、多种酸性氧化物气体以及灰渣粉尘等污染物，就连放射性物质的排放量也非常微小，还不到同等功率火电装置排放氡气、钍等天然放射性物质数量的百分之一。因此，以核代煤不但不增加电站周围环境的放射性水平，反而是减少环境放射性污染的有力措施，因而我国的核电运行已在环保方面做出了有目共睹的巨大贡献。

 建设一座核电站，不仅可以解决周边地区的供电紧张、推动地区的经济发展，而且核电站本身也是现代高科技建设项目，对提升厂址周边的自然环境条件和促进当地经济包括旅游业的发展，提高周围居民的就业及经济文化生活水平，都起了很大的推动作用。所以实践证明，核电站周围居民是核电站经济与环保贡献的亲身体验和直接受益者，是支持核电发展的重要社会力量。

从我国核电事业发展的实际经验中已经可以清楚地看出，如果能在北方城市集中供热系统中实现以核代煤，必将对供暖燃料保障及环境条件改善都会做出巨大的实际贡献。

2.核供热安全

当然，发展核供热的首要前提条件是必须保证确定性的核安全，为此目的我们首先来分析一下目前的核安全状况。

2.1.  2011年日本福岛核电严重事故的真正原因

提起核能供热，首先不得不从四年半以前发生的福岛核电严重事故说起，因为其影响之大，如不理清其发生的真正原因，便无人再敢于重提发展核供热，也不会有人愿意接受核供热。此次事故发生后，通过现代媒体把四次氢爆、大量放射性废水泄漏入海以及二十几万周围居民紧急撤离等画面即时公布于众，结果造成了震撼性的巨大冲击，使很多人立刻直接产生了惧核、弃核意识。

其实，造成日本福岛严重核电事故的根本原因，既不是地震也不是海啸。虽然2011年“3·11”地震烈度空前，也大大超过了核电厂的设计抗震设计级别，但地震发生时，日本54座反应堆中全部当时正在运行的无一例外都即时实现了自动安全停堆。其中的福岛第一核电站1#堆始建于1966年，采用的是美国GE公司最早期的MARK-1型沸水堆，设计抗震能力仅为0.19g,而此次9级地震最大地面加速度相当于0.52g,在地震级别明显超过设计基准抗震级别的情况下，强烈的水平震动没能阻止控制棒正常进入堆芯，随后的垂直强烈震动也未能把控制棒甩出堆芯，都实现了即时安全停堆。地震还导致核电站外围的输电塔倒塌，6条输电线路全部停止输电，此后12台应急柴油发电机组同时启动，开始为自动控制系统及事故安全冷却系统供电，初步确保了反应堆的安全。较晚设计的反应堆，其设计抗震能力都在0.45g以上，应有更好的抗震应对能力。至此，这次东日本地震证明了全部现有核电站，包括最早期设计的核电站，都具有足够的安全裕度，核电站反应堆能够抵御地震灾害。约一小时后强海啸来袭，波峰浪高达14米，但因东电福岛一号核电站外围防波堤仅设防5.7米，核电站地面标高海拔10米，所以海啸来袭后海水立刻贯满了除具有防水能力的反应堆厂房以外的所有建筑，后果最为严重的是立刻导致位于汽轮发电机厂房下面的柴油发动机组失效。此后自动控制系统及事故安全冷却系统供电转接到反应堆厂房内的直流可靠电源，又继续维持了核电站的安全稳定状态。经18小时后直流电源能量耗尽，致使自动控制系统瘫痪，1#、2#及3#反应堆上的非能动安全冷却设施因无电源可用也未能启动，于是堆内条件开始恶化，堆水逐渐蒸发流失，导致堆芯核燃料暴露。由于冷却条件恶化使燃料元件表面温度超过1200°C,构成了燃料元件包壳锆合金与水发生激烈放热化学反应的起始条件。反应结果产生了大量氢气，于是在1#、3#和2#反应堆上，分别于地震发生后25小时、68.5小时和87.5小时发生氢爆，放出了堆内的全部气态裂变产物，堆芯燃料熔毁后形成具有内热源的高温熔融物流，部分熔穿了反应堆压力壳和安全壳，于是形成了大量放射性污水，造成了极为严重的环境污染。从以上事故具体进程的描述中可以清楚地看出，地震与海啸都不是造成此次核灾难的直接原因，即使是福岛一号核电站也是在海啸袭击过了18小时，当蓄电池供电耗尽之后反应堆的状况才开始恶化的。这时堆芯剩余发热水平已由停堆前运行功率的6%衰减到约0.5%，本来事故处理的最危急时刻已经过去，但终于没能躲过这场核灾难，是由于东电公司以下一系列人为失误所造成的，具体包括：

