核电CANDU重水堆技术
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
秦山三期CANDU核电厂堆芯结构
秦山三期CANDU核电厂堆芯结构摘要：详细描述了秦山三期CANDU核电厂的堆芯结构,堆内构件的组成及其功能。
这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。
关键词：坎杜堆，排管容器，堆腔室，燃料通道组件，反应性控制组件1堆芯结构概述CANDU26反应堆堆芯的总体布置如图1所示。
反应堆堆芯组件包括:一个水平安置的不锈钢排管容器,排管容器内贯穿排列着380个排管,反应性控制机构在排管之间垂直或水平方向穿过排管容器。
整个反应堆组件安装在混凝土的排管容器室即堆腔室,并且由堆腔室两头的端屏蔽墙支撑。
图1 CANDU26反应堆堆芯总体布置图1———排管容器;2———排管容器外壳;3———排管容器管;4———嵌入环;5———换料机栅格板;6———端屏蔽延伸管;7———端屏蔽冷却管;8———进出口过滤器;9———钢球屏蔽;10———端部件;11———进水管;12———慢化剂出口;13———慢化剂入口;14———通量探测器和毒物注入;15———电离室;16———抗震阻尼器;17———堆室壁;18———通到顶部水箱的慢化剂膨胀管;19———薄防护屏蔽板;20———泄压管;21———爆破膜;22———反应性控制棒管嘴;23———观察口;24———停堆棒;25———调节棒;26———控制吸收棒;27———区域控制棒;28———垂直通量探测器;29———排管容器管板2排管容器和堆腔室图2是排管容器结构简图,排管容器的两头由端屏蔽墙封闭和支撑。
每个端屏蔽包括内管板和外管板,380根排管及内含的燃料通道贯穿通过,排管以中心间距为28.6cm的正方形栅格排列,管板同周边的壳体联结。
两头的端屏蔽墙一起为排管容器和燃料通道提供支撑,每个端屏蔽的内外管板之间填充有钢球和轻水,为工作人员提供屏蔽。
端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。
排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。
07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)
Xi’an Jiaotong University
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
Xi’an Jiaotong University
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换料方式
Xi’an Jiaotong University
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。
CANDU堆介绍
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
重水堆核电机组反应堆功率分析及优化
仪器仪表用户 INSTRUMENTATION
Vol.25 2018 No.12
重水堆核电机组反应堆功率分析及优化
袁满
（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）
摘 要：重水堆核电的两台机组为CANDU6机组，在正常运行期需要持续的换料操作。在运行期间，发现反应堆功 率的控制方面存在两个问题：一是长期的反应堆平均功率距离满功率有约0.12%FP的距离，折合成电功率1MWe；二 是操纵员在进行功率调节时，难以精确地设定反应堆功率，有时为了达到满意的功率值，需要多次尝试才能成功。 本论文通过分析研究，找到了问题的根本原因，并通过努力，成功实施了反应堆功率控制的优化，彻底解决了这两 个问题。
关键词：反应堆功率；电站控制计算机（DCC）；控制程序
中图分类号：TM623
文献标志码：A
DOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2018.12.026 文章编号：1671-1041(2018)12-0100-04
Power Analysis and Optimization of the CANDU6 Reactor
收稿日期：2018-10-08 作者简介：袁满（1979-），女，山东省青岛人，工学学士，工程师，从事电站控制计算机检修工作。
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第12期
袁 满·重水堆核电机组反应堆功率分析及优化
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RRS打开。RRS和RRF是同一个程序的两个部分，它们必须 都同时运行。当RRS和RRF发现另一半程序没有运行时， 会自动停止自己的运行。反应堆功率控制程序中的慢程序是 指程序每次执行时都从DCC的硬盘（BULK MEMORY UNIT， 以下简称“BMU”）重新读入的程序。由于有从BMU的读 入时间，运行周期相对较慢。快程序是指程序第一次运行 时从BMU读入，以后便驻留内存，每次运行时都执行内存 中的程序，不再从BMU中读入，所以运行周期较快。
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”。
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。
CANDU-6重水堆二号停堆系统ROPT标定通道意外脱扣问题分析及改进
第28卷 第6期2021年6月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.282021 No.6CANDU-6重水堆二号停堆系统ROPT标定通道意外脱扣问题分析及改进林 熙，张振超，王晓峰，刘 铮，王仕博，关永淳（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）摘 要：本文针对近年来发生在CANDU-6型重水堆二号停堆系统ROPT 标定时通道意外脱扣问题，介绍了ROPT 回路及放大器工作原理。
根据案例的产生背景及问题描述，对其产生原因进行了详细分析，并提出了有针对性的改进建议，对解决该类问题及提高停堆系统的可靠性提供了有益的借鉴。
