本实用新型涉及核反应堆技术领域，更具体地，涉及一种核反应堆安全系统。
背景技术：
目前我国的供热方式主要以煤炭为主，煤炭资源为不可再生能源，资源稀缺且燃烧过程会造成严重的环境污染，随着核供热反应堆技术的发展，利用核能供热不仅可以减少传统化石能源的消耗，更好的保护环境，还能拓宽核能的民用领域，在原有的发电应用基础上增加供热用途。相关技术中的核供热反应堆通常为壳式反应堆，需要设置紧急安全注水及喷淋设施等系统，工艺系统和安全系统较为复杂，投资成本较高，并且池式供热反应堆发生事故时，需要采用不同的设备进行处理，安全性能差。
技术实现要素：
本实用新型旨在至少在一定程度上解决上述技术问题之一。
为此，本实用新型提出一种核反应堆安全系统，该核反应堆安全系统结构简单，成本低且安全性高。
根据本实用新型的核反应堆安全系统，包括：水池、反应堆容器、堆芯、第一换热器、非能动余热换热器和第一隔离阀，所述反应堆容器设在所述水池内且位于所述水池内的液面以下，所述反应堆容器具有容器进口和容器出口，所述堆芯位于所述反应堆容器内，所述第一换热器位于所述反应堆容器外面，所述第一换热器与所述反应堆容器的容器进口和容器出口相连以形成封闭的第一回路，所述第一换热器适于与供热网相连，所述反应堆容器内的水通过所述第一换热器与所述供热网中的水进行热交换，所述非能动余热换热器设在所述水池内且位于所述水池内的液面以下，所述非能动余热换热器与所述第一回路相连，用于在所述反应堆发生事故时将所述第一回路内的热量导出到所述水池内，所述第一隔离阀设在所述非能动余热换热器与所述第一回路之间的管道上，所述第一隔离阀在所述反应堆正常运行时关闭且在所述反应堆发生事故时打开。
根据本实用新型的核反应堆安全系统，将反应堆容器设置在水池中，利用管道连通第一换热器，将反应堆容器内腔的堆芯反应产生的热量为供热网供热，并在水池中设置与反应堆容器连通的非能动余热换热器，利用第一隔离阀控制非能动余热换热器与第一回路之间管道的导通，不仅能够保证池式供热反应堆正常的运行供热，还能提高池式供热反应堆的安全性能，在池式供热反应堆发生事故时利用非能动余热换热器将反应堆容器内的热量传输至水池中，利用水池中的水吸收池式供热反应堆散发的热量，防止池式供热反应堆事故诱发更大的安全事故发生，而且核反应堆安全系统结构简单成本低，将堆芯控制在水池内，还能够防止核泄漏，降低事故的危害程度安全性能高。
另外，根据本实用新型的核反应堆安全系统，还可以具有如下附加的技术特征：
根据本实用新型的一个实施例，所述核反应堆安全系统还包括：内置换热器和外置换热器，所述内置换热器设在所述水池内且位于所述水池内的液面以下，所述外置换热器设在所述水池外，用于导出所述水池内的热量。
根据本实用新型的一个实施例，所述核反应堆安全系统还包括一回路稳压器，所述一回路稳压器设在所述水池外，所述一回路稳压器与所述第一回路相连以调节所述第一回路内的压力，所述一回路稳压器在所述反应堆发生非破口事故且所述一回路稳压器内的压力高于预定值时发出控制所述第一隔离阀打开的信号。
根据本实用新型的一个实施例，所述核反应堆安全系统还包括安全壳，所述水池设在所述安全壳内，所述外置换热器设在所述安全壳外。
根据本实用新型的一个实施例，所述核反应堆安全系统还包括蓄水池，所述蓄水池与所述水池连通，用于向所述水池内补水。
根据本实用新型的一个实施例，所述第一换热器与所述供热网之间的回路内的压力大于所述第一回路内的压力。
根据本实用新型的一个实施例，所述第一回路内的压力为1.5-20个标准大气压的微压。
根据本实用新型的一个实施例，所述第一回路内的压力为5-12个标准大气压。
根据本实用新型的一个实施例，所述第一回路内的压力为6-9个标准大气压。
根据本实用新型的一个实施例，所述核反应堆安全系统还包括安全补水管和安全补水阀，所述安全补水管设在所述水池内，所述安全补水阀设置在所述安全补水管上，所述安全补水管在一端与所述反应堆容器连通且另一端与所述水池连通，所述安全补水阀在所述反应堆发生事故且所述反应堆容器内的压力低于所述水池内的压力时打开以便所述水池内的水注入到所述反应堆容器内。
本实用新型的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本实用新型的实践了解到。
附图说明