（1）本来原址标高海拔25米，但主要是为了节省输送冷却海水能耗，把电厂地面标高削减到了海拔10米，防波堤也仅设防5.7米，因而当14米浪高的海啸来袭时，立刻淹没了除具有防水能力的反应堆厂房以外的所有建筑。况且日本历史上已经出现过数次浪高超过10米的海啸，所以降低东电第一核电站的防海啸能力是明显的人为失误。最靠近震中的女川核电站因厂房地面标高14米，此次“3·11”海啸就未能对它造成破坏；

（2）把柴油机组紧急事故备用电源厂房布置到了汽轮发电机车间地面以下，虽然当时其内部就有人表示担心怕被水淹，但并未能改变这一决定，终于留下了隐患，因而“3·11”海啸来袭时，致使这个对事故紧急救援至关重要的备用电源立即失效。在建造时间稍为晚一点的按大体上相同标准设计的东电福岛二号核电站中，只作了少量改进，包括把柴油发电机组布置在有防水能力的反应堆厂房内，于是在海啸袭击过程中保住了应急备用电源，同时更换了部分被水淹的电缆，在“3·11”地震发生后经过一天多的抢修终于宣布福岛第二核电站成功脱离了事故危机状态；

（3）在福岛第一核电站设计时期，虽然尚没有硬性规定，但很多核电厂的备用电源厂房大门的设计，都沿用了潜艇舱门的技术要求，保留了防水、防爆功能。但在福岛第一核电厂设计中回避了这一设计要求，只采用了普通大门，所以“3·11”海啸来袭时瞬间即淹没了其全部柴油发动机组备用电源系统，丧失了应急供电能力；

（4）把安全备用电源蓄电池组的容量，由常见的72小时供电能力缩减到仅18小时，此后全部自动控制系统瘫痪，致使1#、2#和3#反应堆上的非能动安全冷却系统也都没能发挥作用。如果东电福岛第一核电站也能按当时的一般习惯取72小时备用电源容量，则会有更多的抢救宽限时间，从而有可能避免核灾难的发生；

（5）核电厂日常运行疏于管理，40年来未对安全冷却系统做过认真检查调试，对已发现的安全隐患瞒报不改，所以在“3·11”紧急事故处理过程中，该打开的阀门不动作，该紧急更换的电缆现场无备件；

（6）事故发生后为了避免引起社会提出法律诉讼和索赔要求，不敢采取过于明显的紧急救援大动作，如用救火消防水车紧急向反应堆注水及利用工程临时紧急电源等等，因而失去了最后的可能摆脱核灾难的宝贵机会。

由此可以清楚地看出，在上述的连续六个失误中，哪管能够避免其中任何一个，都曾经有可能避免这场核灾难的发生，而且这些失误完全都是人为性质的。东电公司所以能够在设计、建造过程中多方人为降低标准、在运行过程中忽视安全隐患、在事故处理过程中按侥幸心理只想大事化小对实情秘而不宣，其主要原因之一就在于东电公司内部吸纳了若干退休政府高官，能够按企业利益至上的原则完成一般人做不到的事情。2012年7月初，由日本政府委任的13人权威专家小组对此次事故进行了全面深入的调查后发表了一份详尽报告，明确指出2011年“3·11”发生的地震与海啸是天灾，而同时由其引发的福岛核电严重事故则纯属人祸。可惜的是这一报?中的科学结论因专业性强能够送达的人群极为有限，而且发布时新闻热点时间已过，因而至今很少为人所知，使很多人始终感觉是地震和海啸造成了此次核灾难，未能及时摆脱因以先入为主而产生的弃核情节。

2.2. 科学地认识放射性

在核电的发展历史中，曾发生过三次堆芯熔毁的严重事故，特别是2011年日本福岛核电事故，使部分媒体与公众对放射性危害产生了高度敏感的关注。其实，在地壳构成中就存在的天然放射性元素和来自太空宇宙射线所带来的低微放射性，都是自然界天然的组成部分，整个自然界和人类社会世世代代的发展都是在与这种自然放射性共生的条件下进行的，因而从自然界中完全排出放射性是不可能的，其后果也是难以预料的。我们能够做到的只有避免遭受过度辐射和维持自然界的辐射平衡。