关键词：停堆系统；ROPT ；脱扣中图分类号：TL423 文献标志码：AAnalysis and Improvement of Accidental Tripping of Channel DuringROPTCalibration of CANDU-6 Heavy WaterReactor No.2 Shutdown SystemLin Xi ，Zhang Zhenchao ，Wang Xiaofeng ，Liu Zheng ，Wang Shibo ，Guan Yongchun（CNNO, Zhejiang, Haiyan, 314300,China）Abstract：In this paper, the principle of ropt circuit and amplifier is introduced in this paper, aiming at the problem of acci-dental trip of channel in the calibration of ropt in the No.2 shutdown system of CANDU-6 heavy water reactor. According to the background and description of the case, the paper analyzes the causes of the case in detail, and puts forward some suggestions for improvement, which can be used for reference to solve the problems and improve the reliability of the shutdown system.Key words：shut down system；ROPT；tripDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2021.06.013文章编号：1671-1041(2021)06-0058-04收稿日期：2021-02-01作者简介：林熙（1992-），男，广西人，本科，助理工程师，研究方向：反应堆控制与保护。
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(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
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。
中广核员工岗前培训典型核反应堆系统
CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 化剂分开。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。
从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于 扩散工厂尾料的浓度(0.25％)。与其他热中子反 应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所 装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此 使天然铀得到充分的用。
重水堆简介
重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了 减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设 备密封要求高，制造复杂化。
典型核反应堆系统
中广核员工岗前培训
主要内容
1、沸水堆核电站 2、重水堆核电站 3、高温气冷堆 4、快中子增值堆 5、其他堆型
1、沸水堆
沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆 芯沸腾而设计出来的。
很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应 堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生 危险的不稳定性。
元件棒通常排列成8×8的正方形栅阵，中间用几层弹簧 格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。
每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单 元组合而成。
沸水堆核电厂示意
沸水堆安全壳
喷射泵循环系统
沸水堆 堆芯结构
沸水堆 燃料组件
控制棒
沸水堆特点
沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的 压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器 的厚度可以减小。
【核科普】一代至四代核电技术简介
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。
2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。
CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用
Vol. 40 No. 6Dec. 2020第40卷第6期2020年］2月核科学与工程Nuclear Science and Engineering CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用徐珍，左巧林，干富军，杨萍（上海核工程研究设计院有限公司，上海200233）摘要：秦山第三核电有限公司（秦山三厂）建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施（简称QM-400模块），采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。
其设计方案过于保守，且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。
因此，本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。
