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。
重水堆系统的设计特征
看出，对低温的慢化剂也 设有循环冷却系统，它将 重水本身与中子及射线相 互作用产生的热量带走。
重水堆结构模型
重水堆系统的设计特征
反应堆组件（如右图） 包括：一个不锈钢排管容积 、反应性控制机构和380根燃 料通道组件。燃料通道组件 贯穿排管容积，内装燃料和 重水冷却剂。每根压力管和 排管的间隙充满气体，起隔 热作用。
重水堆核电站
重水的军事用途
重水中的氘作为氢弹的核材料
重水堆的主要优点
此外，重水堆还具有小的 过剩反应性、长瞬发种子 寿期、大容积常温低压慢 化剂和屏蔽水热阱、燃料 组件简单短小、可不停堆 换料和应用多种核燃料等 主要优点，已成为很多国 家发展核电重要的候选堆 型。我国秦山三期核电厂 采用了两台700MW级的 CANDU-6型重水堆机组， 已分别于2002年12月和 2003年7月投入商业运行。
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重水堆固有的安全特性
出口集管的位置均高于反应堆的最高处，因此在发生LOCA 时，堆芯在ECCS系统的动作下能始终处于淹没状态。 与压水堆一样，热传输系统中蒸汽发生器的位置要高于 反应堆，这使得在主泵停转和反应堆停闭后，能够依赖回路 自然循环来释出反应堆的衰变预热。 热传输系统的“8字形”设计使每个回路的冷却剂通过 两个流向相反的流程通过堆芯。在发生LOCA时，这种布置 减缓了堆芯的气化速率，从而有效的限制了由于堆芯气化引 起的功率瞬变，这是因为对于任何一个典型的破口位置，总 有一个流程通过堆芯流到破口处的长度要大于另一个。 在重水堆中，另一个重要特点是额外两重固有和非能动
重水堆与轻水堆的比较
虽然轻水堆已经在核动力市场上占据 了统治地位，但是近年来，由于重水 堆能够节约核燃料，因而引起不少国 家政府和核工业界人士的重视。在新 开辟的核动力市场上，重水堆已经成 为轻水堆的主要竞争对手。 重水堆的主要特点是由重水的核特 性决定的。重水与轻水的热物理性质 差不多，因此作为冷却剂时，为获得 高的堆芯出口参数都需要加压。但是 重水和轻水的核特性相差很大，这个 差别主要表现在中子的慢化和吸收上。
慢化剂 慢化能力 ξΣs /m-1 慢化比 ξΣs / Σa
H2O D2O Be 石墨
1.53×10-2 1.77×10-3 1.6×10-3 6.3×10-4
70 2100 150 170
重水堆的主要优点
2. 由于重水堆吸收热中子的几率 小，所以以重水作为慢化剂 的反应堆，中子除了维持链 式裂变反应之外，还有较多 的剩余中子可以用来使238-U 转变为239-Pu或者使232-Th转 变为233-U使得重水堆不但能 用天然铀实现链式裂变反应， 而且比轻水堆节约大约20%的 天然铀。也因此，有的重水 堆主要用于生产易裂变材料 或其他材料，或用来进行工 业规模辐照。
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。
重水反应堆模型
重水堆的类型及特点
重水堆在几十年的发展中，已派生出不少类型。按结构 划分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式，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。采用压力管时，冷却剂可以与慢化剂相同也可 不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。采用立式 时，压力管是垂直的，可采用有机物、气体、加压重水或 沸腾轻水冷却；采用卧式时，压力管水平放置，不宜用沸 腾轻水冷却。压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂 相同，可以是加压重水或沸腾重水，燃料元件垂直放置， 与压水堆或沸水堆类似。
重水堆固有的安全特性
重水堆固有的安全特性
反应堆的瞬变过程就相对较慢，使得反应堆更加容易控制； 而且，当反应堆达到瞬发临界时，反应堆周期也不会突然下 降。 由于重水堆采用不停堆换料，反应堆的过剩反应性只需 要维持在最小值，因此调节系统的反应性价值也就相对较低 ，大约为15mk，这样，控制系统失调引入的反应性变化就十 分有限。 重水堆的冷却剂和慢化剂是分开的，燃料通道之间的空 间较大，反应性控制装置就可以安装和运行在低温低压的慢 化剂环境中，安全可靠性高，特别是排除了任何控制棒因高 压水力而弹出堆芯的可能性。
