低温核供热堆关键技术

　　本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书在简要回顾国内外多种池式、壳式核供热反应堆的发展现状，特别是NHR5低温核供热反应堆的研究、设计、建造、运行及NHR200-I型低温核供热反应堆初步设计的基础上，重点对NHR200-II型核供热反应堆的特点、主要参数、非能动安全特性及与海水淡化装置的多种耦合方案做了较为深入、系统和全面的介绍。NHR 200-II型核供热堆采用了NHR5低温核供热堆实 际验证过的先进理念和一系列先进技术，包括一体化布置、全功率自然循环、内置式水力驱动控制棒、非能动余热排出等，具有更高的设计压力和温度，在供热的同时也具备提供工业蒸汽的能力。本书从纵深防御角度分析了低温核供热堆安全方面的多重防 护措施和如何确保消除设计扩展工况，论证了低温核供热堆的高可靠性和安全性。对于核能供热和核能海水淡化相关领域的各级领导、专家和技术人员，核供热反应堆领域的设计和研究人员以及高等院校相关专业的师生来说，本书具有重要的参考价值。

　　张作义，清华大学教授。1979—1989年就读于清华大学本科及研究生，获反应堆工程与安全专业工学博士学位。1992—1994年获洪堡奖学金在德国完成博士后研究。获首届教育 部长江学者特聘教授。2001年起任清华大学核能与新能源技术研究院院长，2007年起兼任总工程师。长期从事先进核能技术尤其是低温核供热堆和高温气冷堆技术研究。担任国家科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”之高温气冷堆核电站分项总设计师。兼任核能行业协会副理事长、中国核学会高温堆分会理事长。获中国核学会杰出成就奖及中核集团“钱三强”科技奖等。 张亚军，清华大学教授，博士生导师，现任清华大学核能与新能源技术研究院副院长。主要研究方向为反应堆工程与安全，一直从事先进反应堆的科研和教育工作，为我国低温核供热堆、特种专用核设施、大型先进压水堆的研制做出了重要贡献。在核能供热领域，建立了低温核供热堆工程设计的关键理论和技术体系，重点提升并扩大了低温堆的环境适用性和经济性，是我国一体化低温核供热堆研发和应用的主要推动者之一和学术带头人。获国家科技进步二等奖1项，教育 部科技进步一等奖1项，JD科技进步一等奖1项，国家教 委科技进步二等奖2项，国防科技工业先进个人称号。 贾海军，清华大学研究员，博士生导师。1989年获清华大学工学博士学位。长期从事低温核供热堆及核能海水淡化方面的科研工作，参与和主持过5MW、200-I、200-II型等低温核供热堆热工水力学相关实验研究。1995年，在俄罗斯Kurchatov原子能研究所参加了200-I型供热堆自然循环及两相流动稳定性相关试验研究。1996—1998年，作为访问学者在韩国原子能研究所（KAERI）从事低温核供热堆热工水力学方面的研究。发表论文30余篇。