坎杜6型重水堆核电站的主要特点
核反应堆及发展
核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析
秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析一、概况秦山核电站三期工程是国家“九五”期间重点建设项目，工程安装2台70万千瓦级重水堆核电机组，时为我国与加拿大两国政府合作的最大贸易项目。
工程采用加拿大成熟的坎杜（CANDU-6型）重水堆核电站技术，并利用国、内外融资建设，工程总承包商AECL（加拿大原子能有限公司）采用交钥匙合同方式进行工程建造。
接轨国际工程项目管理是一项创新性和系统性工程。
秦山核电站三期工程完全依据国际惯例进行项目建设管理，运用“垂直管理，分级受权，相互协作，横向约束，程序化和信息化运作”的管理模式。
浙江省火电建设公司通过秦山核电站三期BOP（核电站汽轮发电机及辅助设施）工程建设，借鉴国际先进的管理思想并结合工程特点，摸索出了一套适合中国国情的核电工程项目管理经验，建立了一套符合实际情况的项目管理体系。
在施工管理中充分应用运筹学、信息技术、系统工程等理论对项目实施技术、进度、安全、质量、经营、人力资源、物资等进行科学管理。
二、项目管理主要特点（一）质量保证体系管理根据核安全法规规定，必须制定并有效地实施核电站质量保证总大纲及其各分包商的质量保证分大纲。
按秦山核电站建造质量保证大纲要求，火电项目部建立起有效的质量保证组织和体系，编制了BOP工程建造管理质量保证手册和87个有关要素支持性程序。
保证BOP工程所有与质量有关的活动都是由有资格的人员，按照审查批准的大纲和程序，使用合格的工具、仪器和材料在受控的状态下进行工作，以满足设计技术文件的要求。
项目部制定年度质量保证内部监查计划，每年对BOP工程质量保证体系进行监查，以确保有效性。
业主——TQNPC （秦山第三核电有限公司）和总承包商每年分别对项目部的管理及质量体系运转进行一次全面的质量保证监查，主要审查内容为：目前组织机构的适宜性、内/外部监查报告、质量趋势分析报告、培训情况、产生的重大不符合项、审查结果及产生的纠正措施要求和建议等，使得项目管理持续改进。
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
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➢ 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。
中国的核电站情况
四、田湾核电站（中核） 位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。
一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×1Байду номын сангаас6万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。
二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。
三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。
五、红沿河核电站（中广核） 辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型 CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中....
二、四川重庆争建核电站(2003-9-18) 重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告，双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过，结果尚未揭晓。
重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂（原816厂），初步规划总投资200亿元，年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利，将于2007年动工建设，2013年首台机组并网发电，项目业主为中国电力投资集团。
到目前，中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。
一、秦山核电站（中核） 秦山核电站地处浙江省海盐县。
核电站建筑物及其特点.
1.1 核电厂建筑物及其特点1.1.1地面核电站的类型及布臵特点地面核电站根据反应堆不同可以分为压水堆核电站，沸水堆核电站，重水堆核电站，石墨气冷堆核电站，以及快中子堆核电站。
其中压水堆核电站和沸水堆核电站都属于轻水堆核电站。
表3-1 核电站反应堆分类1.1.1.1压水堆核电站压水堆核电站是采用轻水（普通H2O）作为冷却剂和中子慢化剂的核电站，它主要由核岛和常规岛以及BOP组成，压水堆核电站核岛主要由蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯四个部分组成，在核岛中主要部分是压水堆主体、一回路系统、以及支持一回路系统正常运行和保证反应堆而设臵的辅助系统；常规岛系统主要包括汽轮机组以及二回路系统，其形式与常规火电厂类似。
