科研项目

清华大学核能与新能源技术研究院于1981年提出了发展低温桉供热堆的倡议,于1983年至1984年,利用已有的游泳池式屏蔽试验堆进行了核供热实验,取得了满意的结果。与此同时,还开展了低温核供热堆的方案选择与研究。根据我国的国情以及当时国际上发展的各种低温核供热堆方案的比较,最后决定采用具有一定先进性的“一体化、自然循环、壳式” 供热堆做为发展我国低温核供热堆的主要堆型。该堆型具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点。1984年,低温核供热堆得到了国家计委与科委的批准,列入国家“六五”及“七五”重点科技攻关项目。在国家“七五”攻关期间,经过大量台架试验,完成了包括全功率自然循环特性、非能动安全特性、一体化技术、水力驱动控制棒、自稳压特性等内容的核供热堆关键技术攻关。

5MW低温核供热试验堆于1986年3月动工兴建,1987年9月土建完工。1989年4月设备及系统安装完毕并开始调试。在该堆建造和调试期间,国家核安全局组织实施了颇有成效的安全审查和监督工作。经约1年半的安全审评和监督检查,于1989年9月初调试完毕,9月28曰颁发了首次装料批准书。10月9日完成核燃料装料。11月3日反应堆首次达临界,12月16日反应堆达满功率运行。与此同时,开始向全所5万余平方米建筑物供热, 直到3月22日供暖结束,连续供暖超过100天,各项主要指标均达到设计要求。该堆自1989年投入运行后,进行了大量运行性能实验和安全性能实验,验证了核供热堆的优异性能。在5兆瓦堆的设计研究过程中,共取得52项科研成果,攻克13项重大关键技术,获得5项国家专利,有7项技术成果达到国际先进水平,并获得13项部委奖和2项国家级奖。5兆瓦堆获得1992年国家科技进步一等奖,反应堆控制棒步进式水力驱动系统获得1990年国家发明二等奖和1991年中国专利金奖。该反应堆的运行成功,被评为1989、1990年全国十大科技新闻和1990年世界十大科技成就之一。

200MW核供热堆采用的总体技术方案和安全原则与5MW低温核供热试验堆相同,如均采用一体化布置、自然循环、自稳压、非能动余热排出和被动式安全系统设计等等。但是,在工程上从5MW核供热堆到200MW核供热堆并非简单的比例放大。清华大学核研院在1989年完成5MW核供热试验堆后,开展了50余项试验研究,进行了200MW供热堆全尺寸工程模拟试验。其目的就是解决从5MW供热堆向200MW供热堆过渡带来的工程问题。

在国家“八五”攻关期间,完成了200MW商用堆关键技术攻关和以热电联供、制冷空调、海水淡化等实验为代表的供热堆综合利用技术研究与开发以及商用示范堆工程可行性研究,初步设计和工程前期准备。

在国家“九五”攻关期间,完成了与核供热堆技术推广应用相关的工程验证实验。1996年12月大庆200MW核供热堆项目取得建造许可证,标志着壳式低温核供热堆进入产业化应用阶段。此外,在国际原子能机构的支持下,1996年9月到1998年10月,完成了以核供热堆为热源与采用竖管式高温多效蒸馏(VTFE)海水淡化工艺相耦合的摩洛哥10MW核能海水淡化厂可行性研究。

在国家“十五”期间,继续开展商用示范堆的推广和可行性研究,包括山东核能海水淡化工程预可行性研究、沈阳市2×200兆瓦低温核供热产业化示范工程可行性研究、天津核能海水淡化工程初步可行性研究和山东核能海水淡化高技术产业化示范工程可行性研究。低温核供热堆已形成拥有自主知识产权的技术体系,在先后完成了5MW低温核供热试验堆建设和运行及商用核供热堆技术开发后,现已处于商用示范堆建设、实现产业化的阶段。

重大项目:

2008年10月,经过国家核电技术公司、清华大学的友好协商,双方愿意在核能技术研究与产业化领域进行全面合作,共同促进我国核能技术进步与核能产业发展。为此,双方在北京成立联合研究机构—国家核电技术研发中心。国家核电技术公司与清华大学“强强联合”,吸取双方各自的优势,充分体现“产学研相结合”的原则,努力推动核能技术的产业化。这一合作给予了清华核能人发挥核科技实力的平台,为大型先进压水堆重大专项的实施贡献力量。

大型先进压水堆核电站重大专项是国家科技重大专项之一,是目前我国大力发展的第三代核电技术,具有经济性好、安全性高的特点。通过引进消化吸收美国西屋公司的AP1000技术,研发更高功率的、具有我国自主知识产权的大型先进压水堆核电站,是重大专项的主要目标。围绕这一目标,大型先进压水堆核电站重大专项设置四个项目,分别是AP1000引进消化吸收、CAP1400技术研发、CAP1700核电技术预研、压水堆重大共性技术及关键设备材料研究。在每个项目下,又设置有若干研究课题。清华大学作为国家核电技术研发中心核心技术力量的来源,主要承担了压水堆重大共性技术及关键设备材料研究、CAP1400关键技术研发和实验验证、CAP1700核电技术预研三个项目、共7个课题的工作。

在压水堆重大共性技术及关键设备、材料研究专项课题中,主要参与反应堆堆芯及安全分析关键技术研究、严重事故机理及现象学研究和关键设备设计分析研究。其中,在堆芯关键技术研究中,主要承担“小破口及其它瞬态热工水力分析程序开发”、“WGOTHIC程序的二次开发”、“堆芯在线监测及保护技术研究”等子课题;在严重事故研究中,着重开展熔融物堆内热工水力行为相关的压力容器外冷却(ERVC)强化换热技术及压力容器内熔融物冷却(IVCC)技术研究,同时开展熔融物堆外热工水力行为相关的熔融物与冷却剂相互作用(FCI)研究;在关键设备研究中,主要研究与大开孔、密封、承压热冲击等有关的关键技术,给出结构优化方法,同时开展对金属安全壳设计分析技术的研究。

在CAP1400技术研发重大专项课题中,主要承担CAP1400非能动堆芯冷却系统整体性能试验和验证研究、CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验、CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)研究及试验。通过课题的研究,将掌握大型整体非能动安全技术的试验关键技术和方法,深入理解非能动安全技术的理念和研究方法,掌握第三代大型先进压水堆的核心技术,提高我国整体性能试验验证分析能力,形成完整的、先进的技术研发体系,为未来我国具有自主知识产权的大型先进压水堆核电站的研发提供有力的技术支持。

CAP1700核电技术预研工作是在AP1000技术消化吸收的基础上,以承担重大专项共性课题和CAP1400课题任务为依托,开展CAP1700总体技术方案及相关技术的研究,为我国核电可持续发展奠定技术基础。CAP1700预研工作主要研究内容包括关键设计分析技术研究、核电站技术方案及概念设计研究、非能动堆芯冷却系统能力试验、非能动安全壳冷却系统有效性试验、反应堆水力模拟试验、堆内流致振动试验、严重事故措施(IVR)试验等研究项目。