CANDU堆介绍
CANDU反应堆物理数值计算技术
RFSP 程序中使用的是 POWDERPUFS-V 的栅元程序 。 2． 超栅元计算
由 于 CANDU 反 应 堆 的 堆 芯 内 部 存 在 的 一 系 列 反 应 性 控制装置和结构材料与燃 料 通道 成 正 交 垂 直方 位 ， 因 此 在对 基 本 栅 元 计 算 时 ，无 法 考 虑 它 们 的 影 响 ，必 须 建 立 一 种 反 应 堆 基 本 单 元 模 型 ：使 用 笛 卡 儿 坐 标 ，采 用 一 种 超 栅 元 计 算 模 型 （ 参见图 2 ）。 该模型由基本栅元和垂直于栅元的反应性装 置组成 ， 然后计算反应性 装 置 对最 接 近 的 相邻 网 格 区 域中 基 本的栅元特性的改变 （ 增 加 的 截 面 ）， 最 后 得 到 反应 性 装 置 相 应对基本栅元造成的增量截 面 ， 用 于 堆 芯模 拟 中 的 反应 性 装 置的反应性计算 。 栅元的综合截面＝栅元的基本截面＋反应性设备增量截面 计算程序 ：MUTICELL （ 扩散程序 ） 此外 ，DRAGON 也可计算反应性装置的反应性 。
1. RFSP 中的节点模型 RFSP 程序采用有限差分法求解中子扩散方程 。 首先 ，要引
入一系列网格点将堆芯离散化 ，这里使用全堆芯 48×32×40（X,Y,
Z）网格模型 。 所有的反应性控制装置和结构材料都被包含在模
型中 ，诸如 ：调节棒和调节棒导向管 、停堆棒和停堆棒导向管 、轻 水区域控制器、2 号停堆系统的毒物喷嘴等。
量分布：
●求解两群三维的有限差分中子扩散方程 ●使用通量绘图的方法进行谐波拟合 RFSP 能进行燃料管理计算，按照给定的时间步长和该时间
段的换料通道 ，模拟反应堆的运行历史 ，这就是 RFSP 命名的由 来。
赞 Fi(t)， 所以 堆芯棒束 i 的燃耗为 ωi(t) ， 棒束所在位置的通量为 Φ 赞 Fi(t)△t。 然后调用 当前堆芯中每个棒束的燃耗 ωi(t+△t)=ωi(t)+Φ
钍基先进CANDU堆燃料循环方式研究
行 的方 案 。Ｏ ＴＴ方 案 在 Ｃ ＡＮＤ 堆 中有 两 种 Ｕ 实现 途径 ［ ： ）混 合 堆 芯 方案 ， 部 分 燃料 通 】１ ］ 大 道装 驱动燃 料 ＵＯ ， 小部 分 通道 内装 Ｔ Ｏ ； 在 ｈ ２ ）混合 棒束方 案 ， 棒束 内部 同时布 置钍 棒 和 在
钍 基 先进 Ｃ ＤＵ堆燃 料循 环 方 式 研 究 ＡＮ
申 王永刚 ， 侃 ， 世飞 ， 王 胡永明 ， 刘勇进
（．清 华 大 学 工程 物 理 系 ， 京 １ 北 １ ０ ８ ；．清华 大学 核 能 与 新 能 源 技术 研 究 院 ， 京 ００４２ 北 １０ ８ ） ０ ０ ４
摘 要 ： 钍 基 先 进 Ｃ Ｄ 堆 的概 念 设 计 中 ， 在 ＡＮ Ｕ 钍燃 料 的循 环 利 用方 式 是 一 重 要 问题 。文 章 采 用 中 心 两 圈 为 钍 燃 料 、 面 两 圈为 稍 加 浓 缩 铀 燃料 的 Ｃ 外 ＡＮＦ Ｅ Ｌ Ｘ燃 料 棒 束 ， 过 对 燃 料 棒 束 栅 元 物 理 特 性 的研 究 ， 通 提 出 了一 套 切实 可行 的直 接 自身 再 循 环 的燃 料 棒 束 循 环 方 案 。
本 工作 采用混 合棒 束方案 中的直接 自身再
用轻 水冷 却 ， 重水慢化 ， 着重 考虑钍 燃料 的应用
和钍 燃料循 环 。 由于对 钍燃料 的 回收再循 环 的研 究 目前 尚
循 环 方式 。在该方 式 中 ， ｈ燃 料棒 束在 经过 １ Ｔ
