07 第六章重水反应堆CANDU(PHWR)

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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。

第六章重水反应堆-PPT文档资料

电源系统：
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其它类型的重水堆
压力壳式重水堆
压力管式沸腾轻水冷却重水堆
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重水堆的发展前景
机遇：重水堆中子经济性好，节省核燃料，可以直接利用天然铀，不需要建造核扩散厂，这对未掌握核浓缩技术的国家利用核燃料资源是很有意义的。挑战：大量的重水以及泄漏导致高造价。核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆。换料频繁，后处理成本较大，防止重水泄漏的高密封性能设备也提高了造价。
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。
第六章
重水反应堆
HWR
1
目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，总电功率为2335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的6.5% .
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重水堆概述
CANDU的概念:CANada Deuterium Uranium 重水堆的特点：天然铀作燃料，收到发展中国家青睐
重水做慢化剂，造价较高
重水堆的分类：
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。

《重水反应堆》课件

重水反应堆的工作原理：利用重水作为冷却剂和慢化剂，使核燃料发生裂变反应，产生热量和放射性物质。
核燃料的制备：将铀矿石经过提炼、浓缩、加工等步骤，制成核燃料棒。
核燃料的燃烧：核燃料棒在反应堆中发生裂变反应，释放出热量和放射性物质。
核燃料的冷却和慢化：重水作为冷却剂和慢化剂，使核燃料发生裂变反应，产生热量和放射性物质。
控制系统：负责控制反应堆的功率和温度调节系统：负责调节反应堆的燃料浓度和冷却剂流量安全系统：负责在紧急情况下关闭反应堆监测系统：负责监测反应堆的运行状态和参数
安全壳：保护反应堆不受外部冲击和内部事故的影响
辐射防护：防止放射性物质泄漏，保护工作人员和公众健康
安全壳设计：考虑地震、洪水等自然灾害的影响
应急演练：定期进行应急演练，提高应急响应能力
检查内容：包括设备、系统、操作规程等方面的检查
检查频率：定期进行安全检查，确保反应堆安全运行
检查人员：由专业人员组成检查小组，确保检查的准确性和
可靠性
检查结果：对检查结果进行记录和分析，及时发现和解决安
全隐患
国际原子能机构（IAEA）：负责监督全球核能安全
重水反应堆的缺点是建造和维护成本较高，需要大量的重水。
重水作为慢化剂和冷却剂反应堆结构简单，易于建造和维护燃料棒采用天然铀或低浓缩铀反应堆功率密度较低，安全性较高重水反应堆可以产生钚-239，可用于核武器制造重水反应堆产生的放射性废物较少，对环境影响较小
核能发电：利用重水反应堆发电，提供清洁能源核能研究：用于核物理、核化学等科学研究核能安全：用于核事故应急处理，保障核能安全核能医疗：用于放射性同位素生产，用于医疗诊断和治疗

重水堆

压力管式，压力壳式
5
CANDU的基本结构特点
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8
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”。

