重水堆85476786

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。

重水研究堆运行历史总结报告编写：审核：批准：重水反应堆运行研究室2008年6月目录1．概述 (1)2. 运行历史回顾 (1)2.1 学习掌握、消化吸收 (1)2.2 大修改建 (3)2.3 技术革新、扩大应用 (7)2.4 安全整治 (9)2.5克服老化、安全运行 (10)3. 结束语 (11)重水研究堆运行历史总结报告1．概述重水研究堆（101堆）是一座研究用反应堆，设计堆芯为压力管式结构，重水作为慢化剂和冷却剂，石墨做反射层。

反应堆原设计额定功率为7MW，加强功率为10MW，采用2%235U富集度的金属铀为燃料。

1979-1983对反应堆进行了改建，改用UO2捧束燃料，燃料芯块采用了烧结陶瓷型UO2，Zr-2合金做包壳，235U富集度为3％。

改建后最大热中子通量密度由原来的1.2×1014/cm2．sec增加到2.6×1014/cm2．sec，改用3%235U富集度的UO2组件燃料堆芯，反应堆额定功率增加到10MW，加强功率为15MW。

101堆是我国第一座反应堆，由前苏联援建，于1958年6月13日首次达到临界，同年9月27日开始提升功率运行，在安全运行了50年后，2007年底停止运行，进入安全停闭过渡期。

2. 运行历史回顾101堆从1958年运行初期至2008年安全停闭，历经了学习掌握、消化吸收；大修改建；技术革新、扩大应用；安全整治；克服老化、安全运行五个阶段。

2.1 学习掌握、消化吸收1958年至1978年为反应堆运行的第一阶段，在这个阶段的工作是消化吸收、改进性能、扩大用途和人才培养。

此期间的主要成果和贡献：（1）101堆运行为物理实验工作者提供了中子束流作核参数实验测量，为两弹试验及时提供了必要的数据。

（2）1966年建成了高温高压考验回路，先后进行了两次核潜艇用堆燃料组件的考验，支持了我国的核潜艇用堆的设计建造。

（3）建成低温低压考验回路，对生产堆燃料组件进行了考验，同时也随堆考验了一批生产堆的燃料组件，进行了堆用材料的辐照性能研究，支持了生产堆的设计建造。

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。

印度第二座70万千瓦重水堆实现首次临界
伍浩松;张焰
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2024()1
【摘要】【印度核电有限公司网站2023年12月17日报道】印度核电有限公司(NCIL)2023年12月17日宣布,格格拉帕尔核电厂4号机组于当日实现首次临界。

格格拉帕尔3号和4号机组是印度政府2007年4月批准建设的首批共计四台70万千瓦加压重水堆中的两台。

格格拉帕尔3号机组已于2023年6月正式投入商
业运行,成为首座建成投运的印度本土设计的70万千瓦加压重水堆。

【总页数】1页(P10-10)
【作者】伍浩松;张焰
【作者单位】中核战略规划研究总院
【正文语种】中文
【中图分类】F42
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