钎焊板式换热器核供热堆的构成核供热堆已完成120MW及200MW的设计，现以200MW为例微些简
要的介绍。
反应堆的核心是称为堆芯的部分，堆恕由垂直爿#列的许多燃料棒组成，棒与棒之间是水。
在棒的错合金包壳内装的是低富集二氧诧铀。棒的直径为i'Omm，长约1.5m。每60根棒组成一
个8x8排勋的组件，200MW供热堆堆芯由1 249个组件排列组成。当这些元件棒发热时，棒外的
水就将热量带走。
常压供暖供热堆的最大特点是将反_应堆堆芯放在盘个大而深韵水池’之中，r掘；予水静疆力的
作用，允许堆芯出口水温超过，lID0℃，而不出现沸腾。这种结构篱单酶反应堆可以提供供暖供热
所需要的温度。反应堆水池为圆柱形，幽钢筋混凝土黼成，其内径8m，深20m。’内裘面为不锈
钢衬里，外表面有碳钢制的防渗外壳。池水表面为大气艇，堆卷在水池底部，可以保证在任何
情况下，堆芯都能被水淹没，不会发生堆芯熔化事故。。
核燃料放出的热能是由水泵驱动的循环水带出的。温度约芳！匍C的水自t堆惑底部进入堆芯
受热并冷却堆芯后，水温升到约lOOoC，从堆芯上部流出，经放射性衰减筒进入换热器，水温降
到约70qC后又回到水池及堆芯底部，当水泵故漳时l靠温羞形成构密度差来驱动池内水的流动，
形成自然循环而不需要循环水泵来强迫水流动。
循环水把热量传递给主换热器，主换热器将热量传递给中间圆路。六个换热嚣及循环水泵
分别布置在池外的六间泵房内。当‘出现设备故障觫；‘可单独对任何一阎泵房迸行检修，。荷不致
使供热中断。中间回路水的压力高于池水侧，可以保证换热器出现泄漏时，带有放射性的池水
不进人中间回路。
’ (3)反应堆工作原理堆芯的铀棒中装有二氧化铀，铀中含有低富集铀- 235的原子。这种
铀原子核在碰到中子时会发生分裂反应，称为核裂变反应。在裂变过程中放出更多的中子，同
时也释放出巨大的能量——核能。这些中子又能使其他铀- 235的原子核发生裂变，只要“堆”
在一起的铀棒数量足够多，裂变反应就能自己维持下去，不断释放能量。
为使裂变反应得到控制，堆芯内还装有由强烈吸收中子的材料制成的控制棒。当控制棒插
入时，中子因被吸收而使裂变反应减少，反应堆功率下降。当提升控制棒时，中子数量不断增
加，反应堆的功率也就不断上升，直至额定功率。控制棒的驱动机构就放置在水池顶盖之上，
通过钢丝绳牵引控制棒做上下运动。由于水池为常压，这些机构也异常简单。
从反应堆的工作原理上可以看出，它与锅炉的燃烧原理完全不同。对于锅炉，即使供应供
暖所需的低温热，也必须保持炉内燃烧的高温条件；反应堆则不然，反应堆可随负荷的需要而
改变自己的工作温度，这也正是常压低温供热堆的原理所在。
(4)辅助系统为保证反应堆正常工作，供热站内还设有其他辅助系统。池水回路水处理
系统；余热载出系统；中间回路水处理系统；电气、仪表和控制系统；液体废物处理、固化和
存放系统；剂量监测、采样系统；去离子水供给系统；设备冷却水系统；消防水系统；通风系
绕；乏燃料贮存及运输系统等。在供热站中心控制室里，各回路及反应堆运行的参数用计算机
集中监测及显示。