本实用新型的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：
图1是根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统的结构示意图。
附图标记：
100：核反应堆安全系统
10：水池；11：安全壳；
20：反应堆容器；21：容器进口；22：容器出口；23：安全补水管；24：安全补水阀；
30：第一换热器；31：第一进口；32：第一出口；33：稳压器；34：卸压箱；35：卸压阀；36：安全阀；37：隔间；
40：非能动余热换热器；41：第二进口；42：第二出口；
50：第一隔离阀；51：第二隔离阀；
60：内置换热器；61：外置换热器；70：冷管；80：热管；90：逆止阀。
具体实施方式
下面详细描述本实用新型的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本实用新型，而不能理解为对本实用新型的限制。
下面结合附图1具体描述根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统100。
如图1所示，根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统100，包括：水池10、反应堆容器20、堆芯(未示出)、第一换热器30、非能动余热换热器40和第一隔离阀50。
具体而言，反应堆容器20设在水池10内且位于水池10内的液面以下，反应堆容器20具有容器进口21和容器出口22，堆芯位于反应堆容器20内，第一换热器30位于反应堆容器20外面，第一换热器30与反应堆容器20的容器进口21和容器出口22相连以形成封闭的第一回路，第一换热器30与供热网(未示出)相连，反应堆容器20内的水通过第一换热器30与供热网中的水进行热交换，非能动余热换热器40设在水池10内且位于水池10内的液面以下，非能动余热换热器40与第一回路相连，用于在反应堆发生事故时将第一回路内的热量导出到水池10内，第一隔离阀50设在非能动余热换热器40与第一回路之间的管道上，第一隔离阀50在反应堆正常运行时关闭且在反应堆发生事故时打开。
换言之，核反应堆安全系统100主要由水池10、反应堆容器20、堆芯、第一换热器30、非能动余热换热器40和第一隔离阀50组成，水池10的水面之下设有反应堆容器20，反应堆容器20的一侧设有容器进口21和容器出口22，且容器进口21和容器出口22均与反应堆容器20的内腔连通，反应堆容器20内设有堆芯，反应堆容器20的的容器进口21和容器出口22分别通过热管80和冷管70连通第一换热器30的第一进口31和第一出口32，第一换热器30通过容器进口21和容器出口22与反应堆容器20连通形成第一回路(未示出)，冷管70上设有第二隔离阀51，热管80上设有逆止阀90，且冷管70与热管80内设有冷却液，冷却液在第一换热器30和反应堆容器20之间流动进行热交换。
其中，水池10内还设有非能动余热换热器40，非能动余热换热器40位于水池10内的水面之下，非能动余热换热器40的一端设有第二进口41，另一端设有第二出口42，第二进口41和第二出口42分别与第一回路中的冷管70和热管80连通，非能动余热换热器40利用冷却液与第一回路进行热量交换，非能动余热换热器40与第一回路之间的管道上设有第一隔离阀50，第一隔离阀50能够控制非能动余热换热器40和第一回路之间管道的打开与闭合，通过控制非能动余热换热器40与第一回路之间冷却液的流动，进而控制热量交换的打开与关闭。
当池式供热反应堆发生事故时，第一隔离阀50打开，导通非能动余热换热器40与第一回路之间的管道，利用第一回路的连接作用，非能动余热换热器40的两端口分别连通反应堆容器20的容器进口21和容器出口22以及第一换热器30的两端口，通过连通管道内冷却液的流通实现非能动余热换热器40、第一换热器30和反应堆容器20之间的热量交换。