个 辐照 循环后 ， 将原 有 的 Ｔ ｈ棒束 拆 卸 下来 ， 静 置 一 段 时 间 ， 其 中 的船 Ｐ 让 。 ａ尽 可 能 地 转 化 为 船 Ｕ， 。 直接 与新 的 Ｓ Ｕ（ 加 浓缩 铀 ） 料 棒再 Ｅ 稍 燃
CANDU核反应堆换料算法研究
CANDU核反应堆换料算法研究CANDU堆采用不停堆功率运行换料方式,其换料方案(换料通道选择和通道换料顺序)不仅要维持反应堆满功率运行所需的反应性,提高燃料使用的经济性,而且必须考虑换料实施对反应堆运行控制保护的重大影响。
因此,换料方案的优化问题就成为了现场换料工程师面临的最大挑战和任务。
为了实现电站换料运行最好的经济性和安全性,所有CANDU电站都在不断开发和改进换料优化的方法和程序。
换料不但是补偿日常运行所带来的反应性消耗的主要手段,也是控制堆芯长期处于理想功率分布的主要方法。
换料方案的优劣不仅影响电站运行的经济性,更重要的还直接关系反应堆的安全。
因此,换料方案(换料通道选择和通道换料顺序)的优化问题是现场换料工程师所需要解决的至关重要的问题。
此外,结合CANDU堆自身的特点,换料工程师在制定换料方案时所主要考虑的优化目标还会随着电站的寿命而发生变化。
在电站的运行初期,由于反应堆运行裕量相对较大,因此卸料燃耗是换料优化的主要目标;而在电站寿命的中后期,由于老化,运行裕量会有所减少,因此这时优化反应堆功率分布就跃升为换料优化的主要目标,以保证电站尽可能地满功率运行。
优化目标这样的变化特性,使得换料优化问题变得更加复杂。
本文主要根据自己的认识并结合国外CANDU电站的经验,对CANDU堆换料优化问题进行一定的探讨。
本文提出了一种基于专家系统、遗传算法(GA)和局部领域搜索相结合的换料通道优选算法。
换料通道优选过程仍然分为两个阶段。
第一阶段,根据一套评价规则对每个通道进行评价,综合评价结果,从中选择20-40个候选通道。
第二阶段,需要选择7个左右候选通道并且给出其换料序列。
本文使用遗传算法(GA)和区域搜索相结合的算法,加上局部领域搜索是为了控制基因的质量,使其在短时间内达到收敛,评价函数的结果就作为个体的适应值。
通过遗传算法的优化,可以得到一组换料序列(每个换料序列为7个通道的换料顺序)。
随着电站的运行,当电站老化以后,候选通道数目要大大增加才能获得比较好的换料通道方案。
07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)
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冷却剂和慢化剂的绝热
作为冷却剂的重水在管内 流动带走热量。作为慢化 剂的重水在反应堆排管容 器中，为了防止热量传到 慢化剂重水中，在压力管 外设置一同心容器管，两 管之间充以二氧化碳作隔 热层，以保持慢化剂温度 不超过60℃。压力管和容 器管贯穿反应堆排管容器， 两端与法兰固定，与容器 连成一体。
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学习目的
Xi’an Jiaotong University
➢ 掌握CANDU堆得特点(与PWR比较)和优势，表6-1 ➢ 掌握CANDU核燃料组件结构特点 ➢ 了解CANDU堆的发展演变和ACR的技术特点
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2010年代 - SCW直接循环模块堆?
