第八篇低温核供热堆
低温核供热堆厂址选择安全准则
低温核供热堆厂址选择安全准则首先，低温核供热堆的厂址选择要远离人口密集区和重要的生态环境保护区。
核能具有一定的辐射危险，因此厂址选择要尽量避免对居民和生态环境带来潜在的危害。
厂址要远离城市、村庄和其他人口密集区，以降低因突发事故引发的辐射泄漏对居民的危害。
其次，厂址选择要考虑地质条件和地震安全性。
低温核供热堆需要稳定的地质条件来确保设施的安全运行。
选择地质构造稳定、地下水条件良好的区域作为厂址，以确保低温核供热堆在地质方面的安全性。
此外，要考虑厂址所处地震活动带的情况，避免选择地震活动频繁的区域。
再次，厂址选择要考虑交通运输和灾害应对能力。
低温核供热堆需要大量的原料和燃料供应，同时也会产生一定的废料和放射性废水。
因此，厂址选择要考虑到交通运输的便利性，以确保设施的正常运行。
此外，还要考虑灾害应对能力，选址要避免自然灾害多发区，以降低突发灾害对低温核供热堆的影响。
最后，厂址选择要充分考虑社会和公众的参与和接受程度。
低温核供热堆作为一项重要的能源项目，必须充分考虑公众的意见和参与。
厂址选择要尊重当地居民的意愿，进行充分的沟通和协商，确保低温核供热堆的建设能够得到社会的支持和接受。
总之，低温核供热堆的厂址选择必须遵循安全准则，保障人民群众的生命财产安全和环境保护。
选择远离人口密集区和生态环境保护区的地点，考虑地质条件和地震安全性，充分考虑交通运输和灾害应对能力，以及社会和公众的参与和接受程度，确保低温核供热堆的安全建设和运营。
这样才能充分发挥低温核供热堆的优势，实现可持续发展。
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作者：游战洪来源：《科学》2016年第05期1989年11月，清华大学核能技术研究所研制成功世界上第一座投入运行的一体化自然循环壳式低温核供热堆——5兆瓦低温核供热堆，开辟了中国核能供热的新领域。
低温核供热堆是一种专门供热的反应堆。
由于反应堆离供热区不能太远，需靠近供热用户，建在人口稠密区域附近，因此它的安全可靠性要求之高甚于核电站。
国外从1970年代就开始探索用核能供热，苏联、联邦德国、瑞士设计自然循环微沸腾式水堆，瑞典和芬兰联合设计SECURE池式压水堆，加拿大研制SLOWPOKE自然循环池式压水堆，法国设计一体化低压压水堆——热水瓶式供热堆。
但是，直到1980年代中期，国际上该领域的进展几乎仍处在研究和设计阶段，例如苏联计划建造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。
低温堆
⑶
全功率自然循环冷却
不需要外部动力，不设置主循环泵，简化主回路 系统，增加运行的安全可靠性。
⑷
紧贴式双层承压壳结构
在压力壳破裂条件下，仍可保证堆芯被水淹没， 并且能包容住泄漏出的较高温度的放射性物质。
200MW技术特点©
⑸ 非能动安全系统
余热排出系统为自然循环冷却，注硼系统采用重力 注入方式,因此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，从而降低对柴油发 电机组和设备冷却水系统的要求。
二、5MW，200MW堆背景
核研院开发 采用了一体化布置、自稳压、全功率自然循 环冷却、新型的控制棒水力传动装置、非能 动的余热排出系统第一系列先进技术，体现 了新一代先进反应堆的特点。 获得国际原子能机构专家的高度评价。
二、5MW，200MW堆背景©
利用核代替煤供热的新型核反应堆。 核研院从80年代初开始研发。 1983－1984年用游泳池式屏蔽试验堆进行了供 热实验，同时开始5兆瓦堆的设计与关键设备 的试验研究。 5兆瓦堆于1986年动工，1989年运行，并进行 连续三年的供热实验。 世界上首座投入运行的“一体化全功率自然循 环”低温核供热试验反应堆。
Most accidents Consequences minimized by design
and/or Probability decreased CDF 1.2E-8, limited by vessel rupture (1E-8)
螺线管式蒸汽发生器
一回路内置轴流泵
• 海军研发，大流量，低扬程 • 淹没在液位下，除电缆外与压力壳无穿管 • 高温电机（实验500oC ）, 水润滑轴承
• Ready for deployment
in 2012-2015 • Westinghouse led
低温核供热与发电两用技术解析
低温核供热与发电的兼容性:安全性能
低温核供热高效环保
• 低温核供热采用先进反应 堆技术，热效率达80%以 上，大幅减少碳排放，实 现清洁供热。
两用技术经济性强
• 核供热与发电两用技术， 能同时满足供热和电力需 求，实现资源高效利用， 降低运营成本。
技术安全可靠
• 采用多重安全保护措施， 确保反应堆在极端情况下 仍能安全停堆，保障公众 安全。
4.技术成熟度和应用前景
该技术已在多个国家成功应用，技术成熟度高，未来市场前景广阔。
案例分析：经济效益与社会效益
低温核供热高效环保