BOP则是生活、办公等配套设施。
目前我国运营的大亚湾核电站、秦山核电站一期等和正在兴建的如宁德核电站、三门核电站中都是压水堆核电站，占建成和正在兴建核电站总比例的90%左右。
压水堆核电厂一般分成三个区域：核岛、常规岛和BOP。
在涉核安全方面，所有与核安全有关的厂房均放臵在核岛内，核岛一般包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房、核辅助厂房和应急柴油发电机厂房等。
常规岛主要放臵汽轮发电机厂房以及与它相关的厂房。
BOP 是配套厂房，如泵房、仓库、办公楼和生活用房等。
图3-1压水堆核电站一般布置图1.1.1.2沸水堆核电站沸水堆核电站同样也是由核岛，常规岛以及BOP组成，在运行过程中反应炉堆芯进行的核分裂产生热能，使已冷却的水沸腾，变成高压蒸汽，从而驱动涡轮机，离开涡轮机的蒸汽经过冷凝器凝结成液态水后，回流至反应炉堆芯，形成一个循环。
图3-2沸水堆核电站一般布置图图3-3沸水堆核电站详细布置图沸水堆电站中堆芯里冷却水保持在75个大气压，因此水在285℃左右会出现沸腾，而压水堆堆芯中维持大约158个大气压的高强压，不会出现大量的沸腾。
相比之下，沸水堆构造简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机收到放射性污染。
中国的核电站有哪些
中国的核电站有哪些中国的核电站情况到目前，中国有4座核电站11台机组运行。
在建也不少。
一、秦山核电站（中核）秦山核电站地处浙江省海盐县。
一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。
经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。
二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2×65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。
扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。
秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。
1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。
2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。
二、广东大亚湾核电站（中广核）大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。
重水堆核电站技术简介
重水堆核电站技术简介
陈伯清
【期刊名称】《福建能源开发与节约》
【年(卷),期】1996(000)003
【摘要】引言从最初发展核电站起,就对以重水为慢化剂的堆型给予相当的注意。
主要原因是重水的慢化性能好,吸收中子少,能最有效地利用天然铀,不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或依赖外国进口浓缩铀而受制于人。
世界各国为发展核电选择堆型时,除考虑各种堆型固有优缺点外,还有核燃料资源情况、核工业基础、机械制造水平、反应堆早期研究发展史等。
就热中子堆型选择的技术路线而言,主要可区别为天然铀堆型和浓缩铀堆型。
美苏两国由于早期发展核武器的需要,建设了大型扩散厂,在储备了大量核弹头后,浓缩铀生产能力过剩。
所以,美苏两国对民用核电站均采用浓缩铀堆型——以轻水作为慢化剂的压水堆和沸水堆。
【总页数】2页(P47-48)
【作者】陈伯清
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TL423
【相关文献】
1.抓住机遇引进重水堆核电站—贺秦山三期核电站一号机组投入运行 [J], 蒋心雄
2.重水堆核电站堆腔混凝土冷却风机电机性能提升改造 [J], 王天蔚; 刘凯; 钟骏
3.超声波流量测量技术在重水堆核电站应用 [J], 徐海心
4.启动仪表在重水堆核电站的应用及改进 [J], 仇庭盛
5.重水堆核电站功率调节控制棒电机禁止单元国产化设计 [J], 王镭
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关于各类核反应堆的构造、特点科普
关于各类核反应堆的构造、特点科普昨天看到一个帖子，说日本反应堆比中国先进，还经常有人嚷嚷气冷堆上潜艇，还有世界上3大核电站事故的情况，实在看不下去了，现在对核反应堆做个简单科普。
反应堆由燃料棒、控制棒、冷却剂、慢化剂组成，自行百度，我主要讲各类反应堆的具体情况。
首先是石墨液冷堆，是人类第一种掌握的反应堆，由费米于1942年12月2日在芝加哥大学网球场建立并启动，而第一个核电站，也是石墨液冷堆，由苏联建造。
这种反应堆用石墨作为慢化剂，水作为冷却剂，没有耐压壳。
整体构造可以想象成蜂窝煤，在石墨中通上各类管线。
作为人类第一代反应堆，缺点很多：1、没有耐压壳，安全性很差，一旦事故，堆心就会暴露在大气层中。
2、高纯度石墨易燃，失事时会造成大火，不仅会阻碍救援，还会促进放射物在大气扩散。
3、每一个管线都是单独的单元，各个管线并不是一体的，不利于维护。
石液冷堆只有苏联大规模投入商业运营，切尔诺贝利爆炸的就是这种堆。
