首座一体化壳式低温核供热堆的诞生

首座一体化壳式低温核供热堆的诞生计划建造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。