由此，根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统100，将反应堆容器20设置在水池10中，利用管道连通第一换热器30，将反应堆容器20内腔的堆芯反应产生的热量为供热网供热，并在水池10中设置与反应堆容器20连通的非能动余热换热器40，利用第一隔离阀50控制非能动余热换热器40与第一回路之间管道的导通，不仅能够保证池式供热反应堆正常的运行供热，还能提高池式供热反应堆的安全性能，在池式供热反应堆发生事故时利用非能动余热换热器40将反应堆容器20内的热量传输至水池10中，利用水池10中的水吸收池式供热反应堆散发的热量，防止池式供热反应堆事故诱发更大的安全事故发生，而且核反应堆安全系统100结构简单成本低，将堆芯控制在水池10内，还能够防止核泄漏，降低事故的危害程度安全性能高。
进一步地，核反应堆安全系统100还包括安全壳11，水池10设在安全壳11内，安全壳11外设有外置换热器61，安全壳11安装在水池10的底部、侧部和上部以容纳和封盖水池10。具体而言，如图1所示，水池10的外围设有安全壳11，安全壳11可以封闭并包覆水池10的上部、侧部和底部，水池10的内腔设有容纳腔，容纳腔内设有水形成水池10，水池10中设有反应堆容器20和非能动余热换热器40，保证反应堆系统的安全性。
通过在水池10外围设置安全壳11，不仅能够限定出容纳腔用于容纳水池10和池式供热反应堆，还能形成保护壳将池式供热反应堆包裹起来，一方面能够降低外界环境对池式供热反应堆的干扰影响，另一方面能够防止池式供热反应堆发生事故时发生泄漏或伤到周围员工，而且，安全壳11结构简单，容易实现，实用性强，提高池式供热反应堆系统的安全性。
优选地，核反应堆安全系统100还包括内置换热器60和外置换热器61，内置换热器60设在水池10内且位于水池10内的液面以下，外置换热器61设在水池10外，用于导出水池10内的热量，如图1所示，水池10内设有内置换热器60，内置换热器60设置在水池10内且没在水面以下，保证内置换热器60能够充分的与水接触，内置换热器60通过管道连通外置换热器61，内置换热器60和外置换热器61以及两者之间的管道内设有冷却液，冷却液在内置换热器60与外置换热器61之间流动实现热量交换。
其中，分别在水池10内外设置内置换热器60和外置换热器61，并通过管道连通，能够及时将水池10内的热量传递至水池10外部，保证水池10内的水处于一个较低的温度状态，能够增加非能动余热换热器40的工作效率，提高非能动余热换热器40与水池10内水流的热交换效率，进而增加反应堆容器20内部热量的扩散效率与速度，由此，内置换热器60、外置换热器61与非能动余热换热器40协调工作，形成一系列稳定的热交换系统，降低池式供热反应堆发生事故时的热量积聚，降低事故危害，提高池式供热反应堆的使用安全性和控制性。
有利地，核反应堆安全系统100还包括一回路稳压器33，一回路稳压器33设在水池10外，一回路稳压器33的一端连接在热管80上，另一端连接卸压箱34，卸压箱34与一回路稳压器33之间设有卸压阀35，卸压阀35与一回路稳压器33之间通过管道连通池水，且在连接管道上设有安全阀36，且一回路稳压器33和第一换热器30通过间隔37与反应堆隔离设置。
一回路稳压器33与第一回路相连以调节第一回路内的压力，一回路稳压器33在反应堆发生非破口事故且一回路稳压器33内的压力高于预定值时发出控制第一隔离阀50打开的信号。
具体地，第一回路内连通反应堆容器20和第一换热器30之间的管道上连通一回路稳压器33，一回路稳压器33通过管道连通第一回路，能够调节第一回路内的压力，例如，当池式供热反应堆发生非破口事故且一回路稳压器33内的压力高于预定值时，一回路稳压器33发出信号，控制第一隔离阀50门的开启与闭合。
核反应堆安全系统100在反应堆发生非破口事故时，事故初始阶段，第一回路内的冷却液压力和温度上升，一回路稳压器33发出第一隔离阀50的打开信号，第一隔离阀50打开非能动余热换热器40与第一回路之间的管道，实现非能动余热换热器40与反应堆容器20内之间的热量交换，将反应堆容器20中的热量传递到水中，通过内置换热器60和外置换热器61进一步将热量传递到安全壳11外，一方面能够减少池式供热反应堆向第一换热器30中传递的热量，另一方面降低反应堆容器20内的温度与压力，防止堆芯发生更大程度的破坏，防止第一回路在高温高压作用下发生破口，提高核能利用的安全性能，利用一回路稳压器33自动控制第一隔离阀50的开闭，无需操作人员亲自操作，减少了池式供热反应堆对操作人员的损伤。
