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郑文祥　董铎　张达芳

摘　要：摩洛哥王国准备采用我国开发的10MW核供热堆作为热源，与高温多效蒸馏工艺相耦合，在坦坦地区建造核能海水淡化示范厂，日产8000m³淡水。可行性研究结果表明：该示范厂设计方案不存在技术障碍，其淡水生产成本与该地区相同规模的化石燃料淡化厂相当。
关键词：核能海水淡化　核供热堆　多效蒸馏工艺

ProjectofaNuclearDesalination
DemonstrationPlantforTan-TanMorocco

ZhengWenxiang　DongDuo　ZhangDafang
(InstituteofNuclearEnergyTechnologyTsinghuaUniversity,Beijing,100084)

Abstract：AnucleardesalinationdemonstrationplantistobeconstructedinTan-Tan,Morocco.Theplantwillinstalla10MWthnuclearheatingreactordevelopedbyChinaastheheatsource,whichiscoupledwiththehightemperaturemulti-effectdistillationtechnologictoproduce8000m³/dofpotablewater.Theresultsofafeasibilitystudyhaveshownthatthereisnoanytechnicalobstacleinthedesignapprochesofthedemonstrationplant,andthewaterproductioncostofthedemonstrationplantisinthesamerangeasthatofafossilfueldesalinationplantwiththesamecapacity.
Keywords：NucleardesalinationNuclearheatingreactorMulti-effectdistillation

1　引言

　　淡水资源是人类生存和社会发展的基本条件，目前，北非、中东、中南美洲及亚洲一些国家，包括我国部分地区，存在淡水供应短缺现象。随着人口的增加和经济的发展，未来淡水供应问题已引起严重的关注。
　　1989年，国际原子能机构(IAEA)成员国大会决定将核能海水淡化研究列为重要优先课题。此后经多次国际专家会议研究评议，认为我国发展的核供热堆与高温多效蒸馏(MED)淡化工艺相耦合是近期可实现的核能海水淡化技术方案^[1，2]。在IAEA大力推动和支持下，中摩两国决定联合开展在摩洛哥坦坦地区建设核能海水淡化示范厂可行性研究。该示范厂将引进一座中国10MW核供热堆，与高温MED淡化工艺相耦合，日产淡水800m³。
　　该项研究的主要目的是论证示范厂技术方案的可行性，特别是分析核能海水淡化的安全性及运行可靠性。通过示范厂水价分析，论证大型核能海水淡化厂的经济性。中方负责该项研究的全部技术方案和经济分析工作，包括厂址和环境影响评价、核供热堆方案设计和淡化工艺选择、反应堆与淡化厂的耦合方式、确保淡水品质和可靠供水的措施、示范厂和大型商用淡化厂投资及经济分析等。
　　本文将给出该项研究的主要结果，包括核供热堆和淡化厂技术方案、确保淡水安全生产的措施及水价分析结果等。

2　核能海水淡化示范厂技术方案

2.1　概述
　　核能海水淡化示范工程^[3]主要包括一座10MW核供热堆(NHR-10)及其辅助系统，一座采用高温MED工艺的海水淡化厂和备用燃油锅炉等其它辅助设施。上述所有装置均座落在同一厂址内。
　　该示范厂拟建在摩洛哥南部坦坦地区。该地区人口约6万，经中、摩及IAEA专家考察评审，初步选定两个推荐厂址。两个厂址均不存在妨碍示范厂建造和安全运行的任何因素。环境影响分析表明，NHR-10的运行对环境和坦坦港海域的影响完全可以忽略不计。
　　NHR-10作为淡化厂的热源，通过主回路-中间回路-蒸汽供应回路输出105～135℃饱和蒸汽。

