重水堆压水堆
重水堆控制
压力管式重水堆核电厂的控制比较复杂，一般都采用计算机系统进行直接数字控制。上述反应性控制回路、 功率调节回路等均以软件实现。为了提高可靠性，计算机系统的配置都有冗余，出现故障时可自动切换。
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重水堆核电厂控制原理图
降功率控制
降功率控制
在出现运行故障时，可通过调节系统以较慢的速度设定降功率(setback)，例如当汽轮机脱扣时，可设定降 功率至满功率的60%；也可通过控制四根控制吸收棒离合器断开后又吸合的时间以控制落棒距离进行跳跃降功率 (stepback)，例如一台主泵脱扣时可跳跃降功率至满功率的1%。降功率功能可以减小反应堆停堆次数。在甩负荷 时一回路和二回路之间的能量失配，可将主蒸汽往凝汽器排放或往大气排放。
重水堆控制
核物理术语
目录
01
02 反应性控制
03 重水堆功率调节
04 降功率控制
05
堆芯中子注量率展平 控制
基本信息
重水堆分压力壳式重水堆和压力管式重水堆(见重水堆核电厂)。压力壳式重水堆控制与压水堆控制大体相似。
压力管式重水堆(以CANDU 6型重水堆为例)是通过提出停堆棒、自动添加硝酸钆毒物、调节控制吸收棒和调 节堆芯每个分区内的轻水小室的水位高度等多种手段来控制反应性的。停堆系统除通过断开停堆棒离合器使其落 入堆芯的1号停堆系统外，还有冗余的2号停堆系统，利用氦气压力使储存在毒物箱内的硝酸钆毒物注入排管容器 内的重水慢化剂。重水堆的控制主要包括：①重水堆反应性控制；②重水堆功率调节；③降功率控制；④中子注 量率分布展平控制。
反应性控制
反应性控制
沸水堆重水堆和气冷堆
中核集团开发的多用途模块式小型反应堆为ACP100
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第1章 反应堆的类型介绍-1.3沸水堆
沸水堆及其本体结构 沸水堆与压水堆同属轻水堆, 与压水堆不同之处是沸水堆的 堆芯内(系统压力约7 MPa)产生的蒸汽直接进入汽轮机做功 。
1.同压水堆一样，沸水堆也采用低富 集度（2~3%）的UO2作为核燃料；
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第1章 反应堆的类型介绍-1.5气冷堆和高温气冷堆
高温气冷堆小结 1. 堆芯具有很大的负温度系数，单靠改变氦气流量就能在很宽的范围内 调节反应堆的功率； 2. 由于全部一回路系统都装在预应力混凝土反应堆容器内，没有外部 冷却管道，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性； 3. 由于堆内没有金属材料，燃料转换比高达0.8~0.85； 4. 冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高。
3.压力容器接口直径小 ，
失水事故的可能性及 严重性降低；
4.堆芯体积必须加大 ；
5.放射性杂质可随蒸 汽直接进入汽轮机
。
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第1章 反应堆的类型介绍-1.4重水堆
重水堆是指用重水(D2O 99.7%)做慢化剂的反应堆，重水堆的 冷却剂可以是重水，也可以是轻水或有机化合物。 重水（D2O）的物理性质：
沸水堆、重水堆和气冷堆
第1章 反应堆的类型介绍-1.2压水堆
分布式压水的缺点：
一体化压水堆
(1) 大口径接管破裂导致高温高 压冷却剂泄露；
(2) 连接管较长，流动阻力较大， 冷却剂自然循环能力不高。
SMART一体化模块式先进压水堆
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第1章 反应堆的类型介绍-1.2压水堆
一体化压水堆
一体化压水堆将蒸汽 发生器布置在反应堆 压力容器的上部，省 去了大口径接管，增 加了反应堆的安全性 ，同时增加了反应堆 的自然循环能力。
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。
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。
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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。
重水堆与压水堆的区别的工作原理
重水堆与压水堆的区别的工作原理
重水堆和压水堆是两种常见的核能反应堆类型，其主要区别在于工作原理和所使用的冷却剂。
重水堆（重水热中子反应堆）使用重水（氘化氢）作为冷却剂和减速剂，其中氢核与中子的相互作用减慢了中子速度，使其更容易与裂变材料发生核反应。
重水不易吸收中子，使得中子可以更长时间保持活跃，从而提高了反应堆的效率。
重水堆中使用的燃料是浓缩铀或钍-铀燃料。
而压水堆（轻水热中子反应堆）使用普通水（轻水）作为冷却剂和减速剂。
轻水在与中子相互作用时的减速效果较差，因此需要使用更丰富的燃料，如浓缩铀或钚-铀燃料。
压水堆中的水既充当热传导介质，又作为中子减速剂和反射剂，同时还起到控制中子的作用。
为了维持良好的冷却效果，液态水被保持在高压状态，以使其沸点升高。
总结而言，重水堆和压水堆的区别在于使用的冷却剂和减速剂不同，分别为重水和轻水，以及所使用的燃料类型。
《核反应堆热工分析》复习资料大全
《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力能够降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。
转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
核电知识
沸水堆沸水堆核电站沸水堆是轻水堆的一种（轻水堆分为沸水堆和压水堆），沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。
汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。
沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。
沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。
所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。
总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。
它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。
此外，轻水堆对天然铀的利用率低。
如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。