可选地，核反应堆安全系统100还包括蓄水池(未示出)，蓄水池与水池10连通，用于向水池10内补水，也就是说，核反应堆安全系统100通过设置蓄水池以进一步增强系统的安全保障，当水池10内的池水水位降低到一定高度时，打开蓄水池与水池10相连接管道上的阀门，为水池10进行补水。
利用蓄水池为水池10补水，保证水池10内的水不低于某一高度，例如，当水池10内的水量低于该高度时，蓄水池为水池10补水，当水池10内的水位到达一定的高度时，蓄水池停止为水池10补水，防止水池10内水量过少影响池式供热反应堆的安全性，保证池式供热反应堆发生故障时，水池10内的水足够池式供热反应堆散热。
优选地，第一换热器30与供热网之间的回路内的压力大于第一回路内的压力，也就是说，第一回路内的压力较小，即连通反应堆容器20的容器进21口和容器出口22之间的管道内腔冷却液的压强较低，第一换热器30与第二换热器(未示出)之间连通管道形成第二回路，第二回路内的冷却液的压强较高，第二换热器与供热网(未示出)之间形成第三回路。
其中，第一回路的压力较低，在发生反应堆主回路破损，特别是当第一换热器30内发生损坏时，第一换热器30与供热网之间冷却液的压强较高，不会造成第一回路内的冷却液泄露，从而防止反应堆容器20内冷却液流失或蒸发造成堆芯裸露发生损坏，低温微压的特性使其具备降低设备安全级别的条件。
可选地，第一回路内的压力为1.5-20个标准大气压的微压。有利地，第一回路内的压力为5-12个标准大气压的微压。优选地，第一回路内的压力为6-9个标准大气压。
供热堆的运行参数的确定是根据设计方案与用户端(供热网)的技术要求平衡固化得到的。过低的运行压力(小于1.5个大气压)会导致反应堆出口问题过低(只能达到100℃左右)，该温度很难适应城市热网的需求(大型热网回水温度要求110℃)。过高的压力(例如超过20个大气压)虽然可以大幅提高反应堆堆芯的出口温度(比如压水堆可以达到150个大气压左右，出口温度可达到310℃以上)，但是高压会带来成本大幅增加、系统复杂以及反应堆安全性大幅降低等问题。根据优化设计，微压供热堆的最优压力段为5-12个标准大气压之间，该运行压力范围在保证反应堆固有安全的前提下，可以实现大型热网(供热温度120℃以上)以及部分工业供热的需求。如微压供热堆设计方案采用6个大气压(6-9个标准大气压范围内)，该系统出口温度可达120℃，完全满足大型热网技术要求，同时很好的兼顾了经济性与安全性，是一个专门用于居民供热的优化方案。
其中需要说明的是，微压是第一回路内冷却液的压力，也可以是容器出口22的压力，由于堆芯至容器出口22之间会产生一定量压力损耗，容器出口22的压力略小于堆芯处的压力。
第一回路内的冷却液压力的具体参数可以根据第二回路内冷却液压力、水池10内池水压力等实际设计需求做出适应性调整，从而不仅可以在正常运行工况下提高池式供热反应堆的供热参数，而且在发生事故时，可以保证堆芯不至于由于冷却水大量流失造成裸露，使得池式供热反应堆具有降低安全级别的条件，有利于减少设备造价。
核反应堆安全系统100还包括安全补水管23和安全补水阀24，安全补水管23设在水池10内，安全补水阀24设置在安全补水管23上，安全补水管23的一端与反应堆容器20连通且另一端与水池10连通，安全补水阀24在反应堆发生事故且反应堆容器20内的压力低于水池10内的压力时打开以便水池10内的水注入到反应堆容器20内。
参照附图1，反应堆容器20的底部设有安全补水管23，安全补水管23的一端与反应堆容器20底壁连接，且与反应堆容器20的内腔连通，安全补水管23的另一端位于水中，能够将水倒入反应堆容器20的内部，安全补水管23的两端之间设有安全补水阀24，安全补水阀24控制安全补水管23的导通，从而控制反应堆容器20内水量的补充。
在反应堆发生事故时，安全补水阀24打开，若反应堆容器20内的压强小于水池10内安全补水管23自由端的压强，水池10中的水流在静水压力的作用下进入反应堆容器20，能够降低反应堆容器20内堆芯的温度，降低事故造成的破坏影响。
下面结合具体实施例描述根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统100的工作过程。