采用一维流体瞬态程序CATHENA 建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝 土固体导热模型，并以试验数据为基础对该模型进行修正，完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。
同时采用三维流体计算的CFD 程序对QM-400模块独立建模，实现对CATHENA 程序的独立验算。
取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存 模块的设计建造，提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。
关键词：乏燃料干式贮存；CATHENA 程序；CFD 程序；安全分析；独立验算 中图分类号：TL48文章标志码：A 文章编号：0258-0918 （2020） 06-1065-12Research and Application of CANDU6 Heavy Water ReactorSpent Fuel Dry Storage Technical OptimizationXU Zhen, ZUO Qiaolin, GAN Fujun, YANG Pin（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co. LTD, Shanghai, 200233, China ）Abstract : The Third Qinshan Nuclear Power Co. , Ltd. （TQNPC ） has established thefirst dry spent fuel storage facility QM-400 module ） off the reactor in China, adoptingthe early gas cooled storage module technology in Canada ・ The design scheme is too con servative ,and the heat shields arranged inside the module may fall and block the air in lets ,this case would lead to accidents. Therefore, this paper optimizes the QM-400module to eliminate its internal heat shields ・ In this paper, the model of passive aircooling and concrete solid heat conduction of QM-400 module is established by one-di mensional fluid transient program CATHENA. Based on the test data, the model is收稿日期：2020-04-20作者简介：徐 珍（1981—）,女，上海人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事反应堆安全分析与热工水力设计方面研究1065modified^and the overall safety analysis of QM-400module after the removal of the internal heat shields is completed・At the same time,the CFD program of three-dimensional fluid calculation is used to model the QM-400module independently,and the independent checking calculation of CATHENA program is realized・The technical optimization of eliminating the internal heat shields of QM-400module has been applied to the design and construction of the subsequent spent fuel dry storage module of TQNPC, this technical improves the safety performance of the spent fuel storage facilities and significantly reduces the construction cost.Key words:Spent Fuel Dry Storage;CATHENA Code;CFD Code;Safety Analysis; Independent Checking根据IAEA的统计，截至2012年年底，全球核电厂已经产生了超过35万吨的乏燃料，并且继续以1.05万吨/年的速度增加。
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。
【doc】先进重水反应堆综述
先进重水反应堆综述2004皋国外核动力第6期先进重水反应堆综述朱常桂(中国核动力研究设计院610041)摘要:重水反应堆是～种重要的堆型重水堆要占领更大的市场,将面临三个挑战,即降低成本,提高安全性和可持续发展根据铀富集度的不同和燃料管理战略,燃料运行周期从6O天到180天将轻水堆(LWR).fz.燃料元件用于重水反应堆,是实现铀资源最佳利用的范例而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆,本文介绍了EIJ度的先进重水堆,该堆率先采用了钍燃料;俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆;加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上,开发出下一代重水堆NgCANDU,功率为65MWe:在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进关键词:重水反应堆;先进重水堆;气冷重水慢化堆;钍燃料1前言蓖水反应堆与整个核工业一样面临着挑战,即核能要继续保持作为一种可靠的,成本低的和叮被接受的能源.