07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)
重水堆简介
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。
第六章重水反应堆-PPT文档资料
电源系统：
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其它类型的重水堆
压力壳式重水堆
压力管式沸腾轻水冷却重水堆
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重水堆的发展前景
机遇：重水堆中子经济性好，节省核燃料，可以直接 利用天然铀，不需要建造核扩散厂，这对未掌握核 浓缩技术的国家利用核燃料资源是很有意义的。 挑战：大量的重水以及泄漏导致高造价。 核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆。换料频繁，后处 理成本较大，防止重水泄漏的高密封性能设备也提 高了造价。
控制棒设置在反应堆上部，穿过反应堆排管容器，插入在 慢化剂中。快速停堆时将控制棒快速插入堆内。
反应性的调节还可以通过改变反应堆容器中重水慢化剂的 液位来实现。 紧急停堆时可以将控制棒快速插入堆内，还可打开氦气阀， 将储存在毒物箱内的硝酸钆毒物注入反应堆容器的重水 慢化剂中，还可以打开装在容器底部的大口径排水阀， 把重水慢化剂急速排入贮水箱。
第六章
重水反应堆
HWR
1
目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，总电功率 为2335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的6.5% .
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重水堆概述
CANDU的概念:CANada Deuterium Uranium 重水堆的特点：天然铀作燃料，收到发展中国家青睐
重水做慢化剂，造价较高
重水堆的分类：
压力管式，压力壳式
5
CANDU的基本结构特点
6
7
8
燃料组件结构
重水堆的核燃料是天然铀， 制成圆柱状装在外径为 13(20)毫米长约500毫米的 锆合金包壳管内，构成棒 状燃料元件，37根燃料棒 组成一束，棒之间用锆合 金块隔开，端头由锆合金 支承板连接，构成长为半 米，外径为150毫米左右的 燃料棒束。 反应堆堆芯由384根带燃料 棒束的压力管排列而成。 每根压力管内装有12束燃 料棒束。
《重水反应堆》课件
重水反应堆的 工作原理：利 用重水作为冷 却剂和慢化剂， 使核燃料发生 裂变反应，产 生热量和放射 性物质。
核燃料的制 备：将铀矿 石经过提炼、 浓缩、加工 等步骤，制 成核燃料棒。
核燃料的燃烧： 核燃料棒在反 应堆中发生裂 变反应，释放 出热量和放射 性物质。
核燃料的冷却 和慢化：重水 作为冷却剂和 慢化剂，使核 燃料发生裂变 反应，产生热 量和放射性物 质。
控制系统：负责控制反应堆的功率和温度 调节系统：负责调节反应堆的燃料浓度和冷却剂流量 安全系统：负责在紧急情况下关闭反应堆 监测系统：负责监测反应堆的运行状态和参数
安全壳：保护反应 堆不受外部冲击和 内部事故的影响
辐射防护：防止放 射性物质泄漏，保 护工作人员和公众 健康
安全壳设计：考虑 地震、洪水等自然 灾害的影响
应急演练：定期进行应急演练，提高应 急响应能力
检查内容：包括设备、系统、 操作规程等方面的检查
检查频率：定期进行安全检 查，确保反应堆安全运行
检查人员：由专业人员组成检 查小组，确保检查的准确性和
可靠性
检查结果：对检查结果进行记 录和分析，及时发现和解决安
全隐患
国际原子能机构 （IAEA）：负责 监督全球核能安全
重水反应堆的缺点是建造和维 护成本较高，需要大量的重水。
重水作为慢化剂和冷却剂 反应堆结构简单，易于建造和维护 燃料棒采用天然铀或低浓缩铀 反应堆功率密度较低，安全性较高 重水反应堆可以产生钚-239，可用于核武器制造 重水反应堆产生的放射性废物较少，对环境影响较小
核能发电：利用重水反应堆发电，提供清洁能源 核能研究：用于核物理、核化学等科学研究 核能安全：用于核事故应急处理，保障核能安全 核能医疗：用于放射性同位素生产，用于医疗诊断和治疗
重水堆
压力管式，压力壳式
5
CANDU的基本结构特点
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8
燃料组件结构
重水堆的核燃料是天然铀， 制成圆柱状装在外径为 13(20)毫米长约500毫米的 锆合金包壳管内，构成棒 状燃料元件，37根燃料棒 组成一束，棒之间用锆合 金块隔开，端头由锆合金 支承板连接，构成长为半 米，外径为150毫米左右的 燃料棒束。 反应堆堆芯由384根带燃料 棒束的压力管排列而成。 每根压力管内装有12束燃 料棒束。
8 足够充足的应急流量 9 尽可能的减少重水泄漏
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蒸汽发生器
主要结构材料位 炭钢 一次测： 封头，管板和管束一次测
二次侧：壳体，汽水分离器，管束套筒，管板和管 束二次侧，预热段隔板，管子支承等，
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主泵
单级、单吸入口、双出口、立式离心泵
支管和集流总管 稳压器
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CANDU慢化剂系统
慢化作用，失冷事故下的热阱作用 慢化剂系统原理流程图： 串连/并联
控制棒设置在反应堆上部，穿过反应堆排管容器，插入在 慢化剂中。快速停堆时将控制棒快速插入堆内。