根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统100，包括：水池10、反应堆容器20、堆芯、第一换热器30、非能动余热换热器40和第一隔离阀50，反应堆容器20设在水池10内且位于水池10内的液面以下，反应堆容器20具有容器进口21和容器出口22，堆芯位于反应堆容器20内，第一换热器30位于反应堆容器20外面，第一换热器30与反应堆容器20的容器进口21和容器出口22相连以形成封闭的第一回路，第一换热器30与供热网相连，反应堆容器20内的水通过第一换热器30与供热网中的水进行热交换，非能动余热换热器40设在水池10内且位于水池10内的液面以下，非能动余热换热器40与第一回路相连，用于在反应堆发生事故时将第一回路内的热量导出到水池10内，第一隔离阀50设在非能动余热换热器40与第一回路之间的管道上，第一隔离阀50在反应堆正常运行时关闭且在反应堆发生事故时打开。
其中，当池式供热反应堆发生非破口事故时，第一隔离阀50打开，导通非能动余热换热器40与第一回路之间的管道，利用第一回路的连接作用，非能动余热换热器40的两端口分别连通反应堆容器20的容器进口21和容器出口22，通过连通管道内冷却液的流通实现非能动余热换热器40和反应堆容器20之间的热量交换，并利用内置换热器60和外置换热器61之间的相互配合将水池10中的热量排出，防止反应堆容器内温度和压力持续上升造成更严重的事故发生。
若池式供热反应堆发生破口事故时，由于第一回路的温度、压力较低，即使反应堆主回路产生破损，也不致由于冷却剂大量流失及蒸发造成堆芯裸露，安全补水管23上的安全补水阀24开启，水池中的水进入反应堆容器20，低温微压的特性使其具备降低设备安全级别的条件。
根据本实用新型实施例的核反应堆安全系统100，将反应堆容器20设置在水池10中，利用管道连通第一换热器30，将反应堆容器20内腔的堆芯反应产生的热量传输出去为其他设备供热，并在水池10中设置与反应堆容器20连通的非能动余热换热器40，利用第一隔离阀50控制非能动余热换热器40与第一回路之间管道的导通，不仅能够保证池式供热反应堆正常的运行供热，还能提高池式供热反应堆的安全性能，在池式供热反应堆发生事故时利用非能动余热换热器40将反应堆容器20内的热量传输至水池10中，利用水池10中的水吸收池式供热反应堆散发的热量，防止池式供热反应堆事故诱发更大的安全事故发生，而且池式供热反应堆安全系统100结构简单成本低，将堆芯控制在水池10内，还能够防止核泄漏，降低事故的危害程度安全性能高。
总而言之，根据本实用新型实施例的池式供热反应堆，主要由三个循环回路和安全系统组成，第一回路为冷却剂回路，以冷却剂为载体，将反应堆堆芯裂变能有效导出；第二回路为放射性隔离回路，同时起到附加热阱的作用；第三回路为供热回路，与热源用户管网相连。三个循环回路将堆芯内裂变产生的能量有效导出，供城市供热系统使用。
第一回路主要由反应堆本体和反应堆冷却剂系统组成。反应堆本体结构由反应堆容器，堆芯，堆内构件及控制棒驱动机构等组成。堆芯位于反应堆容器中，反应堆容器浸没在一个深水井内，与直接将堆芯浸没在水池中的池式反应堆相比，反应堆容器内的压力更高，使其供热参数有所提高。而且，与壳式反应堆相比，该系统中井内的池水能为事故期间导出堆芯余热提供巨大的中间热阱，是反应堆事故的一项重要缓解措施。堆芯上部和下部分别设有腔室。控制棒驱动机构位于堆芯上方。
反应堆冷却剂系统由若干个环路组成，每个环路由一级板式换热器的一次侧，主泵和相关的管道、阀门等组成。反应堆进口管道连接在堆芯压力容器的下部，也就是说，下腔室与若干个冷管相连接。与现有的压水堆技术相比，该系统的反应堆容器淹没在水池中，压力容器可不设下降段，设备有所简化，且降低了冷却剂的阻力。反应堆出口管道连接在堆芯压力容器的上部，也就是说，反应堆上腔室与若干个热管相连接。
池式供热反应堆设有第二回路，将冷却剂回路与城市热网相连。第二回路由若干个环路组成，每个环路由一级换热器的二次侧、二级换热器的一次侧、循环泵、稳压器以及相应的管道、阀门组成。第二回路将反应堆冷却剂回路与城市供热管路相隔离，保证了任何事故工况下，不会对城市的热网带来放射性。而且第二回路中工质的压力略高于第一回路，在事故工况下，第一回路的冷却剂不会向第二回路发生泄漏，以免对第二回路的工质造成放射性污染；第二回路同时起到附加热阱作用，在某些事故工况下，可以部分导出堆芯余热。
池式供热反应堆还设有三回路，与城市的供热管网相连接。第三回路由一个或若干个环路组成，每个环路由二级换热器的二次侧、定压泵、循环泵以及相应的管道、阀门组成。