皮克灵A,1971-1973
CANDU-9
CANDU原型堆,1962 ZEEP,1945
布鲁斯B，1984-1987
达灵顿，1990-1993
重水堆概述
CANDU的概念: CANada Deuterium Uranium
重水堆的特点： 天然铀作燃料 重水做慢化剂，造价较高
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换料方式
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由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在反应堆容器的两端都设有密 封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换料。换料 时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头，新燃料组件从压力管一端顶 入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。这种换料方式称 为“顶推式双向换料”。
挑战
大量的重水以及泄漏导致高造价，防止重水泄漏的高密封性能设 备也提高了造价 。核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆，换料太频繁。
重水堆简介
重水堆简介
重水堆按其结构可以分为压力容器式和压力管式两种，但目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重水堆，称为CANDU型重水堆。
CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢化剂（注意：慢化剂和冷却剂都是使用重水），分开。
压力管内流过不沸腾的高温高压（温度约300度，压力约10MPa）重水作为冷却剂，压力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在大型卧式圆柱型排管容器中。
CANDU型重水堆系统示意图如下：
CANDU型重水堆燃料更换示意图如下：
CANDU型重水堆燃料元件束示意图：
CANDU堆芯的承压边界是由几百个小直径的水平压力管组成，每根压力管内装有简单短小的燃料棒束，高压冷却剂从棒束中间的缝隙间冲刷流过，同时不断地把燃料元件中的热量带走。
以每个压力管为中心而构成的这些燃料通道组件，从一个卧式圆筒形排管容器的两端面贯穿过，而通道与通道之间是相互独立并且每个燃料通道的外侧面与重水慢化剂相接触。
排管容器尺寸虽然也较大，但它内部充满的是低温低压的重水慢化剂。
由于燃料棒束组件简单短小，又加上反应堆堆芯是水平管道式的，这为不停堆双向装卸燃料创造了有利条件。
在换料的时候，两台换料机分别与一个通道的两端对接，一端将燃料棒束一个个推入燃料通道，顺着冷却剂流动的方向将其推入堆芯；另一端接收卸出的乏燃料棒束。
核反应堆技术简介
核反应堆技术简介核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的技术。
核反应堆是核能发电的核心设备，它能够将核能转化为热能，再通过热能转换为电能。
本文将对核反应堆技术进行简要介绍。
一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而驱动发电机发电。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。
核聚变是指轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下融合成重核的过程，同样也会释放出巨大的能量。
核反应堆中的燃料一般采用铀、钚等重核，通过控制中子的速度和密度，使其与燃料发生核裂变反应。
核裂变反应产生的中子会继续与其他燃料发生反应，形成连锁反应。
为了控制连锁反应的速度，核反应堆中通常会加入一种称为“控制棒”的装置，通过调整控制棒的位置来控制中子的密度，从而控制反应的速度。
核反应堆中的燃料棒是核反应堆的核心部件，它是由燃料和包覆材料组成的。
燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，包覆材料则是用来保护燃料，防止辐射泄漏和燃料损耗。
燃料棒的排列形式有很多种，常见的有方形排列和六边形排列。
二、核反应堆的类型核反应堆根据使用的燃料和工作原理的不同，可以分为多种类型。
常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）、气冷堆（AGR）等。
1. 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的核反应堆类型，它使用普通水作为冷却剂和减速剂。
核反应堆中的燃料棒被放置在压力容器中，水通过燃料棒周围的管道，吸收燃料产生的热量，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
2. 沸水堆（BWR）沸水堆也使用普通水作为冷却剂和减速剂，但与压水堆不同的是，沸水堆中的水直接与燃料棒接触，燃料产生的热量直接将水加热为蒸汽，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
3. 重水堆（CANDU）重水堆使用重水（氘氧化物）作为冷却剂和减速剂。
重水堆
压力管式，压力壳式
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CANDU的基本结构特点
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燃料组件结构
重水堆的核燃料是天然铀， 制成圆柱状装在外径为 13(20)毫米长约500毫米的 锆合金包壳管内，构成棒 状燃料元件，37根燃料棒 组成一束，棒之间用锆合 金块隔开，端头由锆合金 支承板连接，构成长为半 米，外径为150毫米左右的 燃料棒束。 反应堆堆芯由384根带燃料 棒束的压力管排列而成。 每根压力管内装有12束燃 料棒束。
8 足够充足的应急流量 9 尽可能的减少重水泄漏
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蒸汽发生器
主要结构材料位 炭钢 一次测： 封头，管板和管束一次测
二次侧：壳体，汽水分离器，管束套筒，管板和管 束二次侧，预热段隔板，管子支承等，
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主泵
单级、单吸入口、双出口、立式离心泵
支管和集流总管 稳压器
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CANDU慢化剂系统
慢化作用，失冷事故下的热阱作用 慢化剂系统原理流程图： 串连/并联
控制棒设置在反应堆上部，穿过反应堆排管容器，插入在 慢化剂中。快速停堆时将控制棒快速插入堆内。
反应性的调节还可以通过改变反应堆容器中重水慢化剂的 液位来实现。 紧急停堆时可以将控制棒快速插入堆内，还可打开氦气阀， 将储存在毒物箱内的硝酸钆毒物注入反应堆容器的重水 慢化剂中，还可以打开装在容器底部的大口径排水阀， 把重水慢化剂急速排入贮水箱。
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换料方式
由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在反应堆容器的两端都设 有密封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换 料。换料时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头，新燃料组件从 压力管一端顶入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。 这种换料方式称为“顶推式双向换料”。
重水堆简介
重水堆工程安全特性
1.反应堆停堆系统： CANDU核电厂设有两套完全独 立和全功能的SDS-1和SDS-2停堆 系统，该系统能使反应堆在必要 时停闭。 2.应急堆芯冷却系统（ECCS）： 应急堆芯冷却系统向热传输系统 提供轻水，以补偿发生假像的失 水事故时损失的重水冷却剂，并 循环和冷却从反应堆厂房地面上 收集的重水、轻水混合物，将其
重水堆系统的设计特征
重水堆与压水堆在反应堆和燃料方面的主要区别见下表：
重水堆的安全特性
重水堆的结构设计具有一些独特的安全特性，与压水堆一 样，这些安全特性中一部分为重水堆所固有的，另一部分则是 特殊设计的工程安全设施提供的。 重水堆固有的安全特性： 重水堆固有的安全性是由核燃料、反应性调节特性等提供的。 1.燃料 CANDU堆采用天然铀作为核燃料，235-U约占0.7%，较 压水堆低得多，这就大大降低了在堆外或者燃料贮存水池内燃 料处理时发生反应性引入事故的可能性，而且堆芯严重损坏导 致的燃料重新布置所引入的反应性也十分有限。
Thank you !!!
