核供热装置是利用核能作为热源的一种新型动力装置，其作用相当于集中供热系统上的一座大型热水锅炉。其中低温核供热堆是中国发展核供热装置的先导和主力，由于供热系统所需供水温度较低(一般不超过120℃)，这种专用于供热而不发电的核反应堆可以在低温低压的条件下工作，与核电站用反应堆有很大差别。它的设备和系统简单、安全可靠、技术成熟、投资少、建造快。此外，高温气冷堆是热电联产的堆型，除了主要用于发电外，还可以提供高温工艺热，用于供热，精炼石油、煤的液化、气化，生产氢等多种用途。高温气冷堆在核供热装置中具有特殊重要地位。

1.采用国内成熟的反应堆技术我国60年代，已自行设计、建造了三座池式实验堆，至今已积累了多年的运行经验。在实验堆技术的基础上，可以直接建造120MW以上的实用规模的池式供热堆。

2.固有安全性这种池式堆的安全性已被国内外大量的反应堆实践所证明，其安全原理明确无误，因此容易被人们理解和接受，有利于在城市附近及城区发展。

3.结构简单，运行可靠反应堆采用常压水池和技术成熟的机电设备，结构简单，便于运行管理，提高了供热可靠性。

4.经济规模和初始投资较小，可满足更多用户需要，又有利于起步和发展核动力反应堆。基建投资高于常规锅炉，只有在单堆功率较大时才能与常规锅炉竞争。池式供热堆设备费用较低，它在较小的单堆功率下即可达到经济规模，因而适用于更多的用户，便于热网布局及热源的厂址选择。初始投资绝对数值小，便于筹措资金和加快资金周转，因而有利于城镇民用核能设施的发展。

5.供热和辐射综合利用前景广阔。由于采用常压水池，可以比较方便地利用堆芯辐射能，生产中子辐照产品以及建立y辐照回路，开展辐射应用。

供热堆如建于城市地区，必须排除发生严重放射性泄漏事故的可能，确保城市居民与环境的安全。反应堆的全部放射性裂变产物，都是产生在堆芯的燃料元件内，只要堆芯永远浸没于水中，保持良好冷却条件，那么堆芯即可保持完整，不发生因堆芯烧毁而导致放射性泄漏的严重事故。

池式核供热堆在固有安全方面具有如下特点:

1.反应堆采用常压水池，满功率运行时全池平均水温不高于85℃，低于常压下的沸点，故池水具有不发生整体沸腾的稳定性，且不具备向外喷泄的内能。

2.钢筋混凝土水池强度高、耐久、无脆性断裂问题。在设计上留有较大的安全裕度。水池下部16m埋入地下，具有较好的抗震性能。水池外层有碳钢护壳，内层有金属衬里，组成整体结构，并在距池底9m以内的池壁及池底不开任何孔口，确保可靠的防漏能力。

3.堆芯位于水池底部处于全供热站建筑的最低部位。

4.一次水泵、换热器及联接管路有发生漏水事故的可能，最严重的后果是将水池上部8m深的水全部漏失，但水池下部14m深的水不会流失，也不会影响堆芯的冷却。漏入一次泵房的池水，在设计上已考虑将它导入贮水池，不会流到厂房以外。

5.设置59套独立的控制传动系统，在断电时均可依靠重力下落控制棒。当出现失电事故，一次和二次水泵停转，造成失流和失热阱事故时，初步计算分析表明，在现有设计条件下，由温差及深水池特有的高度差形成的自然循环能力(通过换热器及停转水泵)，足够保证堆芯的余热冷却。而且在功率瞬变过程中，堆芯出口平均水温不超过额定出口温度。由强迫循环向自然循环的转换具有非能动性质。

6.池水的热容量大，可以吸收反应堆的剩余发热。即使在池水冷却系统损坏的情况下，30h后，池水温度才能接近100℃，经过两个月也不会使堆芯暴露。因而，停堆后运行人员有充裕的时间投入池水冷却系统，或在必要时向池内补水。

7.合适的反应堆物理设计参数，使都卜勒系数及慢化剂温度系数均为负值，又由于低压下较强的汽泡负反应性，能够限制反应堆功率及水温的异常升高，具有低压相变的自保护特性。

8.不仅我国池式研究用反应堆安全运行多年，国际上几百座池式反应堆均已运行超过30年，从未出现发生严重事故的迹象。有些池式研究用反应堆功率很大，例如法国一座池式研究用反应堆的功率达70MW，它建造在巴黎市近郊，距市中心仅17km，已安全运行25年以上，其功率规模已接近现在设计的供热堆。