核能是现代高科技成果之一，对放射性的测量精确到了原子量级，例如，放射性剂量单位贝克勒尔(Bq)即是指每一秒中有一个原子发生衰变，而每立方米的水中有8.47·1025个氧原子和两倍与此的氢原子。基于辐射损伤后果所制定的允许剂量，是考虑在此剂量下，不但被辐射的人不会受到伤害，而且也不影响其子子孙孙后代的健康。现代辐射防护科学已达到了很高水平，可以完成精确设计，制定有效防护措施，在多数情况下还可以把辐射剂量水平实际上控制在允许剂量值的千分之一以下。例如，一个常年在核电站工作的运行人员，每年所接受的放射性累积剂量，还不到由北京到上海乘一次民航机所受到的太空辐射剂量，所以现代的辐射剂量科学能够有效地保护环境安全以及所有核电站运行人员和周围居民的健康。

福岛核电站事故的发生，给广大公众造成了放射性可怕的直接印象。但在事故发生四年半后，才刚刚在参加过事故救援工作人员中发现首例与辐射相关的病例。而在同一时期内，我国每年因交通事故死亡上万人，煤矿工伤死亡上千例，在北方持续大面积连片雾霾对健康的损伤更是无人能够幸免。在文献1.和文献2.中，对各种人类社会活动以及各种能源生产及消费过程中所造成的风险，，进行了科学的全面分析。结果表明，核能的生产与消费，包括采矿、设备及燃料元件制造、核反应堆运行、核能设备退役及放射性废物处理等全过程，远比人类生活其他活动的风险小得多，其他非核能源的实际风险，也都比核能风险（包括考虑三次核电严重事故后果在内）大千倍以上。人类社会的生存和发展必须有足够的能源及动力的保障，同时还必须兼顾自然环境的保护，在此过程中如因对放射性风险的过度警惕而延误核能的发展，无疑将造成本来可以避免的更大的多余社会代价。

1. 核电站的严重事故风险

鉴于在自然资源中的石油、天然气和煤碳等化石燃料的储量十分有限，地球环境条件恶化的加速，迅速改善能源结构是最根本的出路，而在各种可大规模利用的清洁能源中，唯独核能才具有成为现代能源体系主要支柱的潜力。在文献3.中论证了由采用完全非能动安全冷却系统压水堆及自然安全铅冷快堆，可以构成完整的无严重事故风险的现代核能体系，能够满足对现代核能提出的各项要求，包括确定性的核安全、无限期的核燃料供应保障、核废物的减量化及保持自然界的辐射平衡、防止核武扩散、对其他能源保有经济竞争能力等等。

但是2011年日本福岛核电事故给世界各国的核电发展计划都带来了重创，我国也进行了几年的调整，对核电安全进行了全面审视及改进，于最近两年内才逐渐恢复了核电发展步伐。按最乐观的估计，在现有二十几座压水堆核电站的基础上，到2020年发展到总装机容量5800万千瓦，到2030年将有110座核电站投入运行。但这与建立可持续发展社会对能源的需要和在我国业已形成发展核电的基础能力相比，仍有不小的差距。

造成核电发展迟缓的重要原因在于目前全部第二代及第三代压水堆核电站都未能完全摆脱严重事故风险。虽然其发生概率极低，但其后果却难以承受，因而在选择核电站新厂址时，都要求事先制定周围居民及所在企业的紧急撤离计划，并需征得有关方的认可，难度很大，因而每年能够开发出来的新厂址很有限。

为了找到破解这一困难的方法，首先来分析一下核电站的严重事故风险由何而来是会有所帮助的。

原来核反应堆的运行有两个突出特点：

其一是运行过程中在核燃料内形成大量的放射性裂变产物及半衰期极长的钚和少量的次锕系元素，在正常运行工况下，这些放射性元素以稳定的化学形态固锁于陶磁型燃料元件芯块的晶体栅格之内（这是防止放射性物质泄漏的第一道屏障），从中释放出来的少量气态及可挥发性放射性物质也都被滞留在密封焊接的燃料元件包壳之内（这是防止放射性物质泄漏的第二道屏障）。只要能保持堆芯燃料元件的完好状态，这些放射性物质就不会向外泄漏，这是保证反应堆安全最重要的底线：