另外，反应堆冷却剂系统上还设有稳压器，通过电加热器加热和喷淋器的喷淋来调节稳压器内部压力。稳压器与卸压箱相连接，连接管道上设有卸压阀和安全阀。当稳压器压力高到整定值时，卸压阀开启，稳压器与卸压箱相连通，使得稳压器内的压力降低；当稳压器压力高到更高的一整定值时，安全阀开启，稳压器与池水相连通，使得稳压器内的压力降低。
该池式供热反应堆的安全系统主要包括水池排热循环系统和非能动余热排出系统，水池排热循环系统由屏蔽厂房外空冷器、水池内热交换器和相关管道、阀门组成，屏蔽厂房外空冷器位于屏蔽厂房外，连接管道贯穿安全壳并保持安全壳密封性，以空气为最终热阱，实现池水与空气的换热，无时限地对池水进行冷却。当池水温度上升达到高温整定值后，水池排热循环系统将启动，循环系统内流体加热后在浮升力驱动下，形成流动，热流体上升至外部空冷器内，在空气冷却下，密度上升，在密度差作用下流回水池内的热交换管，如此周而复始形成循环，将衰变热源源不断的导出到环境中。
非能动余热排出系统由非能动余热换热器、水池、逆止阀、第一隔离阀和连接管道组成。逆止阀与冷却剂回路的冷管相连接，发生破口事故时，当反应堆水位至低于水池水面一定高度时自动打开，池水进入反应堆淹没堆芯，当发生非破口事故时，第二隔离阀关闭，隔离了第一换执器，同时第一隔离阀打开，连通了非能动余热换热器和反应堆堆芯，堆芯上方的水或蒸汽将进入非能动余热换热器与池水进行换热冷却。
根据本实用新型实施例的池式供热反应堆的微加压井式反应堆中冷却剂的温度、压力较低，在发生反应堆主回路破损时，不致由于冷却剂大量流失及蒸发造成堆芯裸露。低温微压的特性使其具备降低设备安全级别的条件，有利于减少设备造价。
反应堆容器不设下降段，设备有所简化，且降低了冷却剂的阻力。采用板式换热器，结构紧凑，且维修费用较低。与传统的压水堆核电厂相比，堆芯采用无硼方案，简化了现有电厂中应用的化容系统，简化了操作工艺流程。采用水池排热循环系统，在密度差作用下形成循环，将衰变热源源不断的导出到环境中，安全保障没有时间限制。反应堆冷却剂系统的低压低温运行特性、安全系统的非能动特征、深水水池的巨大释热容量以及空气冷却循环将大气作为最终热阱排除水池内衰变热，以上综合特性，使得该设计方案能够确保反应堆固有安全、实际消除反应堆堆芯失效风险。
根据本实用新型实施例的池式供热反应堆的其他构成以及操作对于本领域普通技术人员而言都是已知的，这里不再详细描述。
在本实用新型的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本实用新型和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本实用新型的限制。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本实用新型的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
在本实用新型中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本实用新型中的具体含义。
在本实用新型中，除非另有明确的规定和限定，第一特征在第二特征之“上”或之“下”可以包括第一和第二特征直接接触，也可以包括第一和第二特征不是直接接触而是通过它们之间的另外的特征接触。而且，第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”包括第一特征在第二特征正上方和斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”包括第一特征在第二特征正上方和斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本实用新型的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。
尽管上面已经示出和描述了本实用新型的实施例，可以理解的是，上述实施例是示例性的，不能理解为对本实用新型的限制，本领域的普通技术人员在不脱离本实用新型的原理和宗旨的情况下在本实用新型的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。