低温核供热采用先进反应堆技术， 热效率高达80%，减少碳排放，是 可持续能源的重要选择。
核发电与供热一体化经济可行
核发电与供热一体化技术可节省建 设与运营成本，提高能源利用效率， 实现经济与环境双赢。
低温核供热 核发电与供热
效率优势
结合的好处
核发电同时供热，减少能源消耗 15%，实现能源综合利用，经 济效益与社会效益显著。
政策对低温核供热与发电的影响
相比传统供热方式，低温核供热效率 高达90%，减少碳排放50%，为城市 供暖提供绿色解决方案。
结合供热与发电，实现能源梯级利用， 提高能源效率30%，降低成本20%， 促进核能可持续发展。
该技术同时满足供热和发电需 求，实现能源的综合利用，相 比传统方式，经济效益提升 30%。
低温核供热的高效性
低温核供热技术通过降低反应堆运行温度，提 高热效率，实现高效能源利用，减少能源浪费。
低温核技术的环境友好性
低温核供热与发电技术减少温 室气体排放，相比化石燃料， 碳排放降低60%，有助于应对 气候变化。
技术安全性保障
长期运行成本效益
清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆的工程技术创新
清华大学核研院研制5 MW低温核供热试验堆与10 MW高
温气冷实验堆的工程技术创新
游战洪;刘年凯
【期刊名称】《工程研究（跨学科视野中的工程）》
【年(卷),期】2024(16)3
【摘要】清华大学核能与新能源技术研究院(简称核研院)先后在1989年和2000
年建成了5 MW低温核供热试验堆与10 MW高温气冷实验堆。
在建堆过程中,清华大学核研院坚持设计创新与工具创新、工艺创新、工序创新密切结合,完成了一
系列关键设备和零部件的制造与安装,使得整个工程项目顺利完工。
在工程史研究中,技术工人做出的创新贡献并未引起学术界足够重视。
本文表明,技术工人在工具、工艺、工序、制造与安装阶段的技术创新,亦是工程创新的重要保证。
【总页数】10页(P354-363)
【作者】游战洪;刘年凯
【作者单位】清华大学科技史暨古文献研究所;清华大学科学史系
【正文语种】中文
【中图分类】N91
【相关文献】
1.5MW 低温核供热堆制冷试验研究
2.10 MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统设
备热态试验3.浅析10MW高温气冷实验堆对于高温气冷堆示范工程的作用4.10
MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究5.5MW低温核供热试验堆(5MW THR)
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核能利用的新途径——低温堆核能供热PPT模板
08参考文献Fra bibliotek参考文献
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第五节瑞典SECURE供 热堆设计
第六节法国THERMOS 供热堆设计
第二章核供热站的发 展及现状
第七节瑞士EIR供 热堆设计
04
第三章壳式供热堆
第三章壳式供热堆
第一节壳式供热堆概述 第二节5MW试验供热堆 第三节200MW核供热示范站
05
第四章池式核供热反应堆
第四章池 式核供热 反应堆
第一节概述 第二节自然循环池式供热堆 第三节强迫-自然循环池式供热堆
第一章概论
第一节供热反应堆的 意义 第二节核供热站与核 发电站的异同 第三节核供热站的用 途和前景
03
第二章核供热站的发展及现状
第二章核供热站的发展及现状
第三节前苏联（现俄罗 斯）商用壳式堆及小功
率池式供热堆
第二节加拿大 SLOWPOKE池式供热堆
第一节核供热反应堆的 分类
第四节德国西门子供热 堆设计
06
第五章供热反应堆的运行
第五章供热反应堆 的运行
第一节正常运行中的参数变化 第二节供热堆的流动稳定性 第三节反应堆的启动和停闭 第四节变负荷时的控制调节 第五节5MW供热堆运行试验
07
第六章核供热堆的综合利用与经济分析
第六章核供热堆的综合利用与 经济分析
第一节核供热堆综合利用的意义 与前景 第二节热电联供 第三节供热与制冷 第四节海水淡化 第五节核供热堆的经济分析
核能利用的新途径——低温堆核能供热
演讲人
202X-11-11
目录
01. 目录
02. 第一章概论
03. 04. 第二章核供热站的发展及 现状
供暖 空调制冷的新能源：低温核供热反应堆
供暖空调制冷的新能源：低温核供热反应堆
无
【期刊名称】《公用科技》
【年(卷),期】1992(000)004
【总页数】7页(P2-8)
【作者】无
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TU833.3
【相关文献】
1.污水热能供暖制冷新能源--访城市污水源热泵供暖空调项目发明人、哈尔滨工业大学孙德兴教授 [J], 孙海燕
2.用低温核供热实现制冷空调的可能性和经济分析 [J], 廖朝明;虞宏
3.2005中国哈尔滨暖通展：第六届中国哈尔滨国际供热供暖、锅炉、空调、制冷、燃气设备展览会 [J],