停堆系统
重水堆工程安全特性
送到反应堆集管以保证长期的燃料冷却，以达到向反应堆燃料 通道再注射冷却剂和从燃料排出余热或衰变热的目的。
重水堆工程安全特性
3.安全壳系统： 如果反应堆系统发生 事故，则安全壳系统 的运行可以提供包容 所释放出放射性物质 的密封外壳，以防止 从反应堆溢出的放射 性物质释放到环境中 。其包括：自动喷淋 系统、空气冷却器、 过滤空气排放系统以 及人员和设备闸门。
姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113
重水反应堆-PHWR？
概念：用重水作为慢化剂的热中子反 应堆。 可以用重水、普通水、二氧化碳和有 机物作冷却剂。由于重水的热中子吸 收截面很小，可以采用天然铀燃料。 铀燃料的利用率高于轻水堆，烧过的 燃料的235U含量仅为0.13%，乏燃料不 必进行后处理。这种堆可以作为生产 堆、动力堆和研究堆使用。堆内中子 经济性好，可生产氚和发展成为先进 的转化堆。堆内重水装载量大，反应 堆造价较高。
CANDU堆中铀-钍自持循环的研究
众 所 周 知 ， 黯 Ｕ 类 似 ， Ｕ 的 裂 变 截 面 与 。
比较大 ， 是一种很 好 的裂变 材料 ， 孙 Ｕ 在 自然 但 。 界 中并 不 存在 的 ， 过它 可 以 由天 然蕴 藏 量 比 不
将越来 越大 ， 天然 铀 的资 源非常 有 限， 作为 但 钍
可 转 化 为 核 燃 料 的 资 源 ， 一 种 核 能 发 展 的 潜 是 在 资 源 。 我 国 是 一 个 铀 矿 资 源 比 较 贫 乏 ， 钍 而 储 量 相 对 比较 丰 富 的 国 家 ［ 。 因 此 寻 找 一 条 高 效 的 钍 资 源 的利 用 途 径 对 于解 决 核 燃 料 的 短 缺
Ｊ ｎ ２ １ ｕ ． ０ ０
Ｃ ＡＮＤＵ 堆 中铀 一 自持 循 环 的 研 究 钍
王天磊 ， 李金鸿
（ ．中 同 程物 理 研 究 院北 京 研 究 生 部 ， 京 １ ０ ８ １ 北 ００ ８
２ 北 京应 ｊ 理 与计 算 数 学 研 究所 ， 京 ｌ ０ ８ ） ． 【物 ｝ 北 ０ ０ ８
摘 要 ： 究 了在 重 水 反 应堆 ＣＡＮＤＵ ｃ 现 Ｕ 研 宴 Ｔｈ燃 料 自持 循 环 的可 行 性 。研 究 结 果 表 明 ， 用 外 圈 为 采
高 ”Ｕ 浓 度 的钍 基 燃 料 ， ＿ 圈 为 低 Ｕ 浓 度 的 钍 基 燃 料 方 案 ， 可 以 实 现 在 Ｃ Ｄ 功 率 堆 中 Ｕ— ｈ 内 Ｊ 就 ＡＮ Ｕ Ｔ 的 自持 循 环 。
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｔｈｅ ｐａ ｒ ｍａ ｅ ａ ｓ ｕ ｙ ｏ ｈｅｐｏ ｓｂ ｌｔ ｈ Ｔｈ ｓ ｌ— ｕ ｔ ｉ ｎｇ ｃ ｌ ｎ ｓｒ ｃ ： ｐｅ ｄ ｔ ｄ ｎ ｔ ｓ ｉ ｉｉｙ ｏｆｔ ｅ Ｕ— ｅｆｓ ｓ ａ ｎｉ ｙｃｅ ｉ
candu重水堆工作流程
candu重水堆工作流程下载温馨提示:该文档是我店铺精心编制而成，希望大家下载以后，能够帮助大家解决实际的问题。
文档下载后可定制随意修改，请根据实际需要进行相应的调整和使用，谢谢!并且，本店铺为大家提供各种各样类型的实用资料，如教育随笔、日记赏析、句子摘抄、古诗大全、经典美文、话题作文、工作总结、词语解析、文案摘录、其他资料等等，如想了解不同资料格式和写法，敬请关注!Download tips: This document is carefully compiled by theeditor. I hope that after you download them,they can help yousolve practical problems. The document can be customized andmodified after downloading,please adjust and use it according toactual needs, thank you!In addition, our shop provides you with various types ofpractical materials,such as educational essays, diaryappreciation,sentence excerpts,ancient poems,classic articles,topic composition,work summary,word parsing,copy excerpts,other materials and so on,want to know different data formats andwriting methods,please pay attention!CANDU 重水堆是一种以重水为慢化剂和冷却剂的核反应堆。
认识坎杜堆
认识坎杜堆加拿大发展的压力管式重水反应堆（PHWR），也称坎杜堆（CANDU）。
自1962年首台核电机组投入运行以来，到目前为止，加拿大境内已拥有22台CANDU反应堆核电机组，并先后出口到印度、巴基斯坦、韩国、阿根廷、罗马尼亚和中国，共12台机组。