表1　核能海水淡化示范厂主要设计参数

图1NHR-10海水淡化厂流程

　　淡化厂采用竖管塔式布置的高温MED工艺，共28效。新蒸汽在第一效内被海水冷凝后作为给水返回蒸汽发生器。海水被加热并部分蒸发成二次蒸汽，这些蒸汽将作为下一效的主要热源去加热蒸发海水。如此蒸发-冷凝过程一直重复至最后一效。第二效以后的凝结水就是生产的淡水，再经硬度调整，添加人体需要的微量元素及终端检验后输送至饮用水管网。其简化的流程如图1所示。该示范厂主要设计参数见表1。
2.2　NHR-10主要设计特点和安全特性
　　核供热堆是我国自主开发成功的新一代先进反应堆。该堆采用先进堆安全原理和一系列先进技术，具有良好的固有安全特性和非能动安全性，并且系统简化、运行可靠。
　　NHR-10是以1989年建成运行的5MW核供热堆为参考堆设计的。图2给出NHR-10堆本体结构，反应堆堆芯放置在压力容器内的下部，主换热器布置在容器内上部环形区内。系统压力由容器内上部自稳压空间的氮分压和蒸汽分压维持。冷却剂流经堆芯吸收热量后，经水力提升段进入主换热器，将所载热量传给中间回路水介质，然后再通过蒸汽发生器向淡化厂提供新蒸汽。其主要设计特点和安全特性如下：①一体化布置，大大降低冷却剂压力边界泄漏机率及其后果；②自稳压设计，利用蒸汽分压原理及渗入非凝结气体实现各种功率下自稳压运行，省去了复杂的需要加热和喷淋调节的稳压器；③全功率自然循环冷却，无主循环泵，不需要外部动力，简化主回路系统，增加运行的安全性和可靠性；④非能动安全系统，余热排出系统为自然循环冷却，不需要外电源就可保证执行其安全功能，使反应堆处于安全状态；⑤控制棒动压水力驱动，简化堆体结构，排除了弹棒事故，是一种安全、经济、先进的新型驱动方式；⑥冷却剂不含硼溶液，可保证在全寿期内，具有负的慢化剂温度系数，确保堆功率的自保护和自稳定的能力，并且简化了系统，减少了腐蚀，有利于运行安全和退役处理；⑦纵深设防，多重屏障，防止放射性物质外漏；⑧先进的控制、保护系统，操作简便，对任何设计基准事故，保护逻辑只自动触发简单的动作，不需要操纵员干预，大大降低误操作的可能性；⑨运行参数低，设计裕度大，宽容时间长。在瞬态或事故工况下，过程参数变化平缓。

图2　NHR-10堆本体结构
1——安全壳；2——压力容器；3——主换热器；
4——堆芯筒；5——堆芯；6——生物屏蔽层。

2.3　海水淡化厂
　　淡化厂包括海水提取和预处理、淡化系统，防结垢系统、真空系统、饮用水调制及分配等。
　　水淡化工艺采用塔式布置的竖管发泡多效蒸馏技术。这是一种高温低能耗的先进淡化工艺，也是与核供热堆直接耦合的较佳工艺。
　　淡化系统按两列设计，每列由四塔组成，共28效，日产淡水4080m³。
　　25℃海水冷凝最后一效的蒸汽，并以逆流方式流过所有预热器，加热至120℃，然后在第一效内被新蒸汽加热蒸发成二次蒸汽，而新蒸汽冷凝后作为给水返回蒸汽发生器。二次蒸汽和高温海水将作为后续各效的热源，通过多次蒸发-冷凝，产出淡水，而浓缩的海水将通过排放设施排入大海。
　　淡化厂设有除垢系统，除日常加酸防止结垢外，还采用定期吹球的方法防止预热器结垢，用定期加酸清洗方法去除蒸发器的结垢。这些方法均是在线实施的，不会影响淡水的生产。为了保持高的传热效率和各效的压力，还设有真空系统用以去除淡化系统中的不凝结气体。
　　生产的淡水还需经硬度调整和添加人体需要的微量元素，以符合饮用水的标准。
2.4　NHR-10与淡化厂的耦合界面设计考虑
　　为避免生产的淡水受到放射性物质的污染及提高淡及供应的保证率，将采取下述技术措施：①在反应堆与淡化厂之间设置3道实体隔离屏障；②中间回路运行压力高于反应堆冷却剂系统压力，以此形成又一道压力屏障，防止放射性水外漏；③中间回路及蒸汽供应系统均设置放射性监测及隔离措施；④中间回路、蒸汽回路和淡化系统均为双列设置，以提高可运行性；⑤选择合适的耦合参数，以提高效率并防止结垢；⑥反应堆和淡化厂均设计成具有良好的自调性；⑦设置备用燃油锅炉，保障淡水供应。