第二种是重水堆，当年纳粹开发核弹用的就是这种堆，用重水作为慢化剂，当时只有挪威能生产重水，工厂还被盟军炸了，攻入德国的时候就发现了一个完整的重水堆，只不过重水太少（只有2吨），不足以引起核反应，如果当时纳粹获得了足够的重水…………重水很少吸收中子，所以重水堆的核燃料不用浓缩，用天然铀就行，省去了庞大的铀浓缩工厂；因为很少吸收中子，所以增值（下文会讲到）是所有慢中子堆中最高的；因为慢化剂是液体，紧急情况下只要排空慢化剂，就回停止核反应，安全性也很高；钴60（一种重要医疗资源，用于化疗）也主要由重水堆生产；最重要的一点是：核弹所用的钚239通常是由重水堆生产，其他反应堆生产的钚会含有钚240，用于反应堆没问题，但不能用于核弹。
重水堆主要使用国家为加拿大，我国的秦山3期也是重水堆，汶川大地震时时受影响的那个堆，就是重水堆。
然后就是世界的主流，压水堆。
压水堆是将冷却剂与慢化剂合二为一，用普通水来完成，因为省去了慢化剂的空间，所以最为紧凑。
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”。
秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： ＲＢ ＧＳ Ｓ ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ ｍａ ｙ ｐ ｒ ｏ ｖ ｉ ｄ ｅ ａ ｎ ｏ ｔ ｈ ｅ ｒ ｗａ ｙ ｔ ｏ ａ ｐ ｐ ｒ ｏ ａ ｃ ｈ ｇ ｕ ａ ｒ ａ ｎ ｔ ｅ ｅ ｄ
ｓ ｈｕｔ ｄ ｏ ｗｎ ｓ ｔ ａ ｔ ｅ ｆ ｏ ｒ ＣＡＮＤＵ６ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ． Ｔｈｉ ｓ ｐ ａ ｐｅ ｒ ｉ ｎ ｔ ｒ ｏ ｄｕ ｃ ｅ ｓ ｔ ｈｅ ｔ ｅ ｃ ｈ ｎｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｃ ｈｅ ｍｅ ｏ ｆ ＲＢＧＳＳ， ａ ｓ ｓ ｅ ｓ ｔ ｈｅ ａ ｄｖ ａ ｎｔ ａ ｇ ｅ ｓ ｏｆ ＲＢＧＳ Ｓ． Ｃｏｍｂｉ ｎ ｉ ｎｇ ｗｉ ｔ ｈ ｏ ｐｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｎ ｇ ｐ ｒ ａ ｃ ｔ ｉ ｃ ｅ ｓ ｏ ｆ
ｓ ｔ ａ ｔ ｅ ） 的方 法一般是通 过将高浓度 硝酸钆 溶 液注 入慢 化 剂 使 之 过 度 中毒 实 现 的 ， 简 称 ＯＰ ＧＳ Ｓ （ Ｏｖ ｅ ｒ Ｐ ｏ ｉ ｓ ｏ ｎ ｅ ｄ ＧＳ Ｓ ） 。在 反应 堆启 动 阶段 ， 通 过慢 化剂 净化 系统 的净 化树 脂除 去慢 化剂 的毒 物， 逐步使 反应 堆达 到 临界状 态 。
ＬＩ Ｕ Ｚ ｈ ｏ ｎ ｇ ～ ｇ ｕ ｏ ，Ｗ ＡＮＧ Ｗｅ ｎ — ｃ ｏ ｎ ｇ ，ＳＨＩ Ｘｉ ｎ ｇ — ｊ ｉ ｎ ，Ｆ ＥＮＧ Ｊ ｉ ｎ — ｊ ｕ ｎ 。
（ １ ． Ｃ ＮＮＰ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ Ｏｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｓ Ｍａ ｎ ａ ｇ ｅ ｍｅ ｎ ｔ Ｃ ｏ ．Ｌ ｔ ｄ ． ，Ｚ ｈ ｅ ｊ ｉ ａ ｎ ｇ ３ １ ４ ３ ０ ０ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ２ ．Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｃ ｅ ｎ ｔ ｅ ｒ ，ＭＥ Ｐ。 Ｂ ｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ８ ２ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
五种常见堆型
五种常见的核电站堆型1.压水堆压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。
压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。
从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。
冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。
除秦山三期外，我国目前运行的核电机组全部为压水堆。
压水堆作为一种技术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。
核反应堆原理（压水堆示意图）2.沸水堆沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。
与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。
（沸水堆示意图）3.重水堆重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。
其主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。