中国的秦山核电三期工程就采用了加拿大CANDU6反应堆。
1．CANDU反应堆概述CANDU反应堆的独有特征是可以使用天然铀燃料，用压力管替代压力容器，用重水作慢化剂和冷却剂，以及不停堆换料，高压冷却剂与低温、低压慢化剂分离。
在CANDU反应堆中，排管容器（CALANDRIA）在低温（接近70℃）并低压（接近大气压力）条件下，充满重水（D2O）慢化剂。
几百根装有铀燃料棒束的压力管穿过这个容器。
反应堆的冷却剂也采用D2O，用泵将其送入并通过装有燃料的压力管，带走裂变热，冷却剂再流向蒸汽发生器，将热量传给管外的普通水使其产生蒸汽。
在反应堆处于满功率运行的同时，可用遥控装卸料机更换燃料，装卸料机也可及时不停堆地移出和更换有缺陷的燃料，以减少因破损带来的放射性影响。
排管容器是一个水平圆柱体（直径7．6m），其端部是平板形的排管容器侧管板。
每个管板钻有正方形排列的小孔，其间距为0．286m。
很多平置并排的锆－2合金管的两头分别与排管容器每一端部管板上的小孔相联接。
这些管子（称为排管）被冷的低压重水所包围，每一个排管里放有压力管，它与排管同轴。
压力管与排管之间充有干燥并且循环的CO2气体，可连续监测压力管内的高压重水可能产生的任何泄漏。
高压冷却水将压力管内燃料棒束传出的热量带走。
CANDU堆重水慢化剂的温度为70－80摄氏度。
如果压力管由于某种严重事故发生温度升高的现象，膨胀到或下垂到与排管相接触的程度，热量便会传到冷的重水慢化剂中，从而维持压力管排管组件的完整性。
试验证明，这种用冷的慢化剂围绕排管的办法，有助于在严重事故的情况下防止压力管熔化并限制氢气的产生。
2．CANDU反应堆的安全系统CANDU反应堆核电站采用“纵深防御”的概念，即按事故防御、事故缓解、事故管理三个层次进行设防。
重水堆
重水堆核电站重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。
压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。
这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30 万千瓦。
因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。
它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。
此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。
压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。
这两种堆的结构大致相同。
(1) 重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。
重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。
在容器管中，放有锆合金制的压力管。
用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。
棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。
在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。
这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。
像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。
这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。
（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。
加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。
而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。
它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
钍基先进CANDU堆(TACR)钍-铀燃料功率影响研究
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核 动 力 工 程
Ｖ １ ７ ＮＯ ６ ２ ０ Ｏ．２ ． ． ． ０ ６
表 ｌ Ｔ Ｃ 栅元 基本 参数 Ａ Ｒ
Ｔａ ｌ Ｂａ ｉ ｔ ｆ ＡＣＲ ｔ ｃ ｂｅ ｌ ｓｃ Ｄａ ａｏ Ｔ Ｌａｔ ｅ ｉ
栅元 属 性 棒束 长度 ／ ｃ ｍ 燃料 棒数 量 第一 圈燃 料 棒／ 根 第 二圈 燃料 棒／ 根 第 三圈燃 料 棒／ 根 第 四圈 燃料 棒／ 根 栅 元栅 时 ｃ ｍ