4.2005吉林（长春）第七届供热供暖、制冷空调及燃气设备、太阳能展览会 [J],
5.大中城市集中供热理想能源——低温核供热反应堆 [J], 殷志桐
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“燕龙”泳池式常压低温核供热堆优势浅析
“燕龙”泳池式常压低温核供热堆优势浅析摘要：泳池式常压低温供热堆就是将反应堆产生的热量通过两级换热直接传递给热网，经热网将热量输送到千家万户。
泳池式低温供热堆是中核集团在泳池式常压低温供热堆五十多年安全稳定运行的基础上，针对北方地区清洁供暖需求开发的一种安全经济、绿色环保的小型堆专用产品，具有“零堆熔、零排放、易退役、投资少”的显著特点。
关键词：泳池堆；常压；低温；供热；安全；经济；高效泳池式常压低温供热堆具有以下优点：一、技术成熟度高泳池式常压低温供热堆是世界上已广泛应用的一种堆型，在半个多世纪累计10000堆年的运行实践中，均保持了良好的安全记录。
我国也已建成11座,累计安全运行300多堆年。
池式堆就是将堆芯放在一个常压水池的深处，技术成熟度好，系统设备简单，运行维护简便，固有安全性好，被誉为“傻瓜堆”。
我国已有丰富的设计、建造、运行、维护的经验。
二、固有安全性好堆芯位于水池底部，始终处于淹没状态；在任何事故下，依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆；停堆后不采取任何余热冷却手段，1800吨水可确保20多天堆芯不裸露，实现“零堆熔”。
燃料包壳、堆水池、深埋地下及密封厂房等四道屏障，有效隔离放射性；废水收集系统的设置，可靠收集万一泄漏的放射性废液，确保不泄漏到厂房外，实现近“零排放”。
地下反应堆具有优异的外部事件防护能力。
综上，可以切实消除大规模放射性释放，无需厂外应急，易于贴临居住区建设。
二、厂址适应性好无大型水源要求，内陆、沿海均可，尤其适合北方内陆地区；厂址地质条件、地震条件及外部事件均不会构成厂址选择的因素；系统设备简单，占地面积小，一座400MWt泳池式核供热站占地约35亩，可缓解用地的压力；小堆放射性源项总量少，约为核电站的1%，“易退役”，厂址可恢复绿色复用。
四、与热网适配性好泳池式常压低温供热堆热源温度（90℃／60℃）与城市现有供热管网的实际运行需求和终端用户设备均能匹配，因此利用泳池式常压低温供热堆承担采暖基本热负荷是可行的；与现有城镇供热管网的接入方式简单、灵活，低温堆的三回路系统直接接入城镇集中供热管网，不需要对现有城镇热网进行改造或更换；采用泳池式常压低温供热堆热源也不需要对用户侧的供暖设备进行改造或更换。
低温供热堆研究进展
低温供热堆研究进展郝文涛，张亚军(清华大学核能与新能源技术研究院，北京100084)■摘要：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-H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-H有望成为我国北方地区率先部署实施的供热堆型。
关键词：NHR200-H；核供热堆；小型模块化堆；一体化；全功率自然循环；非能动安全中图分类号TM623文献标志码A文章编号1674-1617(2019)05-0518-04DOI:10.12058/zghd.2019.05.518Research and Development of NHR200-HHAO Wen-tao，ZHANG Ya-jun(Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University,Beijing100084,China)I Abstract:Through reactor type arguments,test reactor construction,commercial reactor research,reactorseries development,the inherent safety and maturation of low temperature nuclear heating reactor technology have been approved.As the latest small modular PWR type developed by the Institute of Nuclear and New Energy Technology(INET)of Tsinghua University,NHR200-H maintains all the technological advantages,including integrated arrangement,full-power natural circulation,self-pressurization,intermediate loop isolation and passive safety.As the large-scale radioactivity release is essentially