其二是堆芯的剩余发热。落棒停堆只能立刻停止核裂变链式反应，但由放射性元素延时衰变而造成的剩余发热尚存，因此在停堆后堆功率立刻降低到6%，一小时后降低到1.4%，24小时后降低到0.4%以下。此后衰变速度逐渐变慢，在若干年内仍保持较高水平，使压水堆卸料元件需要在冷却水池内保存数年。反应堆卸料元件的剩余发热是一种自然现象，没有任何手段能使其停止或延缓，又因堆芯燃料元件功率密度大而其本身的热容又很小，所以在失去适当冷却的条件下，此剩余发热会迅速使堆芯熔毁，从而破坏了至关重要的阻挡放射性物质泄漏的第一道及第二道保护屏障，形成了放射性物质可能大量泄漏事故的起因。

为了对剩余发热进行安全冷却，在第二代压水堆核电站中普遍采用了能动的安全冷却系统。后来为了提高安全性，在安全冷却系统中开始采用冗余原则，对安全冷却系统及其各主要部件都设置多重备用。随着安全要求的提高而不断地提高冗余度，致使压水堆核电站的投资和建造周期都成倍地增加了。为了走出困局，于上世纪八十年代起，对自然循环及其他非能动安全冷却措施引起更多的关注和实际应用。在第三代压水堆核电站的安全冷却系统设计概念中形成了两种趋势，一种是仍以能动设备为主但辅以一定的非能动设备做为备用，另一种则是将全部安全冷却系统的运行都非能动化，以简化系统并减少具有失误概率的因素。但是到目前为止，在所有压水堆安全冷却系统中无例外地都采用着能动的启动方式，仍依赖自动控制系统、能动设备及人为介入等这些具有一定失误概率的因素，这正是压水堆核电站在发展过程中只能逐步降低严重事故风险但至今仍未能达到确定性核安全的根本原因所在。

目前严重事故风险是压水堆核电站发展的主要瓶颈，它限制了现在的核电发展速度以及将来能够达到的实际规模。对核供热来说，因低温热能的经济传输距离短，核供热站必须建在居民稠密地区，严重事故风险更是不可克服的阻挡因素，因而排除严重风险，是核供热能够取得实际应用的必要条件。

1. 压水堆摆脱严重事故风险的可能性

核电站压水堆由于一回路载热剂处于高温高压之下，具有载热剂外泄流失的可能，造成堆芯的失水失冷。为避免此类事故发生，需要设置堆芯余热冷却、事故安全注水和安全壳冷却这三大安全冷却系统。为实现反应堆的确定性安全，在需要时这些系统不允许出现失误，因而必须在其全部安全冷却系统中贯彻完全非能动原则，只依靠自然因素的作用来完成其全部安全功能。而自然因素作用的本质特点即是确定无疑，没有失误概率，因而实际上是可以摆脱严重事故风险的。

在《发展无严重事故风险核电站的曙光》【4】一文中，全面论述了压水堆安全冷却系统的完全非能动原则，在热能自然传递、载热剂的自然循环、堆芯反应性负温度系数的反馈作用等这些公认的自然因素之外，又增补了用自然力启动安全冷却系统以及选择大气为最终热阱等两项新内容，于是构成了在压水堆核电站安全冷却系统中落实完全非能动原则一切必要和充分的条件。

这里所说的自然力，主要是指当压水堆一回路的运行工况发生变化（包括出现事故工况）时，由其压力变化所形成的特征力。其作用范围广泛，力度足够强大，不必经过信号的放大或转换，直接即可用以改变某种特定阀门的开关状态，于是达到瞬时自然启动相应安全冷却系统的目的。

反应堆的最终热阱原则上可有两种选择：自然水域或大气。目前，由于水冷效率高，普遍选择自然水域为最终热阱。但由于堆芯标高总是高于自然水面，因而实现安全冷却系统的完全非能动原则是根本不可能的。而大气则无所不在和热容无限，所以选用大气为最终热阱可以保证对反应堆无限期的安全冷却能力。但空气冷却的明显缺点是效率低，为此，在文献4.中，利用堆芯余热快速衰减的特点，将停堆后前24小时放出的余热主要依靠大容积常压水来吸纳，而此后余热水平降至堆功率的0.4%以下时再只依靠大气传热，这样就为选择以大气为最终热阱创建了必要的现实条件。