反应性的调节还可以通过改变反应堆容器中重水慢化剂的 液位来实现。 紧急停堆时可以将控制棒快速插入堆内，还可打开氦气阀， 将储存在毒物箱内的硝酸钆毒物注入反应堆容器的重水 慢化剂中，还可以打开装在容器底部的大口径排水阀， 把重水慢化剂急速排入贮水箱。
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换料方式
由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在反应堆容器的两端都设 有密封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换 料。换料时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头，新燃料组件从 压力管一端顶入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。 这种换料方式称为“顶推式双向换料”。
重水堆压水堆
重水堆特点和贡献
秦山三期核电站是我国惟一的商用重水堆核电站，有如下特点：
• 采用天然铀作燃料，铀资源利用率高； • 重水堆可大规模生产钴60等同位素； • 重水堆可以直接利用压水堆回收铀，有利于完善核燃料闭式循环体系； • 重水堆在钍资源综合利用方面具有较大的挖掘潜力。 • 提氚（聚变材料）
重水堆优势
堆芯本体
厂房吊车 操作设备 钴调节棒
燃料通道
灵活的燃料选择
高中子经济性
简单而灵活的 燃料设计
不停堆换料
重水堆可烧 ： -天然铀 -浓缩铀 -回收铀 -MOX燃料 -钍燃料 -锕系废物
取决于关键技术和 经济因素
完善燃料循环体系
重水堆-压水堆
“互补”运营
快堆
重水 堆
压水堆
重水堆可经济高效利用压水堆回收铀。
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谢 谢！
大容量的慢化剂在严重事故工况下作为非 能动热阱带走衰变热。
反应堆腔室的大量轻水为严重事故提供了 第二道备用非能动热阱。
堆顶喷淋水箱提供非能动冷却。
大规模生产钴60同位素
目前国内钴60年需求为800万居里，可能很快突 破1000万居里。 重水堆具有大批量生产钴60的能力，全世界90% 的钴60都是重水堆上生产的。 国内自主完成了相关技术开发，年产600万居里。 从2009年到现在，秦山三期两台重水堆已辐照 出3000万居里钴60，超过1600万居里已投放到 国内市场。
AP1000:42*7=294个钒探 SR+IR+与压水堆有哪些不同？ 参与量：cmΔt，ṁ（hs-hw）
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3、在线换料过程如何减小换料带来的反应性波动？ 4、对于检修部门，日常维护及大修等工作与压水堆有何区别？ 5、重水堆为什么没在国内继续推广？目前技术有什么发展？将来是否会出现新 的先进堆芯？（例如降低成本，采用全数字化DCS、满足三代核电标准等） 6、重水堆每年重水泄漏是多少？（1t多点，设计8-10吨）消耗的重水必须从加 拿大采购吗？ 7、重水堆在发生严重事故后，事故后果是否会相比压水堆小？其宣称的固有安 全性相比满足三代安全标准的AP1000如何？ 8、每年钴60的产量约多少？（600万居里，需求1000万居里，60-80%市场需求 ）需要停堆才能取出吗？
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
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。
重水堆简介
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
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。
Thank you !!!
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，以达到向反应堆燃料 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。
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。
重水反应堆技术的发展与应用
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。
candu重水堆工作流程
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认识坎杜堆
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。
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Xi’an Jiaotong University
冷却剂和慢化剂的绝热
作为冷却剂的重水在管内 流动带走热量。作为慢化 剂的重水在反应堆排管容 器中，为了防止热量传到 慢化剂重水中，在压力管 外设置一同心容器管，两 管之间充以二氧化碳作隔 热层，以保持慢化剂温度 不超过60℃。压力管和容 器管贯穿反应堆排管容器， 两端与法兰固定，与容器 连成一体。
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学习目的
Xi’an Jiaotong University
➢ 掌握CANDU堆得特点(与PWR比较)和优势，表6-1 ➢ 掌握CANDU核燃料组件结构特点 ➢ 了解CANDU堆的发展演变和ACR的技术特点
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2010年代 - SCW直接循环模块堆?
