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核供熱裝置
鎖定
核供熱裝置是利用核能作為熱源的一種新型動力裝置，其作用相當於集中供熱系統上的一座大型熱水鍋爐。其中低温核供熱堆是中國發展核供熱裝置的先導和主力，由於供熱系統所需供水温度較低(一般不超過120℃)，這種專用於供熱而不發電的核反應堆可以在低温低壓的條件下工作，與核電站用反應堆有很大差別。它的設備和系統簡單、安全可靠、技術成熟、投資少、建造快。此外，高温氣冷堆是熱電聯產的堆型，除了主要用於發電外，還可以提供高温工藝熱，用於供熱，精煉石油、煤的液化、氣化，生產氫等多種用途。高温氣冷堆在核供熱裝置中具有特殊重要地位。
- 中文名
- 核供熱裝置
- 外文名
- nuclear heat supply device
目錄
核供熱裝置低温核供熱堆的主要設計特點
1.採用國內成熟的反應堆技術我國60年代，已自行設計、建造了三座池式實驗堆，至今已積累了多年的運行經驗。在實驗堆技術的基礎上，可以直接建造120MW以上的實用規模的池式供熱堆。
2.固有安全性這種池式堆的安全性已被國內外大量的反應堆實踐所證明，其安全原理明確無誤，因此容易被人們理解和接受，有利於在城市附近及城區發展。
3.結構簡單，運行可靠反應堆採用常壓水池和技術成熟的機電設備，結構簡單，便於運行管理，提高了供熱可靠性。
4.經濟規模和初始投資較小，可滿足更多用户需要，又有利於起步和發展核動力反應堆。基建投資高於常規鍋爐，只有在單堆功率較大時才能與常規鍋爐競爭。池式供熱堆設備費用較低，它在較小的單堆功率下即可達到經濟規模，因而適用於更多的用户，便於熱網布局及熱源的廠址選擇。初始投資絕對數值小，便於籌措資金和加快資金週轉，因而有利於城鎮民用核能設施的發展。
5.供熱和輻射綜合利用前景廣闊。由於採用常壓水池，可以比較方便地利用堆芯輻射能，生產中子輻照產品以及建立y輻照迴路，開展輻射應用。
核供熱裝置低温核供熱堆的固有安全性
供熱堆如建於城市地區，必須排除發生嚴重放射性泄漏事故的可能，確保城市居民與環境的安全。反應堆的全部放射性裂變產物，都是產生在堆芯的燃料元件內，只要堆芯永遠浸沒於水中，保持良好冷卻條件，那麼堆芯即可保持完整，不發生因堆芯燒燬而導致放射性泄漏的嚴重事故。
池式核供熱堆在固有安全方面具有如下特點:
1.反應堆採用常壓水池，滿功率運行時全池平均水温不高於85℃，低於常壓下的沸點，故池水具有不發生整體沸騰的穩定性，且不具備向外噴泄的內能。
2.鋼筋混凝土水池強度高、耐久、無脆性斷裂問題。在設計上留有較大的安全裕度。水池下部16m埋入地下，具有較好的抗震性能。水池外層有碳鋼護殼，內層有金屬襯裏，組成整體結構，並在距池底9m以內的池壁及池底不開任何孔口，確保可靠的防漏能力。
3.堆芯位於水池底部處於全供熱站建築的最低部位。
4.一次水泵、換熱器及聯接管路有發生漏水事故的可能，最嚴重的後果是將水池上部8m深的水全部漏失，但水池下部14m深的水不會流失，也不會影響堆芯的冷卻。漏入一次泵房的池水，在設計上已考慮將它導入貯水池，不會流到廠房以外。
5.設置59套獨立的控制傳動系統，在斷電時均可依靠重力下落控制棒。當出現失電事故，一次和二次水泵停轉，造成失流和失熱阱事故時，初步計算分析表明，在現有設計條件下，由温差及深水池特有的高度差形成的自然循環能力(通過換熱器及停轉水泵)，足夠保證堆芯的餘熱冷卻。而且在功率瞬變過程中，堆芯出口平均水温不超過額定出口温度。由強迫循環向自然循環的轉換具有非能動性質。
6.池水的熱容量大，可以吸收反應堆的剩餘發熱。即使在池水冷卻系統損壞的情況下，30h後，池水温度才能接近100℃，經過兩個月也不會使堆芯暴露。因而，停堆後運行人員有充裕的時間投入池水冷卻系統，或在必要時向池內補水。
7.合適的反應堆物理設計參數，使都卜勒係數及慢化劑温度係數均為負值，又由於低壓下較強的汽泡負反應性，能夠限制反應堆功率及水温的異常升高，具有低壓相變的自保護特性。
8.不僅我國池式研究用反應堆安全運行多年，國際上幾百座池式反應堆均已運行超過30年，從未出現發生嚴重事故的跡象。有些池式研究用反應堆功率很大，例如法國一座池式研究用反應堆的功率達70MW，它建造在巴黎市近郊，距市中心僅17km，已安全運行25年以上，其功率規模已接近現在設計的供熱堆。
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