重水堆压水堆

重水堆特点和贡献
秦山三期核电站是我国惟一的商用重水堆核电站，有如下特点：
• 采用天然铀作燃料，铀资源利用率高； • 重水堆可大规模生产钴60等同位素； • 重水堆可以直接利用压水堆回收铀，有利于完善核燃料闭式循环体系； • 重水堆在钍资源综合利用方面具有较大的挖掘潜力。 • 提氚（聚变材料）
重水堆优势
堆芯本体
厂房吊车操作设备钴调节棒
燃料通道
灵活的燃料选择
高中子经济性
简单而灵活的燃料设计
不停堆换料
重水堆可烧： -天然铀 -浓缩铀 -回收铀 -MOX燃料 -钍燃料 -锕系废物
取决于关键技术和经济因素
完善燃料循环体系
重水堆-压水堆
“互补”运营
快堆
重水堆
压水堆
重水堆可经济高效利用压水堆回收铀。
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谢谢！
大容量的慢化剂在严重事故工况下作为非能动热阱带走衰变热。
反应堆腔室的大量轻水为严重事故提供了第二道备用非能动热阱。
堆顶喷淋水箱提供非能动冷却。
大规模生产钴60同位素
目前国内钴60年需求为800万居里，可能很快突破1000万居里。重水堆具有大批量生产钴60的能力，全世界90% 的钴60都是重水堆上生产的。国内自主完成了相关技术开发，年产600万居里。从2009年到现在，秦山三期两台重水堆已辐照出3000万居里钴60，超过1600万居里已投放到国内市场。
AP1000:42*7=294个钒探 SR+IR+与压水堆有哪些不同？参与量：cmΔt，ṁ（hs-hw）
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3、在线换料过程如何减小换料带来的反应性波动？ 4、对于检修部门，日常维护及大修等工作与压水堆有何区别？ 5、重水堆为什么没在国内继续推广？目前技术有什么发展？将来是否会出现新的先进堆芯？（例如降低成本，采用全数字化DCS、满足三代核电标准等） 6、重水堆每年重水泄漏是多少？（1t多点，设计8-10吨）消耗的重水必须从加拿大采购吗？ 7、重水堆在发生严重事故后，事故后果是否会相比压水堆小？其宣称的固有安全性相比满足三代安全标准的AP1000如何？ 8、每年钴60的产量约多少？（600万居里，需求1000万居里，60-80%市场需求）需要停堆才能取出吗？

全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等

全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。

核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。

位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。

截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。

现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。

下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。

离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。

它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。

VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。

美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。

2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。

冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。

与压水堆不同，没有主回路和副回路。

这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。

3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。

虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。

燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。

这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。

加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。

4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。

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。

重水反应堆技术的发展与应用

重水反应堆技术的发展与应用重水反应堆技术是一种利用重水（D2O）作为冷却剂和减速剂的核能发电技术。

它在核能领域具有重要的地位，不仅可以提供清洁、高效的能源，还可以用于核武器的生产和核医学的研究。

本文将探讨重水反应堆技术的发展历程以及其在能源和其他领域的应用。

一、重水反应堆技术的发展历程重水反应堆技术最早起源于20世纪40年代，当时加拿大和英国的科学家们开始研究利用重水作为冷却剂和减速剂的核反应堆。

1944年，加拿大的麦克马斯特大学成功建成了世界上第一座重水反应堆，这标志着重水反应堆技术的诞生。

随着时间的推移，重水反应堆技术得到了不断的改进和发展。

1950年代，加拿大建成了世界上第一座商业化的重水反应堆，开始向国内外供应重水和核燃料。

1960年代，重水反应堆技术进一步发展，出现了更加高效和安全的重水反应堆设计，如加拿大的CANDU（加拿大重水反应堆）和法国的重水压力管式反应堆。

二、重水反应堆技术在能源领域的应用1. 发电：重水反应堆技术是一种可持续发展的能源解决方案。

它可以利用铀等核燃料进行核裂变，产生大量的热能，进而驱动蒸汽涡轮发电机组发电。

与传统的燃煤发电相比，重水反应堆发电具有零排放、高效率和长寿命的优势。

2. 核燃料再处理：重水反应堆技术还可以用于核燃料的再处理。

在重水反应堆中使用的核燃料可以通过再处理过程进行回收和再利用，减少核废料的产生，并提高核燃料的利用率。

3. 核武器生产：重水反应堆技术在核武器生产中起到了重要的作用。

重水反应堆可以产生大量的裂变产物，如钚-239，这是一种重要的核武器材料。

然而，由于核武器的非法性和危险性，国际社会对于重水反应堆技术的应用存在一定的限制和监管。

三、重水反应堆技术在其他领域的应用1. 核医学研究：重水反应堆技术可以用于核医学研究，如放射性同位素的生产和放射治疗。

重水反应堆可以产生各种放射性同位素，用于医学诊断和治疗，如放射性碘用于甲状腺治疗。

2. 同位素标记：重水反应堆技术还可以用于同位素标记。

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。

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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。