在文献4.中，提出了压水堆核电站中AAP(Advanced All Passive)完全非能动各安全冷却系统的具体设计方案：当一回路主循环泵停闭时，在堆芯出入口压差力控制下的单向阀自然开启，瞬时启动堆芯余热冷却系统，即时缓解由事故造成的紧急工况，并在随后保持对堆芯余热无限期的安全冷却能力；当发生一回路失水事故时，随着一回路压力的下降，依次自然开启高、中、低压注水回路的差压爆破阀，待全部注水过程完成后，整个反应堆都浸泡在常压大容积水池之中，保证了堆芯无限期的自然安全冷却条件；当在安全壳内出现蒸汽时，随即自由进入空冷凝汽器，凝结水依靠自重作用直接返回一回路水池。所有这些安全冷却回路在事故发生后，从启动到后续运行都只是在自然因素作用下完成的，彻底摆脱了对自动控制系统、能动设备及人为介入的依赖，因而实际上消除了严重事故风险，可以为开辟我国广大内陆核电市场及国际核电市场做出实际贡献。

在各种轻水堆中供热堆的热工参数最低，在其安全冷却系统中最容易实现完全非能动原则，率先排除严重事故风险，为核供热的快速发展奠定可靠的技术基础。

3.各种低温供热堆综述

在上世纪七、八十年代，世界曾掀起过发展低温堆供热的高潮，瑞典、瑞士、苏联、加拿大、法国等都提出了各自的供热堆方案，其共同特点都是简化轻水堆，降低热工参数，但不可避免地都成为了新堆型，包含一些未经实践验证的特点，因而至今还未能建成任何一个实用型的专用低温供热反应堆。

其中发展工作进行得最多的是苏联，已完成了六台热功率为500Mw的壳式低温供热堆的建造，两个堆的核供热站已开工，另两个堆的核供热站几乎已全部完成。在堆内采用了一体化布置，一回路低压水满功率自然循环，有堆水微沸腾和单相水自然循环两个方案。为了实现一体化，必须将主换热器布置于堆壳内，又由于满功率自然循环传热效能低，致使堆芯比功率降低和堆壳体积变得相当庞大，使热功率为500Mw的供热堆比3000Mw核电站压水堆的尺寸还要大。最初曾把这种压力壳的制造设想得过于简单，以为可以在核供热站附近就地生产，但后来发现必须按核设备安全标准在有资质的专业厂才能进行制造。如此庞大的压力壳也无法经陆路运输，所以相应的核供热站只能建在水路运输能够通达的地区。

这些困难主要是由一回路满功率自然循环的要求引起的，但这一要求对供热堆的运行并非必不可少，而且当供热站停电时，中间回路和供热网都不能运行，所以一回路的满功率自然循环也起不了作用。而从堆芯余热冷却安全的角度出发，自然循环冷却堆芯的能力只要大于堆功率的6%也就足够了。

在苏联供热堆发展的初期，为了提高堆水的浮升能力，曾考虑了堆水微沸腾的方案，但不久在两个实验台架上都发现了在设计运行参数附近存在两相流不稳定区。在供热堆中，水不仅是载热剂，同时又是中子慢化剂，即形同热中子源，所以水密度的脉动变化直接造成堆芯反应性的脉动，这在堆安全上是绝对不能允许的。

由于壳式供热堆多年没能投入实际应用，所以利用这些时间又进行了热电联供、海水淡化等多用途研究。这种多用途低温堆适用于孤立海岛或电网达不到的边远地区，但不太适合于城市集中供热。原因是为了实现热电联供需要提高反应堆的热工参数，使其安全性能更向核电站压水堆靠近。即使这样其发电效率仍然很低，使其发电成本无法与电网电价竞争。在夏季发电时还要向周围环境排放堆功率70%左右的低温热能，给当地造成额外的环境热污染。所以综合考虑起来，还是单一集中供热最安全，更适合于城市发展的需要。

我国的壳式供热堆设计方案与苏联的ACT500低温供热堆有很多相似之处，而且后增加的自保压和水力传动控制棒等新技术特征，也还有待进行更多的技术验证工作。

在我国与壳式供热堆同时开发的还有深池式低温供热堆，其技术源于常压池式试验堆，其堆芯设于常压大容积水池的底部，没有载热剂大量流失的可能，因而具有明显的固有安全性能。我国第一次核能供热实验就是利用清华大学核研院基地上的热功率为2Mw的池式试验堆完成的，为数座大楼一天24小时连续供暖，取得了比燃煤热水锅炉更好的供热效果。