所不 同 ，而且 会直 接影 响到 玎Ｕ 的产额 ， 而 ｕ
的产生是利用钍燃料的关键 。因此，钍燃料在堆 内的不 同位置（ 通量 、功率不 同１ 时，玎ｕ 的产生 随燃耗 的变 化可 能会 有 明显 的差 异 ，并造 成不 同 堆芯位置的栅元基本截面参数的差异 。由于全堆 计算使用的燃料表文件包含着仅随辐照值变化的 各栅元基本截面参数 ，因此 ， 栅元计算 的功率不 同可能会对全堆计算产生较大影响。
糍 铬 划 慈 蕞
辐 照 值 ／Ｏ ｍ２ １－ｃ ’
图 ４ 热群生成截面 的变化
Ｆ ｇ ４ Ｃｈ ｇ ｆ ｈ ｒ ｌ ｒ ｄ ｃ ｉ ｎ Ｃｒ ｓ ｅ ｔ ｎ ｉ． ｎ ａ ｅｏ ｅ ｍａ ｏ ｕ ｔｏ ｏ ｓＳ ｃ ｉ ｓ Ｔ Ｐ ｏ
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维普资讯
第 ２ 卷 第 ６ ｝ ７ ｛ Ｉ ｛
２ Ｏ Ｏ ６
核 动 力 Ｔ 程
Ｎ ｕ ｌａ ｃｅ ｒ Ｐｏｗｅ ｇｉ ｅ ｒｎ ｒＥｎ ｎ ｅ ｉ ｇ
ＶＯ ． ２ １ ７．Ｎ ０． ６ Ｄｅ ．２ ｃ ０ ０ ６
年 １ ２月
文章 编 号 ：０ ５ ．９ ６２ ０ ）６０ ０ ．４ ２ ８０ ２ （０ ６０ ．０ ５０
重水堆
以重水作慢化剂的反应堆
01 简介
目录
02 CANDU
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可 用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力壳式和压力管式两类。
简介
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型 （CANDU型）压力管式重水堆核电站。
CANDU型重水堆的反应性控制是由下列装置实现。它们从顶部垂直穿过反应堆容器。①调节棒：由强中子吸 收体构成，用于均衡反应堆中心区的功率分布，使反应堆的总功率输出最佳。②增益棒：由高浓铀代替强中子吸 收体，用来补偿氙中毒所引起的反应性下降。③区域控制棒：由一些可充轻水的圆柱形隔套组成。④停堆系统： 由两组停堆系统组成。一组停堆系统是由能快速插入反应堆堆心的强中子吸收棒组成；另一组停堆系统是将吸收 中子的溶液注入慢化剂或注入堆心的一些管中，也可以把慢化剂排空。
重水堆的燃料是天然的二氧化铀压制、烧结而成的圆柱形心块。若干个心块装入一根锆合金包壳管内，两端 密封形成一根燃料元件。再将若干根燃料元件焊到两个端部支撑板上，形成柱形燃料棒束。元件棒间用定位隔块 使其隔开。
在反应堆的两端各设一台遥控操作的换料机。当某根压力管内的燃料需要更换时，一台换料机处于装料位置， 另一台则处于卸料位置。处于装料位置的换料机内装有新的燃料棒束,由逆冷却剂流向推入,堆内相对应压力管道 内的乏燃料棒束即被推入另一端处于卸料位置的换料机内。整个操作由电子计算机来完成，可实现不停堆换料。
冷却剂、慢化剂循环 蒸汽发生器和主回路水泵安装在反应堆的两端，以便使冷却剂自反应堆的一端流入反 应堆堆心的一半燃料管道，另一端则以相反的方向流入另一半燃料管道。冷却剂系统设有一个稳压器，以维持主 回路的压力，使重水不致沸腾。慢化剂系统的温度较低，它也设有循环泵和热交换器。它把高温燃料管道传给慢 化剂的热量及重水与中子和γ射线相互作用产生的热量带出堆心，以提高反应堆的物理性能。
CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计
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中图分类号：Ｔ ３ １ Ｌ ５． ５
文献标志码 ：Ａ
文章编号 ：１０ —９ １（０ ０ Ｏ０ １－５ ００６ ３ ２ １ ）Ｓ ．４ ８０
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2023年重水堆核电站的特点和发展趋势
重水堆核电站的特点和发展趋势核反应堆是核电站中最关键的设备，也是不同类型核电站的主要差别所在。
1954年，前苏联建成世界第一座试验核电站奥勃灵斯克核电站。
1957年，美国建成世界第一座商用压水堆核电站希平港核电站。
经过半个多世纪的进展和筛选，已进展成商业规模并且不断有后续建筑项目的核电反应堆主要有3种类型：压水堆、沸水堆和重水堆。
压水堆和沸水堆源于1953年美国原创开发胜利的核潜艇动力堆；而重水堆则主要是由加拿大原创开发的特地用于核能发电的压力管式重水反应堆，也叫CANDU（坎杜）堆。
第一座示范CANDU堆于1962年建成并投入运行。
CANDU机组大部分建在加拿大，近年来进展到韩国、阿根廷、罗马尼亚和中国等6个国家。
我国大陆已建成和在建共有11台核电机组，其中秦山三期核电站的两台机组采纳CANDU堆，其余都用压水堆。
CANDU堆的核燃料加工成简洁短小的燃料棒束组件，每根燃料棒长约50厘米，外径约10厘米。
堆芯由几百个水平的压力管式燃料通道组成，每个压力管内一般装有12个燃料棒束组件。
高压冷却水从燃料棒束的缝隙间冲刷流过，不断把热量带出堆芯。