重水堆

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

ｓｉｌｓｓｅａｊｓｒｏｓｅｂｉｓｓｄｉＡＵｒｐａｅ１ｏａｊｓｒｏｔｎｅｓｔｌｄｕｔｄｓｍｌｅＣＮＤｗｅｅｅｌｄｙ２ｂｌａｕｔｄａｅｅｒａｅｕｎｒｃｂｃｔｄｅｒ
中图分类号：Ｔ３１Ｌ５．５
文献标志码：Ａ
文章编号：１０ —９１（００Ｏ０１－５００６３２１）Ｓ．４８０
ＣｏａｔｊｓｅｄＡｓｅｌｔｕｔｒｌｓｎｂｌＡｄｕｔｒＲｏｓｍｂｙＳｒｃｕａｉＤｅｇ
ｉｎＣＡＮＤＵｕｔｒｕｍｒｎｕａｔｒＤｅｅｉＵａｉｍＲｅｃｏ
ｒｄｏｃｖｏｒｅ．ｓｎｒｑｉｍｅｔａｄｓｕｔｒｌｅｉｎｉｔｆｃｓｆｏａｊｓｒｏａｉａｔｅｓｕｃｓＤｅｉｕｒｎｓｎｒｃａｄｓｅａｅｂｌａｕｔｄｉｇｅｅｔｕｇｎｒｏｃｔｄｅｒ
ＫｅｒｓＣＤＵｄｕｅｉｍｒｎｕｒａｔｒｏａｄｕｔｒｏｓｅｌ；ｓｕｔｒｌｙｗｏｄ：ＡＮｅｔｕｕａｉｍｅｃｏ；ｃｂｌａｊｓｄａｓｍｂｙｔｃａｒｔｅｒｒｕ
ｄｓｇｅｉｎ
。ｏ放射源半衰期为５６ａＣ．，被广泛应用２于工业、农业、医学、环保、海关等领域。世界市场的钴源供应约８％由加拿大Ｎｏｄｏ０ｒｉｎ公司提供。目前，国内需求的高活度Ｃ。ｏ源全部
ａｓｍｂｉｓｓｄｉＡｓｅｌｅＣＮＤＵｒａｔｒｓｕｒｎｅｄＴｅｓｆｎｌｂｌｆｏａｄｕｔｒｅｕｎｃａａｔｅ．ｈａｅａｄｅｉｉｔｏｂｌａｊｓｅｏｉｇｙｔｒａｉｙｃｔｅ

CANDU重水堆

秦山三期
接下来展示几张我国秦山三期的外景图
还有一张~~
何为重水堆？
重水堆顾名思义，就是使用重水为慢化剂的核裂变反应堆加拿大原则能主导的新一代基于重水慢化轻水冷却的先进CANDU堆，简称ACR 和压水堆有很多相似的地方CANDU核电厂与普通的压水堆（PWR）核电厂之间有极大的相似性。
哪些是相同的呢？
CANDU重水堆
（姓氏排名为随机排名）
CANDU重水堆的发展历程
由加拿大原创开发的CANDU型反应堆是目前世界上已经发展成并且经济性和安全性较好的三大商用核电堆型之一。
第一个CANDU原型堆示范电厂NPD（20 MW）于1962年在加拿大建成并投入运行。从80年代中期开始，CANDU产品逐步进入国际市场，在世界核电不太景气的情况下，这种堆型仍然较快地发展到了加拿大以外的6个国家。仅从1991 年以来就有7个CANDU机组项目签约，其中四个已经全部按时按预算建成投产，三个在韩国，一个在罗马尼亚；另外，秦山三期的两台CANDU-6机组也建成投产，还有罗马尼亚的第二个CANDU机组正在建设中。
重水堆结构原理的清晰小图
重水堆也不是完美的
• • • • 堆内慢化剂的需求量大，堆芯体积大重水堆的堆芯功率密度低基建的费用高放射性高
重
≠
完
• 讲解内容均摘抄于网络，且讲解为非营利性，不存在版权纠纷，特此声明
• 都需要加压 • 都有蒸汽发生器 • 控制棒是由上往下插入的
重水堆的优势
• 重水的吸收截面很小，因为用重水慢化剂时，只用天然铀做燃料就可以使反应堆达到临界。 • 中子经济性好，产钚量高为压水堆的两倍。 • 重水堆内重水装载量大，总的热容量大。因而失水事故没有轻水堆严重。 • 可以实现不停堆换料。 • 控制棒在低温低压的重水中运动比轻水堆容易，安全