为了适应城市大型热网的要求，专用池式供热堆将常压水池深度增加到27米，靠池内的水静压增加水池底部堆芯的压力，提高其出口温度，使热网的供水温度提高到120C°，已与城市大型热网的供水温度比较接近。

正常供热运行时，除一回路外深池内的存水都是只做为储备而不做为载热剂参与循环，用池水的静压为堆芯加压的效能较低，每增加十米水深才只能增加一个大气压。对一个27米池深来说，已经带来一些不方便，但能够达到的热网供水温度仍与城市大型热网的要求有一定的差距。

壳式与池式供热堆都是新堆型，为首建一个工程示范供热堆都还需要一定的投入，而此后在设计、设备制造、运行管理等环节形成完整的工业体系更需要一定的时日，难以满足我国迅速大规模发展核供热的迫切需求。

4.池壳结合固有安全的低温堆核供热站

迫于环保及北方城市地区冬季供暖能源保障的双重压力，我国急需迅速、大面积推广核供热，但只有通过利用业经广泛实践验证过的成熟技术才能达到这一目的。

我国的压水堆核电站从设计、设备及燃料元件生产到运营管理已经形成了一套完整的工业体系，而且由于核电发展迟缓，还开始出现了核电设备制造产能过剩的局面。如果能够把核电站的成熟压水堆技术用于核供热，将是一举两得，既能及时满足核热市场的急需，又可盘活积压的设备制造潜力。但实现这一目标的首要前提条件即是必须排除核供热站的严重事故风险，不再需要为周围居民制定事故条件下的紧急撤离计划。

为此目的，在文献5.中推出了池壳结合的固有安全低温堆核供热站的设计方案，利用与核电站压水堆相同的低温壳式堆为热源，通过板式换热器进行小温差下的高效换热，在满足城市集中供热大型热网供热参数要求的条件下，尽量降低反应堆的温度和压力，使其接近常规热水供暖锅炉的水平，因而在反应堆一回路内有一半的水低于100C°，大幅降低了载热剂的内能。为了实现固有安全，采用了池壳结合的方案。如图1所示，设立了包括常压大容积水池（47）、池内堆芯余热冷却器（36）和池水空冷管排（43）等在内的完全非能动堆芯余热安全冷却系统，通过壳内单向阀（31）与反应堆主传热回路并联。此单向阀的上端与堆芯出口相通，而其下端则与堆芯入口相联，因而其开关状态只取决于主传热回路的运行状态：当主循环泵（10）正常工作时，在堆芯出入口压差力的作用下自然关闭，使堆芯余热冷却系统处于备用状态；而当主循环泵（10）停闭时，堆芯流动阻力消失，单向阀（31）的阀芯由于自重作用下落而自然开启，即时使堆芯余热冷安全却系统投入正常工作。充分考虑堆芯余热快速衰减的特点，停堆后前24小时的余热主要依靠常压大容积水池（47）内的存水吸纳，因而用传热能力只为额定功率0.4%的池水空冷管排，即可保证对堆芯余热无限期的安全冷却能力，这样就为采用空冷创立了现实的条件。

在供热堆壳体（6）的顶端通过压力平衡管（52）与一回路稳压器（26）的气腔相联。在此管上不必加阀门和任何量测装置，在管内自然形成水汽分离界面，其位置略高于一回路稳压器（26）的水面，使堆壳内可能产生的蒸汽和不凝结气体随时自然地排入稳压器，因而在正常运行或事故过程中，都可保证在堆壳内不存留气相物质。压力平衡管（26）的工作符合自然安全原则，无需监管，在事故过程中将对简化操作与保证安全都能够起明显的安全保障作用。

如果一回路边界破裂造成载热剂流失事故，当一回路压力下降到低于池底部水静压时，单向阀（49）和（34）自然开启，使反应堆壳体（6）与常压大容积水池（47）联通，以其大容量存水注满全部反应堆设备空间及反应堆地坑，确保堆芯的自然安全冷却条件，只要安全壳具有0.4%额定功率的空冷凝汽能力，即可无限期地自然确保核供热站的安全。

从上述的过程中可以看出，在池壳结合的低温堆核供热站中，无论出现何种事故，从相应安全冷却系统的启动到随后无限期的安全冷却运行，都只是在自然因素作用下完成的，完全摆脱了对自动控制系统、能动设备及人为介入等因素的依赖。而自然因素作用的本质特点即是确定无疑，没有失误概率，因而实际上可以使核供热站摆脱严重事故风险，为在广大城市地区推广应用建立了必要的技术基础。

