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。

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。

第四章：重水堆一、特点二、发展简介三、商用重水堆1、CANDU62、CANDU9四、先进重水堆－ACR一、特点－类型1、压力容器(重水冷却）（1）压力容器式：❑德国MZFR（0.85％丰度），58MW（1973－1974）❑瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 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）（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 （ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。

❑水平压力管式：CANDU，34座在运行。

2、冷却剂❑重水CANDU6，瑞典，阿根廷。

❑沸水轻水ATR（日本），SGHWR（英国），CANDU-BLW(加拿大），CANDU－OCR（加拿大）有机物。

3、慢化剂重水4、燃料❑天然铀CANDU6等多数堆，❑富集铀SGHWR（3.9％铀）,ATR(2％天然铀＋钚）MZFR（0.85%铀), Lucens (0.96%铀) 5、换料方式❑压力管式在线换料❑压力壳式停堆换料一、特点－物理1、重水慢化❑比轻水中子吸收截面小，可用天然铀❑重水工作在低温条件下，有利于慢化❑燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理❑装料最少（热中子堆）❑但重水慢化比轻水差，故堆芯大。

2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。

（现用性能更好的锆-2.5%铌合金）3、反应性连续换料，剩余反应性小。

4、产钚量高为压水堆的两倍。

5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。

生产U233，摆脱对U235 的依赖。

但目前天然铀价格低，重视不够。

6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。

慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。

重水堆产氚的原理
重水堆是一种核反应堆，其操作原理主要基于氚反应和放射性石墨中子减速。

重水（D2O）是水的同位素化合物，其中氢被氘（含有一个质子和一个中子）代替。

重水可以用作反应堆的冷却剂和减速剂。

氚（T）是氢的同位素，含有一个质子和两个中子。

它是重水
堆中的目标核素。

重水堆的运行可以通过以下步骤进行解释：
1. 燃料装入：先将铀或钚等适用于核反应的燃料装入反应堆的燃料棒中。

2. 中子释放：用中子源（例如铀-238）或启动棒释放中子，使
其穿过重水中。

3. 中子吸收：重水中的中子被氘吸收，形成氚。

4. 氚反应：氚与燃料棒中的铀或钚等核素发生核反应，产生能量和释放中子。

5. 链式反应：通过控制中子的释放和吸收，可以维持核反应的链式反应，从而持续产生能量。

在重水堆中，重水既起到冷却剂的作用，也是中子减速剂。

重水的高密度使其对中子具有更高的截面，可以更有效地减速中
子。

同时，重水中的氘吸收中子，形成氚，从而进一步促进核反应的发生。

总结来说，重水堆产生氚的原理是通过重水中的氘吸收中子产生氚，然后利用氚与核燃料发生核反应进一步释放能量。

重水堆核电站工作原理一、引言重水堆核电站是目前应用较为广泛的核电站之一。

具有较高安全性和良好的核废料管理，是清洁能源的重要组成部分。

本文将深入探讨重水堆核电站的工作原理。

二、核反应堆核反应堆是重水堆核电站的核心设施，用于产生核裂变反应。

核反应堆通常由燃料元件、控制棒和冷却剂组成。

2.1 燃料元件燃料元件是核反应堆中的燃料载体，通常采用浓缩铀或钚等放射性物质。

在核反应过程中，这些物质会发生裂变，释放出大量的能量。

2.2 控制棒控制棒是用于控制核反应的设备。

通过控制棒的升降来调节核反应堆的功率。

当控制棒完全插入燃料堆中时，反应堆将停止产生裂变反应。

2.3 冷却剂冷却剂在核反应过程中起到冷却燃料和带走热量的作用。

重水堆核电站使用的冷却剂为重水，即重水和控制棒的存在可以减缓燃料产生的中子流速和中子通量。

三、工作原理重水堆核电站的工作原理主要包括中子产生、中子减速和中子传递三个过程。

3.1 中子产生核反应堆中的燃料元件中，通过中子与核燃料原子的相互作用，产生裂变反应。

裂变反应会释放出大量的能量，形成链式反应。

3.2 中子减速通过控制棒的调节，可以改变中子的速度，减小中子的速度使其更容易与燃料原子发生相互作用。

重水作为冷却剂可以起到减速中子的作用，提高中子与核燃料原子发生相互作用的概率。

3.3 中子传递中子在燃料堆中传递，与燃料原子发生裂变反应，释放出能量。

这些能量将转化为热能，通过燃料元件和冷却剂之间的传热作用，将热能带出核反应堆，并利用热能产生蒸汽驱动涡轮发电机组，最终产生电能。

四、重水堆核电站优势相比于其他核电站类型，重水堆核电站具有以下优势：1.高安全性：重水堆核电站采用重水作为冷却剂，具有出色的冷却性能。

在事故发生时，重水可以有效地降低反应堆的热功率，减缓事故的发展，提供更多的时间进行事故应对和处理。

2.良好的核废料管理：重水堆核电站产生的废料中富含重水。

重水可以被回收利用，减少核废料的产生。

同时，重水也使得重水堆核电站的废料处理更加安全可靠。

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。

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重水堆慢化剂重水的浓度引言重水（D2O）是一种特殊的水，其中氢原子被氘原子取代，具有较高的密度和独特的物理性质。