重水堆压水堆

沸水堆（BWR）
加压重水堆（PHWR）
5
秦山三期全厂概貌
6
二重水堆和压水堆比较
冷却剂/慢化剂堆芯布置慢化比燃料燃耗换料燃料棒长度棒束数
重水堆
压水堆
重水/独立卧式
轻水/一体立式
2100 天然铀
70 浓缩铀
低（~200天）不停堆
高停堆
0.5m
4.8m
4560（380*12） 193
重水堆
179
60
39
42
40
25
26
20
3.7
4.45
3.7
初始U235富集度
0
4
0.71
秦山三核两座重水堆发电100亿度仅需消耗179吨天然铀。与发同等电量的压水堆相比，可节约45 －75吨天然铀，天然铀资源利用率高25％－42％。
固有的严重事故预防和缓解特性
两套实体完全隔离的停堆系统，每一套都具有完全的快速停堆功能。
大容量的慢化剂在严重事故工况下作为非能动热阱带走衰变热。
反应堆腔室的大量轻水为严重事故提供了第二道备用非能动热阱。
堆顶喷淋水箱提供非能动冷却。
大规模生产钴60同位素
目前国内钴60年需求为800万居里，可能很快突破1000万居里。重水堆具有大批量生产钴60的能力，全世界90% 的钴60都是重水堆上生产的。国内自主完成了相关技术开发，年产600万居里。从2009年到现在，秦山三期两台重水堆已辐照出3000万居里钴60，超过1600万居里已投放到国内市场。
AP1000:42*7=294个钒探 SR+IR+PR
27
2、反应堆功率控制包括哪些参量？与压水堆有哪些不同？参与量：cmΔt，ṁ（hs-hw）

重水堆简介

重水堆的主要优点
在目前常用的慢化剂当中，重水的慢化能力仅次于轻水，但重水的最大优点是它的吸收热种子的几率，即吸收截面要比轻水小两百多倍，从而使得重水的慢化比远高于其他各种慢化剂。 1. 由于重水吸收热种子的几率小，所以中子经济性好，以重水作为慢化剂的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料，从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀工厂。
重水堆固有的安全特性
3.堆芯余热排出通常，堆芯余热可以通过两种相互独立的途径释出：其一为蒸汽发生器，将热量传递给二回路侧的给水；其二为余热排出系统（停堆冷却系统），热量通过停堆冷却热交换器传递给工艺水系统。在发生LOCA时，需要用ECCS冷却水再淹没堆芯，并释出一部分堆芯余热。ECCS释出的热量最终通过ECCS热交换器排到工艺水系统。在重水堆中，由于承压边界在堆芯内是由几百个小直径的压力管构成，这些压力管内的冷却剂汇集于反应堆进出口的集管，所以热传输系统中发生的最大的破口尺寸仅限于反应堆进、出口集管的尺寸。由于反应堆进、
CANDU-6型重水堆核电厂介绍
由于由加拿大原子能公司发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却卧式压力管式重水堆（CANDU型），是唯一达到商业化技术要求的重水堆。因此下面着重论述CANDU-6型重水堆核电厂的设计特性、安全特性和事故响应特点。右图为CANDU型的反应堆组件结构。
重水反应堆简介
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重水反应堆压力管GRAYLOC密封性能研究的开题报告