核供热堆的热工参数低，载热剂内能小，出现事故的概率极低。即使出现，其进展过程也十分平缓，且易于恢复。正常运行时可采用维持堆水平均温度不变的控制原则，通过堆芯反应性负温度系数的反馈作用，保持反应堆功率自动跟踪供热负荷变化的能力，使低温堆核供热站的运行管理更为简单可靠。

这里需要着重说明的是，壳内单向阀（31）和池内单向阀（49）及（34）对保证核安全的作用至关重要。一般笼统地说，因单向阀内有阀芯小幅机械运动，也有一定的失误概率，但各种单向阀的工作条件千差万别，对其可靠性不宜简单地一概而论，对每种特定的单向阀应根据其实际工作条件进行具体分析。在池壳结合低温堆核供热站中，作用在这些单向阀阀芯上下两侧的工作压差在0.3~1.5MPa范围之内，所以当这些压差力存在时，使具有一定质量的阀芯受到足够的向上推力可保证单向阀的可靠密封。但作用力也不致于过大，不会造成接触密封面的相互咬合，因而当此压差力消失时，阀芯在自重作用下能够可靠地下落，自然打开单向阀。在阀芯上部接触密封面和芯杆滑动表面位置都可采用陶瓷涂层，以彻底排除这些表面发生咬合伤害的可能。

此外，在原理图上每种单向阀只标注一个，但实际上在一回路的每个分支上都有，而且因单向阀结构简单，也不需要任何其他辅助设施，所以还很容易实现并列备用，实际上可完全排除单向阀动作失误的风险。

考虑到核供热市场十分广泛且需求甚急，而核供热堆运行管理的专业性又很强，因而发展核供热最好是采取承建方与地方业主合作的模式，由地方业主负责热网运营管理、站内常规设备维护及核供热站的治安保卫，而由承建单位始终负责与核技术密切相关的所有活动，如堆芯装料、反应堆的运行管理及定期更换核燃料等等。实际上核供热堆的运行管理非常简单，日常工作需要的专业人员很少，也没有必要再为核供热组织另一套技术机构，这样最有利于在现有条件下快速发展核供热事业的需要。同时，在国际上核供热也有巨大需求，目前尚无竞争对手，在国内首先取得成功经验之后，还有利于开发国际市场，为我国高科技装备的出口打造新热点。

图1. 池壳结合固有安全低温堆核供热站的原理系统图

1.堆芯，2.控制棒，3.热水上升筒，4.冷水下降通道，5.堆芯吊兰，6.供热堆壳体，7.堆入口阀门，8.堆出口阀门，9.一回路回水管道，10.一回路循环泵，11.阀门，12.主换热器，13.阀门，14.二回路循环泵，15.阀门，16.热网换热器，17.阀门，18.热网回水管道，  19.阀门， 20.热网供水管道，21.阀门，22.二回路稳压器，23.联接管，24.阀门，25.阀门，26.一回路稳压器，27.联接管，28.一回路供水管道，29.壳式供热堆，30.控制棒传动机构，31.壳内单向阀，32.阀门，33.堆芯余热冷却器回水管道，34.池内单向阀，35.出口联箱，36.堆芯余热冷却器，37.池内热水浮升筒，38.冷水下降管，39.阀门，40.排气烟筒，41.空气进口，42.空气进口闸门，43.池水空冷管排，44.空气出口闸门，45.阀门，46.池水吸入口，47.常压大容积水池，48.入口联箱，49.池内单向阀，50.堆芯余热冷却器入口管道，  51.阀门，52.压力平衡管。

【参考文献】

1.“核能开发与应用”（第二版） 21世纪可持续能源丛书

马栩泉 编著 2014年4月化学工业出版社出版

2.“核电 雾霾 你”——从福岛核事故教训说能源、环保与工业安全 郭位/著 2014年9月北京大学出版社出版

3.自然安全的BREST铅冷快堆----现代核能体系中最具发展潜力的堆型 肖宏才 “核科学与工程” 2015年9月

4.发展无严重事故风险核电站的曙光 肖宏才 “核科学与工程” 2013年6月

5.固有安全池壳结合低温堆核供热站装置及其运行程序 发明专利 ZL 2008 1 O177343X