秦山三期重水堆核电站核岛工程
重水堆的主要缺点
重水堆由于重水吸收中子少，而具有 上述优点，但由于重水的慢化能力比 轻水低，又给他带来了不少缺点。 1.由于重水的慢化能力比轻水低，， 为了使裂变产生的快中子得到充分的 慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。 再加上重水堆使用的是天然铀，因而 重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左 右。 2.虽然从天然水中提取重水，比从天 然铀中制取浓缩铀容易，但由于天然 水中重水含量太低，所以重水仍然是 一种昂贵的材料。由于重水用量大， 所以重水的费用约占重水堆基建投资 的1/6。
重水堆固有的安全特性
重水堆固有的安全特性
实施赢得宝贵的时间。 下面两个图分别给出了慢化剂和屏蔽水箱的释热过程。
重水堆工程安全特性
工程安全特性： 与现有所有反应堆一样，重水堆设计也采用了工程安全 系统。同样的，其设计准则也与压水堆等其他堆型一样，如 遵循纵深防御、多样性、单一故障、故障安全等原则。 这些系统在正常运行工况时并不运行，但出于热备用状 态。换句话说，就是一旦工艺系统及其控制系统不能将关键 参数维持在规定的许可范围时，它们就将动作。因为发生这 样的工况的话，燃料包壳的完整性就会受到威胁，并且具有 放射性物质释放的可能性。 为工艺系统提供后备的是一些专设安全系统。支持这些 专设安全系统的是提供另一种电源（应急电源系统）和冷却 水源（应急水源系统）的系统。
重水堆事故响应特点
由于重水堆和压水堆在上述各方面的异同点，使得两者 在发生各类事故时，其响应也有所不同，下表给出了重水堆 和压水堆在事故工况不同的响应：
重水堆事故响应特点
从表中可以看出，一些在压水堆必须严格加以考虑的事 故发生在重水堆时，其后果并不严重，或者根本就不可能发 生；但也有一些事故，重水堆会有其他相应，比如在大破口 LOCA时，压水堆对停堆系统的成功与否是不依赖的，而重 水堆必须要求停堆系统快速动作，这是通过设置两套快速和 独立停堆系统来实现极高的可靠性。
实验室制取重水
重水加工设备
伊朗重水加工厂设备
重水堆的主要缺点
重水堆由于使用天然铀作燃料，堆芯的后备反应性少， 因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外，补充新燃料。 倘若经常为此而停堆装卸核燃料，对于要求连续发电的核 电厂而言是不能容忍的，这就要求重水堆核电厂能够进行 不停堆换料，当然实际上已经实现了不停堆换料。 总之，由于轻水和重水的核特性相差很大，在慢化性 能的两个主要指标上，它们的优劣正好相反，使它们成了 天生的一对竞争伙伴。正是这个原因，使得这两种堆型的 选择，成了不少国家的议会、政府和科技界人士长期争论 不休的难题。
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
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ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。
重水堆系统的设计特征
与压水堆一样，重水堆 核电厂也可分为两个独立 的回路，即热传输系统 （核蒸汽供应系统）和蒸 汽给水回路（二回路）。 核蒸汽供应系统包括反 应堆组件，换料系统、慢 化剂系统、热传输系统以 及蒸汽和给水系统。右图 显示较为详细的CANDU 核蒸汽供应系统图。
重水堆系统的设计特征
反应堆本体是一个大型水平 放置的圆筒形容器，成为排管容器， 里面盛有低温、低压的慢化剂。在 容器内贯穿许多水平管道，称为燃 料通道，其中装有天然铀棒束和高 温高压重水冷却剂。主泵寄送冷却 剂，经燃料通道将热量带出来，然 后经过蒸汽发生器，利用此热量产 生蒸汽供汽轮机做功。蒸汽发生器 和冷却机泵安装在反应堆的两端， 以便使冷却剂自反应堆的一端流进 堆芯的一半燃料通道，而从另一端 一相反的方向，流入另一半的燃料 通道。冷却机系统设有稳压器，以 维持较高的系统压力。从上图可以