eliminated,the offsite emergency measures are technically unnecessary.Because of the high simplification of auxiliary systems,the operation of NHR200-H is q uite simplified.NHR200-H can satisfy various market requirements,such as district heating, industry steam supplying,seawater desalination and cogeneration.With the increasing needs of greenhouse gas emission reduction and air pollution control,NHR200-H is hoped to be the first deployed nuclear heating reactor in northern China.Key words:NHR200-H；nuclear heating reactor；small modular reactor(SMR)；integrated arrangement；full power natural circulation；passive safetyCLC number:TM623Article character：A Article ID：1674-1617(2019)05-0518-04近年来，随着市场对核能多元化应用需求和安全要求的进一步增加，能够快速灵活部署的小型模块化堆(Small Modular Reactors,SMR)日益受到世界各国重视，据国际原子能机构不完全统计，目前全球处于不同研发阶段的各类小型模块化堆已超过50种⑴。
5兆瓦低温核供热堆
新清华/2005年/11月/25日/第004版清华人物5兆瓦低温核供热堆史轩1985年11月27日，清华核能所的5兆瓦低温核供热试验堆破土奠基。
经过历时数年的艰苦研发，该反应堆达到临界成功，并一次成功地完成了72小时满功率连续运行实验。
20年来该堆不仅使我国低温核供热技术跻身世界先进水平行列，还为这种先进反应堆的产业化打下了良好的基础。
难忘的时刻1989年11月3日，北京昌平燕山山麓，秋高气爽，红叶烂漫。
一幢乳白色的新建筑在灿烂的阳光下显得格外漂亮。
控制室里，近百名身穿白大褂的科研人员和领导干部屏息等待，中子记数器的“哒哒”声愈来愈密。
清华大学核能技术研究所（核研院当时的名称）所长王大中教授宣布：“5兆瓦低温核供热试验反应堆首次临界成功了！”在场执行安全监督任务的国家科委副主任、国家核安全局局长周平激动地说：“现在的时间是16点35分，请大家记下这个难忘的时刻吧！”这个时刻，标志着我国在低温核供热技术领域已跻身于世界先进水平的行列。
世界著名核能专家、联邦德国的弗莱厄博士来电祝贺说：“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，同时对解决环境污染问题也是一个里程碑。
”奋斗征程早在1964年，清华大学一批平均年龄仅23岁半的年轻师生，发扬自力更生、艰苦奋斗、敢想敢干、不怕牺牲的精神，研制成我国高校的第一座屏蔽试验反应堆。
1983年底，该所对屏蔽试验反应堆进行了技术改造，开展了我国首次低温核供热试验，成功地向三幢面积共15000平米的建筑供暖，取得了有关安全、运行特性等重要数据。
国家科委于1984年批准在清华核能所建设一座热功率为5兆瓦的核供热试验堆。
自1986年起，低温核供热正式列为国家“七五”科技攻关项目，由清华核能所负责，全面开展低温核供热堆的研制。
1986年3月，5兆瓦低温核供热堆在200号基地的屏蔽试验反应堆旁正式动工兴建。
核能所修建队承担了这项工程的土建任务。
5兆瓦低温供热堆由清华大学自主设计，堆内构件共有大小零件6千余个，是由清华核能所和国内配套厂家加工制造的。
低温核供热堆热网回路的辐射安全评价
低温核供热堆热网回路的辐射安全评价
刘原中
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】1994(14)3
【摘要】本文主要介绍低温核供热堆为防止放射性物质进入热网回路的安全措施，在正常和事故工况下热网回路水中的放射性水平及其对用户所受最大可能剂量的估计。
结果表明，即使在发生概率极低的最严重事故条件下，热网回路水最大可能达到的放射性核素浓度也比天然水的本底浓度低１个量级，足以保证广大用户的安全。
【总页数】4页(P222-225)
【关键词】供热堆;核安全;热网回路;辐射防护
【作者】刘原中
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL413.2
【相关文献】
1.一种既安全又经济的新型低温核供热堆—深水池式... [J], 孙兴;向勤
2.对低温核供热堆环境辐射防护标准的建议 [J], 刘原中