冷却水加了很高的压力之后，温度可以保持较高而不发生沸腾。
在燃料通道外侧的是低温低压的重水慢化剂，慢化剂与压力管内的高温高压冷却水是分隔开的。
核裂变产生的热量从燃料棒传递到高压冷却水，冷却水又在蒸气发生器的U型管内把热量传递给管外的一般轻水，一般轻水沸腾所产生的高温高压蒸气去驱动汽轮发电机发电。
目前的重水堆核电站所使用的冷却水是昂贵的重水，在新一代先进重水堆设计中，冷却水将采纳轻水，而重水的用途只限于作慢化剂，因而绝大部分重水可以省掉。
CANDU堆由于它的燃料棒束组件简洁短小，又加上反应堆堆芯是水平管道式的，所以在更换燃料的时候不需要停堆。
更换核燃料时，两台机器人式的换料机分别与一个通道的两端对接，一台换料机从一端将燃料棒束一个个通过燃料通道，顺着冷却剂流淌的方向推入堆芯；另一台换料机在另一端接收卸出的乏燃料棒束。
坎杜反应堆
坎杜反应堆
张永丽
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2003(000)011
【摘要】@@ [美国能源部能源信息管理局网站2003年11月报道]坎杜(CANDU)是加拿大原子能有限公司(AECL)设计的氘铀反应堆的注册商标.所有CANDU型反应堆都是加压重水冷却反应堆(PHWR).截止2003年10月20日,加拿大已有15
座CANDU堆运行.建有CANDU型反应堆的其他5个国家是:阿根廷、中国、印度、罗马尼亚和韩国.表1列出正在运行的、在建的和可重新启动的CANDU反应堆.表2列出18座基于CANDU技术建造的反应堆.
【总页数】2页(P17-18)
【作者】张永丽
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TL423
【相关文献】
1.同伴互助学习联合改良杜坎饮食法在护士减重中的应用 [J], 徐学勤;陈立萍
2.坎杜-6核电厂失电事故下重水浓度降级分析 [J], 韩雨
3.走进西部洽谈未来第三届中国西部国际投资贸易洽谈会开幕陈敏尔宣布开幕郝明金致辞杨莉明李洛渊巴赫利尔劳拉·巴尔迪维索杜胜海坎葆·恩塔万致辞蓝天立黄强
王炳南致辞唐良智主持并致欢迎辞张轩王炯等出席2021陆海新通道国际合作论坛
举行 [J],
4.安大略电力与莫尔泰克斯合作研究坎杜堆乏燃料的循环使用 [J], 伍浩松;张焰
5.加机构合作推进坎杜堆退役 [J], 张焰;伍浩松
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Two-Unit CANDU 6 Plant 2 x 728 MWe
Two-Unit ACR-1000 Plant 2 x 1200 MWe
中国秦山三期2002/2003投产
Qinshan Phase III: Two CANDU 6 Units (2002/2003)
2009年可在北美开始建造
Ready for Deployment by 2009 in North America
Jul. 24, 2003
从秦山三期CANDU 6 到 ACR-1000
From Qinshan CANDU 6 to ACR-1000
CANDU 6: 最新第二代半技术
The Latest Gen II+ Product CANDU 6
ACR-1000:第三代半技术
The Gen III+ Product ACR-1000
Quebec, Canada Gentilly 2 1 unit Ontario, Canada Darlington 4 units Pickering 8 units Bruce 8 units New Brunswick, Canada Point Lepreau 1 unit Argentina Embalse 1 unit Wolsong, S. Korea Pickering, Canada Romania Cernavoda 1 unit operating 1 unit under construction Republic of Korea Wolsong 4 units China Qinshan 2 units India 14 units operating 4 units under construction Pakistan KANUPP 1 unit Qinshan III, China
Other Products & Services
Safety Technology
Research
Fuel Channel Reactor Core
Control and Information Technology
Underlying Science Underlying Sciences
Canadian Nuclear Industry
CRL: 乔克河国家实验室 1944年成立 World-class R&D since 1940s’
全球性的核技术和工程公司,能力全面
A global nuclear technology and engineering company with full scope of capabilities.