重水堆核电站是发展较早的核电站，我国秦山三期1、2号机组采用的是加拿大坎杜型（CANDU）压力管式重水堆。
（沸水堆示意图）4.高温气冷堆高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。
高温气冷堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，对反应堆材料的性能要求也高。
山东石岛湾规划建设20万千瓦级高温气冷堆。
（石岛湾高温气冷堆）5.快中子反应堆（快堆）快中子反应堆直接利用快中子引起链式裂变反应所释放的能量进行发电，因此不需要慢化剂、体积小、功率密度大。
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。
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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。
坎杜6型重水堆核电站的主要特点
坎杜6型重水堆核电站的主要特点
一、重水作慢化剂和冷却剂，用天然铀作燃料。
（1）重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。
由于重水慢化性能好，中子利用率高，可直接利用天然铀作燃料。
（2）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀。
（3）燃料循环大大简化。
（4）较高利用铀资源。
燃料成本比轻水堆要约低1/2。
（二）不停堆换料，年容量因子高。
（1）重水堆采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆每年一次的停堆换料时间。
有利于提高电站的利用率。
（2）目前，全世界上运行的核电站中，坎杜6型（CANDU）重水堆电站的年容量因子最高。
（三）固有安全性高。
与轻水堆核电站相比，坎杜重水堆多了二道防止和缓解严重事故的热阱，即重水慢化剂系统和屏蔽冷却水系统。
（1）高温高压的冷却剂与低温低压的慢化剂在实体上是相互隔离的，不会发生弹棒事故。
（2）天然铀装料的平衡堆芯后备反应性小，缓发中子寿命长，可减轻事故后果的严重性。
（3）反应堆配备有工作原理完全不同的两套独立的停堆系统。
（四）大量生产同位素。
钴－60在工农业上和医学上的运用很广。
我国生产量少，主要依靠进口。
（1）全世界90的钴—60都是坎杜重水堆生产的。
（2）秦山三核两台机组投产后，钴—60年产量可达600万居里，不仅能全部满足国内需要，还可部分出口外销。
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精品资料核科普知识竞赛题库........................................核科普知识竞赛1.秦山三期核电工程采用的是加拿大CANDU6反应堆，有下列基本特征:采用(A)作为慢化剂和冷却剂，这就使( A )可以用作燃料;用很多( A )而不是一个很大的压力容器作为第一压力边界;不停堆换料;高压冷却剂与( A )、( A )慢化剂分离。
A:重水天然铀压力管低温、低压B:轻水天然铀压力管低温、低压C:重水加浓铀无压管高温、高压2.CANDU6反应堆内燃料操作系统的功能包括新燃料操作，不停堆换料，以及乏燃料的运输和储存，它也可以及时不停堆地移出和更换 ( A )，以减少因破损带来的放射性影响。
A:重水 B:轻水 C:有缺陷的燃料3.CANDU6堆核电站的安全设计考虑了四种基本的安全功能:反应堆(C)并将反应堆维持在安全停堆状态;有效地将燃料中的衰变热( C ); 维持屏障的完整性以限制(C)对公众和电站人员的释放;给操纵员提供必要的( C )以监测电站的状态。
A:停堆保留放射性文件4.B:不停堆移出重水信息C:停堆移出放射性信息4.2003年秦山核电基地(一、二、三期)总装机容量达到( B )万千瓦。
A:29 B:2900 C:2905.正在建设的岭澳核电站与( C )毗邻，建设两台100万千瓦级的压水堆机组，计划于( C )全部投入商业运行。
A:秦山核电站2001年B:田湾核电站2004年C:大亚湾核电站2003年6.防护的三个基本原则是实践的( A )，防护水平的(A)和个人受照的( A )。
A:正当性最优化剂量限值B:合理性适当性最低化C:合理性最优化适当性7.射源对人体照射称外照射。
外照射的防护方法有:受照时间的控制，增大与辐射源间的( B )和采用( B )等。
A:距离掩盖B:距离屏蔽C:空间涂抹8.基本安全标准规定了个人剂量限值的5年均值和任一年值，职业照射分别是( B )和( B )毫希/年，公众照射分别是( B )和( B )毫希/ 年。
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。
核反应堆类型及其特点比较
核反应堆类型及其特点比较核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
根据反应堆的设计和工作原理的不同，核反应堆可以分为多种类型。
本文将对几种常见的核反应堆类型及其特点进行比较。
一、压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）压水堆是目前最常见的商业核反应堆类型之一。
它采用轻水作为冷却剂和减速剂，核燃料使用浓缩铀或钚铀混合物。
