Page 287 - 中国核能发展报告（2018）
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核能发展蓝皮书
NHR200-II 壳式核供热堆在设计上采用了最新的标准和核安全要求，满
足福岛核事故后我国核安全当局对小型堆的最新核安全要求，已经完成的设
计和试验工作表明，NHR200-II 具有很高的固有安全性，完全满足国家核安
全局颁发的《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》的相关要求。其主
要安全特性有如下几点。
（1）可靠的停堆手段
核供热堆设计有两套独立的、工作原理不同的停堆系统，即控制棒系统
和注硼系统用以停闭反应堆。控制棒系统采用水力驱动，驱动方式按“失效
安全”原则设计。控制棒插入堆芯实现停堆是靠自身重力来驱动的，体现了
被动安全特性。注硼系统作为备用的停堆手段，采用重力注硼方式，无须转
动机械和动力电源，具有很高的可靠性。这两套被动安全的停堆系统均能在
需要时自动地、长期地维持反应堆处于冷态次临界状态。因此，停堆系统具
有高度可靠的固有安全性。
（2）堆芯始终被水淹没
NHR200-II 压力容器内装有大量欠热水，单位热功率水容积约为压水堆
核电厂的 15 倍，热容量大，对堆芯余热排出、防止堆芯失水都大有益处；核
供热堆主回路采用一体化布置方案，整个主回路均布置在一个压力壳内，没
有外延的粗管道，也没有主循环泵和稳压器等大型复杂部件，排除了发生大
破口事故的可能性；同时反应堆压力容器上的所有辅助工艺系统的穿管均布
置在压力容器上部，而且穿管口径也受到限制，以保证在断管和两道隔离阀
同时失效的条件下，堆芯也不会裸露。采用双层承压壳设计，即使压力容器
底部发生破裂，也不会导致堆芯失水。事故分析表明，在设计基准事故和超
设计基准事故工况下，核供热堆均能保证堆芯淹没在水中，不会发生堆芯裸
露，保证堆芯能得到良好的冷却。
（3）停堆后长期可靠的余热排出
核供热堆的余热排出系统由三重自然回路组成。主回路通过自然循环将
堆芯产生的余热输送到主换热器，并传至主换热器二次侧，然后通过自然循
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环将传来的热量输送到空气冷却器，由空气冷却器通过自然对流将热量散入
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