重水堆

世界重水堆发展历程
重水堆发展历程：
重水堆是一种利用重水(D2O)作为中子减速剂和冷却剂的核反应堆。

以下是重水堆发展的历程：
1. 1943年，挪威科学家尤里·鲍姆勒-布朗和奥尔巴里·利斯勒在挪威完成了第一台重水堆，被称为VEMORK堆。

该堆用于生产重水以供应纳粹德国的核武器项目。

2. 1952年，加拿大建成了世界上第一台商业化的重水堆，该堆被称为NRX。

NRX堆也成为了后来CANDU堆的基础。

3. 1957年，英国建成了麦格马斯堆，这是世界上第一台具有持续超临界运行的重水堆。

4. 1962年，加拿大建成了Gentilly-1堆，这是世界上第一台大规模商业化重水堆，也是CANDU堆的首个商业化项目。

5. 1968年，加拿大和印度达成了协议，印度购买了CIRUS重水堆技术，并建造了CIRUS堆，这是印度的第一台重水堆。

6. 1972年，印度成功建成了卡卢加重水堆，这是印度自主研发的第一台重水堆。

卡卢加堆是印度后来成功进行核试验的基础。

7. 1983年，阿根廷建成了艾奥斯堆，这是世界上首个核电厂
规模的重水堆。

8. 2011年，中国建成了六盘山堆，这是中国第一台重水堆。

六盘山堆是中国CANDU堆项目的一部分。

9. 目前，重水堆在世界范围内得到了广泛应用。

除了加拿大和中国，印度、巴基斯坦、韩国、阿根廷等国家也拥有重水堆技术，并建造了多台重水堆用于发电或其他应用。

重水堆作为一种可持续发展的核能技术，对于世界能源结构的转型具有重要意义。

1.2.3 重水堆节约核燃料重水堆是指用重水(D 2O)作慢化剂的反应堆。

重水堆虽然都用重水作慢化剂，但在它几十年的发展中，已派生出不少次级的类型。

按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。

采用压力管式时，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。

立式时，压力管是垂直的，可采用加压重水、沸腾轻水、气体或有机物冷却；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。

在这些不同类型的重水堆中，加拿大发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式、压力管式重水堆现在已经成熟。

这种堆目前在核电站中比例不大，但有一些突出的特点。

重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几毫米、长约500毫米的锆合金包壳管内，构成棒状元件。

由19到43根数目不等的燃料元件棒组成长约500毫米、外径为100毫米左右的燃料棒束组件。

图1.2.11表示压力管卧式重水堆的燃料棒束组件结构。

反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。

重水堆压力管水平放置，管内有12束燃料组件，构成水平方向尺度达6米的活性区。

作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。

象压水堆一样，为了防止重水过热沸腾，必须使压力管内的重水保持较高的压力。

压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。

作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为排管容器）内。

为了防止热量从冷却剂重水传出到慢化剂重水中，在压力管外设置一条同心的管子，称为排管，压力管与外套的排管之间充入气体作为绝热层，以保持压力管内冷却剂的高温，避免热量散失；同时保持慢化剂处于要求的低温低压状态。

同心的压力管和排管贯穿于充满重水图1.2.11 压力管卧式重水堆燃料棒束组件结构图 图1.2.12 压力管式天然铀重水堆示意图慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力。

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。

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。

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。

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。

2.1 节点模型的发展对于分群反应堆的节点法最初是由Avery 提出的。

这里的反应堆是简单地定义成释放裂变中子的系统的区域,分群这个词指的是在每一个反应堆中，一些裂变中子是在其他反应堆中产生的中子裂变中发射出来的。

在考虑描述随时间变化的所谓部分裂变中子源的反应堆的avery 方程中给出耦合系数，代表着中子从来自其他区域的中子引起的裂变中发射出来。

耦合系数代表在相邻反应堆中的中子在所考虑的反应堆中产生的裂变中子。

然而，分群反应堆空间方程的推导的机理是基于物理上的直观的结构。

接下来/，在1969年由komata 从部分伴随通量的时间相关伴随方程得到了avery 模型的一个严格推导。

在这里，komata 提到的avery 方程式一个与点堆相对的多点空间模型。

在多点空间模型上的许多其他贡献……可以被发现。

kobayashi 在1991年就提出了，在每个分群反应堆中的裂变中子源的静态空间节点方程可以通过一个更加简单可行的方法分别从静态和时间独立上的多组扩散方程推导出来，而不用近似。

静态和时间相关的耦合系数和中子寿命可以用通过解得扩散方程的多组伴随方程得到的格林函数来明确表示。

另一方面，kobayashi 证明了这个方法可以延伸到多群运输理论并且耦合系数和中子寿命可以用角通量和用来表示在考虑在位置r ，方向x ，能群g 产生的中子的区域中产生的裂变中子数目的重要函数Gm 来表示。

然而，这些方法需要昂贵的格林函数和重要函数的严格计算来计算耦合系数。

在这篇论文中，一个类似于多点空间模型的一个更简单的节点法会被推到出来。

节点模型可以通过多群中子扩散方程求得，如同下面所示的双群方程和缓发粽子先驱核浓度的相关方程。

dm 111a11121212f 11f 22i i i 111D (1)()C ,t=∂φ=∇∇φ-∑φ-∑φ+∑φ+-βν∑φ+ν∑φ+λυ∂∑（1）222a 2212121221D ,t∂φ=∇∇φ-∑φ+∑φ-∑φυ∂ （2）1i f 11f 22i i d 11()C ;i 1...m ,t∂φ=βν∑φ+ν∑φ-λ=υ∂（3）其中1φ和2φ分别代表快群和热群中子通量d m ：所考虑的缓发中子的群数 i C ：对应的中子群的先驱核浓度i β：每组缓发中子份额i λ：每组缓发中子的衰变常数a ∑：吸收宏观截面 f ∑：裂变宏观截面12∑和21∑分别代表群之间的散射截面D ：扩散系数重水堆运行在一个微小的超热能区，散射作用尽管小，但是需要考虑，因此，出现在(1)式和(2)式中。

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。

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。