CANDU重水反应堆压力管GRAYLOC密封性能研究的开题报告1. 研究背景及意义CANDU重水反应堆是一种新型的核能发电设备，压力管是其核心结构之一，而密封性能是其稳定运行的关键。

GRAYLOC密封是一种广泛应用于海洋工程和核电站的连接技术，其具有较高的密封性能和易于维护的优点。

针对CANDU压力管的GRAYLOC密封性能研究，能够为重水反应堆的稳定运行和安全发电提供理论依据和技术支持。

2. 研究内容及目标本研究旨在分析CANDU压力管GRAYLOC密封的性能特点，探究其在重水反应堆中的适用性和优越性，进一步提高其密封性能和可靠性，为重水反应堆的稳定运行提供保障。

具体研究内容包括：(1) CANDU压力管GRAYLOC密封的设计和制造工艺，以及其工作原理和特点的介绍；(2) 数值模拟和实验分析CANDU压力管GRAYLOC密封的密封性能，重点考虑其在高压高温环境下的耐压性和密封可靠性；(3) 对比分析CANDU压力管GRAYLOC密封与其他密封方式的优缺点，评估其在重水反应堆中的适用性和推广前景。

3. 研究方法和技术路线(1) 文献调研和资料分析，对CANDU压力管GRAYLOC密封的设计和制造工艺、相关标准和测试方法等进行收集和整理，明确研究的基础和前提。

(2) 数值模拟和实验验证。

通过ANSYS软件对CANDU压力管GRAYLOC密封的密封性能进行计算和分析，同时开展实验验证，测量其在高压高温环境下的密封性、耐压性等性能，验证其有效性和可靠性。

(3) 对比分析。

参考其他类型密封方式的性能和适用性，对CANDU压力管GRAYLOC密封的优缺点进行对比分析，评估其在大规模工业应用中的优势和应用前景。

4. 研究成果预期(1) 对CANDU压力管GRAYLOC密封的性能特点和适用范围进行分析和总结，明确其在重水反应堆中的优势和适用性；(2) 数值模拟和实验验证CANDU压力管GRAYLOC密封的密封性能，并提出优化方案；(3) 对比分析CANDU压力管GRAYLOC密封与其他密封方式的优缺点，评估其在重水反应堆中的应用前景和推广可能性。

重水反应堆

light water reactor (LWR) 以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。

轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。

据统计，1992年运行的413座核电站中，轻水堆核电站约占64．15％，装机容量约占80％，加上正在建设和已经订货的轻水堆核电站将占80％，装机容量将占90％。

轻水反应堆是和平利用核能的一种方式.用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。

与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。

用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。

所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。

重水与普通水看起来十分相像，是无臭无味的液体，它们的化学性质也一样，不过某些物理性质却不相同。

普通水的密度为1克／厘米3，而重水的密度为1.056克／厘米3；普通水的沸点为100℃，重水的沸点为101.42℃；普通水的冰点为0℃，重水的冰点为3.8℃。

此外，普通水能够滋养生命，培育万物，而重水则不能使种子发芽。

人和动物若是喝了重水，还会引起死亡。

不过，重水的特殊价值体现在原子能技术应用中。

制造威力巨大的核武器，就需要重水来作为原子核裂变反应中的减速剂，作中子的减速剂，也可作为制重氢的材料，普通水中含量约为0.02％（质量分数）。

重水和普通水一样，也是由氢和氧化合而成的液体化合物，不过，重水分子和普通水分子的氢原子有所不同。

07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)

重水堆简介

第六章重水反应堆-PPT文档资料

《重水反应堆》课件

重水堆

重水堆压水堆

全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等

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重水反应堆技术的发展与应用

candu重水堆工作流程

认识坎杜堆

重水堆

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CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计

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CANDU重水反应堆压力管GRAYLOC密封性能研究的开题报告

重水反应堆

07 第六章重水反应堆CANDU(PHWR)