全球能源增长的原因是需要满足人口增长和生活水平提高对能源的要求重水堆作为一种环境安全的,可持续的和经济的能源,可以为这一需求作出贡献未来能源市场不仅仪从传统的油,煤,天然气等化石燃料获得,而且可以由不同的先进反应堆获得,甚至可以由新技术获得,例如氢燃料电池.这些能源形式都会占有自己应有的位置:重水堆面临的挑战不仅仅是保持它的原有位置,而是要扩大它在能源市场的份额重水堆要占领更大的份额,面临着三个挑战,即降低成本,提高安全性和可持续发展2经济性分析重水堆的经济性和所有其它水冷反应堆一样,都是由投资成本和利息来计算的:可能减少投资成本的方法如下:2.1增加工厂规模重水堆目前的规模是200MWe,500～700MWe和900MWe;这是由目前的能源需求和技术发展而形成的为满足未来需求,正在设计～1200MWe的重水堆,甚至更大功率也在考虑之中.扩大规模可以降低成本:2.2提高热效率投资成本与热效益成反比,提高反应堆的热效率可以降低成本.2.3简化设计不同的设计要求和运行条件对成本有重大影响.简化辅助系统和对安全尢重大影响2的环节,可以降低成本.3安全性分析在未来lO年内,将对安全性提高的要求进行性价比分析.尽量发挥重水堆的固有安全性.可以预测在未来2O年里,重水堆将保持一个大的市场份额.重水堆核电厂将以高的热效率运行,这是由于应用了高温冷却剂或超I临界水作冷却剂.这些重水堆将采用以非能动安全技术:(1)采用非能动高温流道;(2)消除流道流阻;(3)采用自然循环余热排出;(4)采用非能动安全壳排出热量:4发展的可持续性在未来1O年,将采用先进的燃料设计,也就是采用低富集度铀或采用压水堆乏燃料元件回收的铀.这种新的燃料设计将能大大降低成本,改善运行裕度.提高功率和减乏燃料元件数量.采用低富集度燃料元件将使得给定功率的重水堆产生更大的功率如果采用更高富集度铀和更紧凑的元件栅格.采用 1.2%1.5%的铀富集度,再加上采用轻水作冷却剂,将能更大地降低成本,更进一步,将研究高性能,高燃耗和高温的燃料元件:这就是DUPIC或MOX燃料5正在发展的概念5.1PHWR在采用卧式流道的加压重水堆(PHWR)中,正在发展3种概念.首先,CANDU型HWR概念正在不断演变,例如:CANDU6(700MWe),CANDU9 (单堆900MWe).第二个概念是低成本CANDU.这种新一代的CANDU将输出蒸汽温度提高到～330~C,压力一13MPa;减少重水用量;通过采用低富集度铀(1.5%)增加每个流道的功率输出;通过采用轻水来降低成本;这种堆型的功率一般为600MWe.第三个概念是采用超临界水,通过一个间接的轻水或重水冷却循环来冷却重水慢化剂,运行压力为25MPa.5_2先进的燃料通道设计在CANDU6型反应堆中,有380个卧式燃料通道.每一个燃料通道形成一个压力管这些压力管是由冷加工的Zr.2.5%Nb合金制造的,在310~C,10MPa的运行工况下,寿命可达3O年.5.3燃料和燃料循环5.3.1天然铀和低富集度由于天然铀循环的灵活性,在今后一段时间,CANDU堆仍将主要采用天然铀燃料元件.正在开发低富集度燃料元件,铀富集度为O.9%1.2%,可以提高燃耗,减少乏燃料3元件数量,而且燃料循环成本比天然铀降低20%～30%.5.3_2燃料循环根据铀富集度的不同和燃料管理战略,燃料运行周期从60天到180 天(即燃牦为800～2400MWd/tU):将LWR乏燃料元件用于CANDU堆.是实现铀资源最佳利用的范例而且MOX燃料也将引入CANDU反应堆.6印度的先进重水堆(AHWR).6.1简介AHWR电功率为235MW,重水慢化,轻水冷却,垂直式的压力管,适用于钍循环初步设计已经完成,现已进入详细设计反应堆设计采用了非能动技术,具有如下特点:(1)只用重水作慢化剂,用轻水作冷却剂.降低了成本,减少了重水泄漏和氚的辐射;(2)采用简单结构的蒸汽发生器代替常规的蒸汽发生器;(3)丰要部件可以工厂化生产,缩短lr现场安装n,/l'.-J和降低安装费用:6-2堆芯及燃料设计a.堆芯有452个冷却剂流道.燃料由30%的(Yh.,'U)Oz,24%(Th.,Pu)Oz和46% (U,Pu)Oz组成.b.堆芯性能(1)钍燃料堆芯;(2)微弱的负反应性;(3)卸料燃耗大于20,000MWd/tU;(4)原始钚加入量低在MOX燃料中.Pu含量为3%;(5)以.u维持链式反应;(6)热功率750MW7高度安全的气冷重水慢化堆HWR1000a,俄罗斯联邦正在开发HWR1000,主要特点如下:(1)整个一回路系统,包括主要气体循环装置,蒸汽发生器,中间热交换器都安置在预应力混凝土压力容器内;(2)低温重水用作慢化剂;(3)气体作冷却剂,可用CO2或COz与He的混合气体b.主要参数如:铀装载量160t天然铀;平均燃耗9,500MWt/d;增值比0.8008下一代CANDU堆加拿大原子能公司(AECL)在基于CANDU6成熟经验的基础上,开发出下一代重水堆NgCANDU,功率为65MWe.在经济性,同有安全性和操作性能方面均有大的改进:8.1设计目标a.在保持CANDU堆成熟性能的基础上,采用低富集度燃料以减小堆芯尺寸,这样可以减少重水的用量,丽且可以不用零水作冷却剂.b.提高反应堆冷却剂和蒸汽汽轮机系统的压力和温度以提高回路效率c.核蒸汽系统标准化设计:d.降低设备成本,提高设备寿命,减少设备安装时间,并且提供设备置换的简便方法e.确保寿期40年.考虑到现有CANDU堆的寿期以及延寿经验,设计寿命延长到50年4f.强化CANDU堆的智能系统,以改进核电厂的监测和控制.g.通过调节反应堆堆:剖然料元件通道的数量,功率在400—1200MWe范围内可以模块化没计.8-2设计基础a.模块式的卧式燃料通道的堆芯b.不停堆换料.C.分离的,冷的和低压的慢化剂.d.相当低的中子吸收.e.用轻水代替重水作为一回路冷却剂f.紧凑堆芯设计,减少重水用量g.提高安全裕度,减少放射性废物量.h.提高冷却剂和蒸汽的温度和压力,以提高整体热效率.8.3燃料元件a.燃料形式:u富集度为1.65%~JUO2芯块b.燃耗:20,000MWd/tU.C.燃料捧束元件棒数量:43根元件棒.d.燃料棒束长度:495mm.e.燃料捧束铀含量:17.8kg.f每个通道燃料棒束数:l2..9结论重水堆技术有重大的发展,其设计和性能持续得到改进.NgCANDU在投资,建设周期和运行成本方面可以与同等功率的天然气或燃煤发电相竞争,也可以与其它类型的核电项目相竞争.重水堆核电站在核能市场上占有重要地位.参考文献:【1】TechnicalReportsseriesNo.407.HeavyWaterReactors:StatusandProjectedDevelopment. InternationalAtomicEnergyAgency,Vienna,2002.5。