压水堆的特点如下： 1. 高压冷却剂：压水堆中的冷却剂保持在高压状态下，这使得冷却剂在高温下仍然保持液态，从而提高了热传导效率。
2. 反应堆压力容器：压水堆采用一个厚重的反应堆压力容器来容纳核燃料和冷却剂。
这种设计可以有效地防止辐射泄漏。
3. 负温度系数：压水堆的反应性系数为负，这意味着当反应堆温度升高时，反应性会下降，从而提高了反应堆的稳定性。
二、沸水堆（Boiling Water Reactor，BWR）沸水堆也是一种常见的商业核反应堆类型。
它与压水堆的主要区别在于冷却剂直接在反应堆中沸腾产生蒸汽，然后通过蒸汽发电机产生电能。
沸水堆的特点如下：1. 单回路系统：沸水堆采用单回路系统，即冷却剂直接在反应堆中沸腾产生蒸汽，然后通过蒸汽发电机产生电能。
这种设计简化了系统结构，提高了效率。
2. 正温度系数：沸水堆的反应性系数为正，这意味着当反应堆温度升高时，反应性会增加，从而提高了反应堆的稳定性。
3. 辐射泄漏风险：由于沸水堆中的冷却剂直接与核燃料接触，因此存在辐射泄漏的风险。
为了减少辐射泄漏，沸水堆采用了多层防护措施。
三、重水堆（Heavy Water Reactor，HWR）重水堆使用重水（氘化水）作为冷却剂和减速剂，核燃料使用天然铀或浓缩铀。
重水堆的特点如下：1. 高减速比：重水堆中的重水具有较高的减速比，可以更有效地减慢中子速度，提高核燃料的利用率。
2. 低燃料浓缩度：重水堆中的核燃料浓缩度较低，这使得重水堆可以使用天然铀作为燃料，减少了浓缩铀的需求和核燃料循环的复杂性。
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。
中国核电反应堆堆型
中国核电发展现状
中国核电从自行设计、建造第一座30万千瓦 秦山核电站起，目前已建成浙江秦山、广东 大亚湾和江苏田湾三个核电基地。
截至2013年8月底，共有17台机组相继投入商 业运行，总装机容量约1475万千瓦。
已投运的核电机组
截至2013年12月，大陆共有17台核电机 组投入商业运行，分别是：浙江秦山一 期核电站、浙江秦山核电站二期 、浙 江秦山核电站三期、广东大亚湾核电站、 广东岭澳核电站一期、江苏田湾核电站 一期，广东岭澳核电站二期、浙江秦山 核电站二期扩建工程，福建宁德核电站 1号机组、辽宁红沿河核电站1号机组
ห้องสมุดไป่ตู้
特点
安全性好：在它 用氦气作冷却剂， 采用全陶瓷型的 球型燃料元件， 在出现严重事故 时也不会对公众 造成伤害
发电效率高：反应堆氦气温度高达700 －900℃，采用传统蒸汽循环发电效率 可以达到38%－40%，采用先进氦气循 环可以达到45%－47%
用途广泛：可用于 水热裂解制氢，为 未来氢能时代提供 清洁能源，以及煤 的气化液化等
优点
用天然铀作燃料(U-235含量0.711Wt%) 年容量因子高：坎杜（CANDU）反应
堆是采用不停堆换料运行方式，省去了 轻水堆大约每年一次的停堆换料时间 （一般约1.5~2.0个月）
其他先进反应堆
高温气冷堆 65MW快中子实验堆 低温供热堆
高温气冷堆
模块式球状高温气冷堆
中国核电反应堆堆型
我国是世界上少数几个拥有完整核工业体系 的国家之一。为推进核能的和平利用，上世 纪七十年代，国务院做出了发展核电的决定， 自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目 前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建 设和运行管理等方面已经初步形成了一定的 能力，为实现规模化发展奠定了基础。
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。
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坎杜6型重水堆核电站的主要特点
一、重水作慢化剂和冷却剂，用天然铀作燃料。
（1）重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。
由于重水慢化性能好，中子利用率高，可直接利用天然铀作燃料。
（2）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀。
（3）燃料循环大大简化。
（4）较高利用铀资源。
燃料成本比轻水堆要约低1/2。
（二）不停堆换料，年容量因子高。
（1）重水堆采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆每年一次的停堆换料时间。
有利于提高电站的利用率。
（2）目前，全世界上运行的核电站中，坎杜6型（CANDU）重水堆电站的年容量因子最高。
（三）固有安全性高。
与轻水堆核电站相比，坎杜重水堆多了二道防止和缓解严重事故的热阱，即重水慢化剂系统和屏蔽冷却水系统。
（1）高温高压的冷却剂与低温低压的慢化剂在实体上是相互隔离的，不会发生弹棒事故。
（2）天然铀装料的平衡堆芯后备反应性小，缓发中子寿命长，可减轻事故后果的严重性。
（3）反应堆配备有工作原理完全不同的两套独立的停堆系统。
（四）大量生产同位素。
钴－60在工农业上和医学上的运用很广。
我国生产量少，主要依靠进口。
（1）全世界90的钴—60都是坎杜重水堆生产的。
（2）秦山三核两台机组投产后，钴—60年产量可达600万居里，不仅能全部满足国内需要，还可部分出口外销。