3　投资与经济分析

　　NHR-10核能海水淡化示范厂总投资约为4300万美元。其中，中方优惠贷款计息按3％，其余出口信贷计息按5％。同时，摩方对该示范站进口关税和增值税等按免税处理。由此算得30年平均淡水生产成本为1.51美元/m³，投资利润率约为8.6％，投资回收期约为12年。如按商用淡化厂条件，即考虑所有税率，同时贴现率按10％、建设期利率按6.5％计，则平准化淡水生产成本约为2.8美元/m³，与当地相同规模的燃油淡化厂产水价相当。
　　为了研究大型商用核能海水淡化厂的经济性，特对200MW核供热堆与日产160000m³淡化装置相耦合的核能海水淡化厂作了经济评价。分析参数按所有税率不免及贴现率为10％考虑。平准化淡水生产成本约为1.0美元/m³(表2)^[3]。

表2　NHR-200核能海水淡化厂经济评价

4　结论

　　(1)该核能海水淡化示范厂采用低温核供热堆与高温多效蒸馏工艺相耦合的设计，不存在影响项目实施的技术障碍。
　　(2)NHR-10是以NHR-5为参考堆设计的，具有良好的固有安全特性和非能动安全性，完全满足IAEA对核安全的要求。该示范厂运行决不会污染环境和危害公众安全。
　　(3)高温竖管式MED工艺具有较高的效率并与核供热堆参数匹配较好，故选择该先进工艺，淡化厂与核堆耦合界面的设计措施可确保淡水生产的品质。
　　(4)对坦坦地区两个推荐厂址的研究表明，不存在妨碍示范厂建造和安全运行的任何因素。
　　(5)该示范厂的淡水生产成本与该地区相同规模的化石燃料淡化厂产水价相当。分析表明，200MW热功率大型淡化厂(日产淡水16万m³)产水成本将低于1美元/m³。

本项目得到IAEA支持。

作者简介：郑文祥，男，生于1941年3月，教授。1966年毕业于清华大学反应堆工程专业，现从事核能科学与工程领域的研究工作，任清华大学核能技术研究设计院副院长。董铎，男，生于1934年11月，教授。1959年毕业于清华大学反应堆工程专业，现从事核能科学与工程领域的研究工作。
　　　　　张达芳，男，生于1936年2月，教授。1961年毕业于清华大学反应堆工程专业，现从事核能科学与工程领域的研究工作。
作者单位：郑文祥（北京，清华大学核能技术设计研究院，100084）
　　　　　董铎（北京，清华大学核能技术设计研究院，100084）
　　　　　张达芳（北京，清华大学核能技术设计研究院，100084）

参考文献：

［1］OptionsIdentificationProgrammeforDemonstrationofNuclearDesalination.IAEA-TECDOC898,August1996.
［2］NuclearHeatApplications:DesignAspectsandOperatingExperince.IAEA-TECDOC-1056,November1998.
［3］Pre-projectStudyofaNuclearDesalinationDemonstrationPlantforTan-Tan.KindomofMorocco,INET,TsinghuaUniversity,Beijing,P.R.China,October1998.

收稿日期：1999年8月31日

修稿日期：1999年9月30日