重水在许多领域中具有重要的应用，尤其是在核能领域。

重水堆是一种利用重水作为冷却剂和慢化剂的核反应堆，其核燃料是铀或钍化合物。

本文将探讨重水堆中慢化剂重水的浓度对堆的性能和安全性的影响。

重水堆慢化剂的作用慢化剂是核反应堆中起慢化中子速度的作用物质，用于将高速中子减速到适合核燃料进行裂变反应的速度。

慢化剂的主要作用是将热中子（快速中子）转化为热中子（热化中子），使其能够更好地被核燃料吸收并引发裂变反应。

在重水堆中，重水起到了慢化剂的作用。

重水具有较高的密度和较低的中子散射截面，因此能够更好地慢化中子。

重水中的氘原子与中子之间发生弹性散射，使中子速度降低，从而增加了与核燃料的相互作用的可能性。

慢化剂重水的浓度对重水堆的性能和安全性具有重要影响。

下面将从不同角度来探讨这一问题。

重水堆性能与慢化剂浓度重水堆的性能主要由以下几个因素决定：1. 中子多普勒效应中子在重水中减速时被吸收的速率取决于重水的浓度。

重水越稀释，中子的速度减小得越慢，中子多普勒效应越小。

中子多普勒效应会影响核燃料的吸收截面，从而影响堆的热量输出和热效率。

2. 中子损失中子在重水中的相互作用引起中子的损失。

重水中的中子可以被氘原子吸收，也可以通过散射过程逃逸出重水堆。

慢化剂重水的浓度越高，中子损失越少，从而增加了中子源的利用效率。

3. 临界性条件重水堆的临界性条件取决于慢化剂重水的浓度。

临界性条件是指核反应堆中核分裂反应与自发裂变反应之间的平衡状态。

当慢化剂重水的浓度达到一定值时，才能使反应堆达到临界状态。

因此，慢化剂重水的浓度直接影响重水堆的临界性。

慢化剂浓度和重水堆安全性慢化剂重水的浓度对重水堆的安全性具有重要影响。

1. 热沉重水堆中，慢化剂重水的浓度会影响堆芯的温度分布。

重水的高密度使其能够更好地吸收热量，从而降低了堆芯的温度。

重水堆工作原理嗨，朋友！今天咱们来唠唠重水堆这个超有趣的东西的工作原理呀。

你知道吗？重水堆呢，它可是核能利用的一种超酷的方式。

重水，这名字听起来就有点神秘兮兮的，它和咱们平常说的水可有点不一样哦。

普通的水是由两个氢原子和一个氧原子组成的，氢原子呢就是那种最简单的原子啦。

但是重水里面的氢原子有点特殊，它是重氢，也叫氘。

这就好比是氢原子家族里的大力士，比普通氢原子要重一些呢。

那重水堆是怎么工作的呢？想象一下，重水堆就像是一个超级大的能量工厂。

在这个工厂里，有燃料棒，这燃料棒就像是能量的小仓库。

这些燃料棒里面装着一种叫铀 - 235的东西。

铀 - 235可是个很厉害的角色，它就像一颗一颗小小的能量炸弹。

当铀 - 235在重水堆里的时候，就开始搞事情啦。

重水在这个过程中就像是一个超级好的中间人，或者说是一个特别的助手。

铀 - 235的原子会发生裂变，就像一个大苹果突然分成了好几个小苹果一样。

这个裂变的过程可不得了，它会释放出大量的能量。

这能量就像突然爆发出来的小宇宙一样。

那重水在这中间起到啥作用呢？重水就像是一个温柔的缓冲带。

它能让铀 - 235裂变产生的中子慢下来。

你想啊，这些中子就像一群调皮的小豆子，跑得太快了可不好控制。

重水就把它们的速度降下来，让它们可以更好地去撞击其他的铀 - 235原子。

这样就可以让更多的铀 - 235原子发生裂变，释放出更多的能量。

在重水堆里，还有冷却剂呢。

这冷却剂就像是一个冷静的消防员。

因为铀 - 235裂变产生能量的时候会产生大量的热，热得不得了，如果不把这些热带走，那重水堆可就要出大问题啦。

冷却剂就会在重水堆里循环，把热量带走。

就像在炎热的夏天，有个小风扇一直给你吹凉风，让你不会热得中暑一样。

重水堆产生的能量可不是就这么浪费掉的哦。

这些能量可以被转化成电能。

就像是把一股强大的力量，通过魔法一样的转化，变成了我们家里可以用的电。

这样我们就可以看电视、吹空调、给手机充电啦。

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。