corporation, formally established in 1952 to lead Canadian nuclear industry
CANDU反应堆的原创开发商,世界三大商 用堆之一 The original developer of the CANDU reactor,
one of the three major power reactor types in the world.
改造过的皮克灵核电站
现有和某些计划 中的资源
Bruce/Darlington Refurbished 改造过的布鲁斯及达 灵顿核电站 New Build
新建核电站
Pick A 1,2,3 Refurbished
改造过的皮克灵A核 电站1、2、3号机组
CANDU – An International Success
20 CANDU units built in Canada’s Ontario Province during 1971-1993, about one unit a year. Nuclear generation supplyabout 51% of electricity for the 皮克灵一期和二期核电站 province in 2005. Pickering A&B 8 x 540 MW 达灵顿核电站 Darlington 4 x 940 MW 布鲁斯一期和二期核电站 Bruce A & Bine
• AECL与CANDU技术的发展应用概况
Highlights of AECL and CANDU Technology Development & Application
• 第三代半的先进设计ACR-1000
Gen-III+ Advanced CANDU Reactor of 1000MWe Class
80
Months
60
40
20
Qinshan III - 1
Qinshan III - 2
Qinshan II - 1
Qinshan II - 2
Qinshan I
0
Daya Bay - 1
Daya Bay - 2
Lingao - 1
Lingao - 2
•
Feb. 1, 1983
CANDU Owners Group Dec. 2004
• Leader since 1940s • $ 6 B / year industry
– 30,000 workers – 150 companies – Invented CANDU power reactor – Invented cancer therapy – Largest exporter of medical isotopes & uranium
Separate Low Temperature & Pressure Heavy Water Moderator
不停堆换料
On-power Fuelling
反应堆室充满屏蔽水淹 没堆芯外侧 Reactor vault filled
with shieding water surrounding the core
燃料棒束简单
Simple fuel bundle
ACR-1000的重要设计革新
Key Innovative Features of ACR-1000
ACR-1000 引入设计革新, 融合加压轻水和重水堆的优点
ACR-1000 incorporates design innovation and merge good features of both pressurized heavy and light water reactors
阿根挺安巴斯核电站 Embalse, 1983 韩国月城1-4号机组 Wolsong 1 – 4, 1983-1999
Bruce A & B 8 x 900 MW
18
罗马尼亚切纳沃达核电站 Cernavoda 1 & 2, 1996 / 2007
Qinshan Phase III Project
• China’s most successful nuclear project – Fastest construction ever in China
Fastest Construction Schedule
(First Concrete - Criticality - In-Service)
120
100
Early commercial operations resulted in: 2.5B RMB in project savings 1.5B RMB in extra revenues
核反应堆的研发、设计、建造、延寿, 核电站技术服务 Develops, designs, builds,
refurbishes, and services reactors around the world AECL总部 Mississauga
AECL’s Core Technological Areas
1962 NPD
1965 Douglas Point
1971 Pickering, ON 1977 Bruce, ON
1982 Pt. Lep, NB
加拿大核电大省 - 安大略
CANDU in Ontario: A Rapidly Grown Program
• 有20台CANDU机组,核电占51% • 1971-1993年间每年投产一台
安省2025年电力缺口25GWe主要靠核电
25GWe Gap Over 20 Years with Most Nuclear
34000 32000 30000 28000 26000
IMO
serve 15% Re + recast and Fo ak Dem dian Pe Me
MWe
24000 22000 20000 18000 16000 14000 12000 10000
保留CANDU优势特点
Retain Proven CANDU Strengths
模块式水平燃料通道
Modular Horizontal Fuel Channel Core
两套独立和非能动 的快速停堆系统
Two independent passive fast shutdown system
分开和低温度压 力的重水慢化剂
CANDU技术发展概况与趋势
CANDU Technology Development in Canada and Internationally
Presented by Dr. Yang RUAN (阮养强博士) Acting Chief Representative and Director Technical Cooperation Programs, AECL AECL代理首席代表兼技术合作主任 庆祝清华大学工程物理系50周年 暨核能科学与工程管理研究所成立学术报告会 2006年10月15日