3.低温核供热堆辐射防护安全准则 [J], 耿秀生;郭力生
4.一种安全经济的新型低温核供热堆：深水池式无压堆 [J], 孙兴;向勤
5.用于低温供热堆的热网补水除氧系统设计 [J], 于跃; 徐炜; 郭锋
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（2）池式核供热堆，如加拿大建成的SLOW POKE堆热功率2000千瓦。 反应堆为池式常压；自然循环，冷却水出口温度为80℃，在热交换 器处被冷却剂50℃后通用反应堆，热利用率可达50%。
(3) 瑞典的ASEA公司也设计成类似的供热站。 (4) 德国西门子公司发展一种微沸腾式供热堆KWU－200以及压水式
在该堆上先后开展了供热堆 运行特性研究，热电联 供实验研究，核能低温 制冷实验研究，核能海 水淡化实验研究等
6
一体化布置和分置式布置
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5兆瓦低温核供热堆是一体化自然循环壳式轻水核反应堆， 其热功率为5000千瓦，堆芯高度为0.69米，堆芯当量直径 0.57米，堆芯功率密度24千瓦/升，共装有16盒燃料组件， 燃料棒直径10毫米，总数1292根，燃料加浓度为3%；二氧 化铀总装载量507.8千克，包壳材料为锆－4合金，反应堆 装有13根b4控制棒。低温供热堆共有3个热工回路，主回 路压力1.47兆帕，温度186/146.6℃，中间回路压力1.67 兆帕，温度142/102℃，热网压力0.49兆帕，温度90/60℃。 该反应堆设有21个主系统和35个子系统，共含工艺设备 319台，电器设备132台以及各种阀门、仪表达千余件。10200MW 低温堆
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目前我国已设计壳式一体化自然循环核供热堆。其热功率为 200MW，工作压力为2.5兆帕，反应堆堆芯和主热交换器均布 置在压力壳内。系统压力由压力壳内上部空间中氮气和水汽混 合物压力维持。
由于该堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环冷却，控制棒动 压水力驱动，双层结构及非能动安全系统等措施。具有优异的 固有安全特性，因此该堆可以建造钢密的居民区附近。
第八章
低温核供热堆
1
核能供热是利用核反应堆生产的能量直接供热。它可以用这种能量 单纯供热，也可以用综合利用。如热电联供。核能供热是核能应用 的一个重要方面。目前约有70%一次能源用于供热，而核能供热的 优点是环境污染小，燃料运输量小，因此核能供热的市场前景十分 广阔的。应用核能供热方式有两种：
第一种是在发电的同时采用抽气供热，这与常规热电厂相似。这种 方式从有效利用燃料角度来分析，经济性较好。但是核供热电站一 般蒸汽参数较低，相应的汽轮发电机效率低，设备大，相应的热效 率低于烧有机燃料的供热电站。
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低温核供热堆系统设备
1 冷却剂堆内流程 2 3回路系统 3 燃料组件设计特点 4 压力容器，安全壳 5 主换热器设备
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低温核供热堆安全特性
1 负温度反馈系数 2 一体化自稳压设计 3 自然循环冷却 4 双层壳结构 5 设置隔离回路 6 运行参数低，热惯性大 7 可靠棏停堆系统 8 系统简单，操作方便
供热堆HERE-300. (5) 瑞士：发展了三种类型的供热反应堆：气冷式，壳式，深水池式 （6）法国开发了THERMOS型反应堆
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一座20万千瓦的低温核热站可以满足500万平方米的建筑面积供暖。 每年节省标准煤30万吨，减少1亿多万吨公里的运输量。同时 减少排放烟尘。
我国自行设计建造的第一座低温核供热模式堆采用深水池式低温供 热堆，热功率为5MW，池表面为常压，冷却水温度可达114℃， 向热网提供90℃左右热水，该核供热站已于1989年建成运行。
4
5MW低温核供热堆特点
自1986年，功率为5MW的模拟试验壳式供热堆升始动工兴 建，至1989年建成并投入远行，向周围的建筑物供暖，成 为世界上第一座投入运行的壳式堆核供热站，总使用面积 1500平方米。
5
5兆瓦低温核供热堆具有一 体化布置、自稳压、全 功率自然循环冷却、非 能动余热排出、采用新 型水力驱动控制棒设置 中间回路 等先进的技术 特点。
第二种为建造单纯核供热站，即建造只产生低压蒸汽和热水而不发 电。则反应堆不必采用高温高压，只有1.5～2.0兆帕，甚至更低压力。 这样反应堆等一回路系统设备管道的制造安装容易成本低。另外， 核供热站低温低压，安全可靠，可以建造在热用户附近，降低热管 网投资，直接向市区供热。
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世界已有的主要低温供热堆型