Research and Development of Nuclear Heating Reactors in China

The research and development (R & D) of nuclear heating reactors (NHRs) have been conducted as one of the national key projects in science and technology in China since the 1980s. This paper presents the development status. main design featur and safety concepts of the NHR.

200MW核供热站方案设计

200MW核供热示范站反应堆设计中采用了一系列先进技术,如自然循环、一体化布置、自稳压、双层壳结构、控制棒水力驱动系统和非能动式安全系统等,使得供热站更安全、可靠、结构简单、易于建造和维修。本文简要介绍了该站的安全原则、主要设计考虑、总体方案和主要设计特点等。

核供热堆安全壳设计方案的探讨

介绍了壳式核供热堆几种安全壳的设计特点。根据核供热堆的实践和该堆安全壳功能的分析比较， 提出了取消“紧贴式”钢安全壳、采用大容积砼壳作为第三道安全屏障的可能性。

低温供热堆研究进展

经过堆型论证、试验堆建设、商用堆攻关、系列堆型开发等四个阶段的发展,低温供热堆技术的固有安全性和技术成熟性已得到充分验证。作为清华大学核能与新能源技术研究院(简称“清华大学核研院”)最新开发的小型模块化压水堆,NHR200-Ⅱ保持了低温堆系列堆型的技术特点,采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压方案,设有中间隔离回路和非能动安全系统,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,系统简化、运行操作简单,能够满足居民供暖、工业蒸汽、海水淡化、热电联供等多种需求。随着节能减排、空气污染治理等需求的逐步增强,NHR200-Ⅱ有望成为我国北方地区率先部署实施的供热堆型。

小型一体化全功率自然循环压水堆NHR200-Ⅱ技术特点及热力市场应用分析

在减少温室气体排放、缓解空气污染的需求背景下,减少化石能源消耗、增加核能在一次能源消耗中的占比,已成为科技界和产业界的共识。清华大学聚焦居民供热、工业蒸汽、海水淡化等需求,同时兼顾偏远地区发电需要,自主研发了能够产生1.6 MPa饱和蒸汽的小型模块化压水堆NHR200-Ⅱ。该堆采用一体化布置、全功率自然循环、自稳压、非能动安全的设计理念,设有中间隔离回路,可实际消除大规模放射性释放、技术上无需采取场外应急措施,可贴近城市周边和最终用户建设;同时,系统设计简化、运行操纵简单、放射性废物量少,保障了该技术具有经济竞争力。经过试验堆建设和30余年的持续攻关,该技术已具备示范应用条件。