而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。
特点：两个回路，使用低浓缩铀，建设成本低，但不方便维护，因为气轮机有污水重水堆重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。
由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。
重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。
在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。
此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。
它的主要缺点是，体积比轻水堆大。
建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高石墨汽冷堆。
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(内部精品资料)
二、重水堆发展简史©
70年代，捷克、阿根廷、日本ATR（FUGEN 普贤）又相继建成研究堆。捷克77年关闭； 阿根廷走重水堆路线，堆继续运行。 ATR-165 是日本80年代的长期发展核能的 重要组成部分之一，已运行25年，烧铀＋ 钚（MOX),原定92年在Ohma建600MW的ATR， 93年计划取消。
CANDU6©
高燃料利用率 在线换料
低压、低温重水慢化
采用一系列水平压力管，不是单一压力 壳.
The tubes are horizontally positioned in a calandria (tank) of heavy water moderator. This makes it less expensive to build than LWRs.
132MW（沸腾重水冷却）、1968年中止建设。 阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行 Atucha1-357MW （1974－今）
一、特点－类型©
（2）压力管式 (水平、垂直，冷却剂不受限制） 垂直压力管： 加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1， 瑞士(Lucens)1，德国1。除日本Fugen 普贤)外，都于1990年前关闭。 水平压力管式 ： CANDU，34座在运行。
1990-1999
（CANDU6）
Cernavoda Nuclear Power Plant, Unit 1, 708 MWe, Romania
Wolsong Nuclear Power Plant, Units 2,3,4, 715 MWe, Korea
2000-
（CANDU6）
Qinshan Phase III , 2×728 MWe, 2003， PR.China
反应堆工程学复习总结
反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
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。
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。
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。
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
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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。
核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
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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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30
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？
建造工期短，容量因子高 低铀耗
重水生产能力的支撑和保障 钴60等同位素生产 回收铀利用 钍资源利用
突出的低铀耗
发100亿度电消耗的天然铀（吨） 重水堆节约的铀资源（%）
300
250
246
200
150
37
100
50
0 3.3
天然铀消耗
248
254
重水堆节省率
国内压水堆
100
224
226
秦山三核
80
秦山一期核电站主控室
恰希玛一期核电站主控室
恰希玛二期核电站主控室
大亚湾核电站主控室
田湾核电站主控室
AP1000核电站先进控制室
AP1000核电站先进控制室
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五 讨论
1、重水堆堆芯在线功率监测和计算机辅助系统方面是否更精确或复杂？
28+34+24铂探测器 102个钒探测器 3+3+3个电离室
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
目录
一 反应堆基本类型 二 重水堆和压水堆比较 三 重水堆技术特点和优势 四 主控室概况 五 问题讨论
一 反应堆的基本堆型
（1）压水堆（PWR） （2）沸水堆（BWR/ABWR） （3）加压重水堆（PHWR） （4）气冷堆（GCR） （5）快中子堆（LMFBR）
压水堆（PWR）
全世界的动力堆多半是这种型式
7
堆芯外形
CANDU
CANDU:CANada-DeuteriumUranium
PWR
8
燃料
CANDU
PWR
9
三 重水堆技术特点和优势
秦山三期工程概况
国家“九五”重点工程 中加最大贸易合作项目 两台700MWe坎杜6型重水堆 设计寿命:40年 容量因子:85％
概算投资：28.8亿美元 实际投资：25.7亿美元 计划工期: 55 个月 主合同签字:AECL 主合同签字：1996.11.26
4座压水堆可供1座 重水堆燃料核算，
将可为我国节约 20%以上的天然
铀。
多样化燃料来源，
提高CANDU堆自身 的经济性，年效益
5000万元以上。
补充闭式核燃料循环体系，符合国 家循环经济和核电可持续发展战略。
四 主控室概况
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四 主控室概况
秦山三厂CANDU电站主控室
秦山三厂CANDU电站主控室
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。