07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)

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。

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。

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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。

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。

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。