皮克灵A,1971-1973
CANDU-9
CANDU原型堆,1962 ZEEP,1945
布鲁斯B，1984-1987
达灵顿，1990-1993
重水堆概述
CANDU的概念: CANada Deuterium Uranium
重水堆的特点： 天然铀作燃料 重水做慢化剂，造价较高
Xi’an Jiaotong University
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换料方式
Xi’an Jiaotong University
由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在反应堆容器的两端都设有密 封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换料。换料 时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头，新燃料组件从压力管一端顶 入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。这种换料方式称 为“顶推式双向换料”。
挑战
大量的重水以及泄漏导致高造价，防止重水泄漏的高密封性能设 备也提高了造价 。核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆，换料太频繁。
一：燃料和设备制造更易于实现本土化
由当时几乎没有重工业基础的国家研发与建造成功
两个发展中国家 —— 印度和韩国实现了CANDU技术 和设备制造的大规模本土化
简单短小经济的燃料组件制造相对容易，事实证明易 于本土化
Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University ➢结构简单、尺寸短小 ➢常见的二氧化铀陶瓷燃料和锆合金燃料包壳 ➢加工制作简便，制造厂投资小、生产成本低 ➢运行CANDU堆的所有国家都自己制造燃料 ➢内蒙包头燃料制造厂为秦山三期CANDU堆提供
1940年代 – 重水慢化研究堆
ACR
1950年代 - CANDU原型堆
1960年代 - 大功率商用堆
秦山2003年
1970年代 - 多机组商用堆
1980年代 - 单机组CANDU-6标准化 1990年代 - 单机组CANDU-9标准化
月城4号,1997
2000年代 - 新一代设计ACR产品系列 CANDU-6,1983
长燃料棒
乏燃料存贮方式
中子吸收率低
中子吸收率适中
汽轮发电机和BOP
不停堆换料
停堆换料
模块化建造技术
常规/模块化建造 技术
Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
不停堆换料使过剩反应性可以维持在 很低的水平。
因为中子的寿命较长扰动引起的反应 堆功率变化速度较慢。
平衡堆芯通量和功率分布几乎长期定 常不变。
破损燃料束可以及时移出堆芯。
四 多重的固有应急热阱可防御严重事故
安全壳厂房
3 排管容器外有 低温低压屏蔽水
屏蔽水箱
2 排管外有低温低压
重水慢化剂
1 管内冷却剂
重水堆的分类： 压力管式，压力壳式
Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
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蒸气发生器
Xi’an Jiaotong University
CANDU核电厂示意图
冷却水循环泵
核蒸汽供应系统
反应堆堆芯
汽轮发电机
通向电网
慢化剂系统
Xi’an Jiaotong University
核蒸汽供应系统
蒸汽出口 给水入口
CANDU
反应堆本体
PWR
Xi’an Jiaotong University
CANDU的基本结构特点
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Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
CANDU的本体结构
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压力管栅式和压力容器式堆芯
CANDU
Xi’an Jiaotong University
PWR
装卸料机
小直径压力管栅式模块化堆芯
一体化堆芯处在高压大容器中
Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
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燃料组件结构
重水堆的核燃料是天然铀，制成 圆柱状装在外径为20毫米长约 500毫米的锆合金包壳管内，构 成棒状燃料元件，37根燃料棒组 成一束，棒之间用锆合金块隔开， 端头由锆合金支承板连接，构成 长为半米，外径为100毫米左右 的燃料棒束。 反应堆堆芯由380根带燃料棒束 的压力管排列而成。每根压力管 内装有12束燃料棒束。
支管 集流 总管
Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
CANDU慢化剂系统
慢化作用，失冷事故下的热阱作用 慢化剂系统原理流程图： 串连/并联
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重水堆的发展前景
优势
燃料和设备制造易于实现本土化 高中子经济性和燃料循环灵活性 固有和非能动安全特点 多重的固有应急热阱可防御严重事故
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不停堆装卸燃料
燃料棒束 Fuel bundles
Xi’an Jiaotong University
装料机 燃料棒束在传输流程
燃料通道 排管容器
卸料机
Xi’an Jiaotong University
燃料棒束传输流程示意图
Xi’an Jiaotong University
CANDU一回路系统和设备
第六章
Xi’an Jiaotong University
重水ong University
目前国际上已投入运行的重水堆核电站共40余座，总电功率 为2335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的6.5% .
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CANDU渐进革新发展之路Xi’an Jiaotong University
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蒸汽发生器
主要结构材料位 炭钢
一次测： 封头，管板和管束 一次测
二次侧：壳体，汽水分离器， 管束套筒，管板和管束二 次侧，预热段隔板，管子 支承等，
Xi’an Jiaotong University
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Xi’an Jiaotong University
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主泵
单级、单吸入口、 双出口、立式离心 泵
0.27% U-235 0.35% Pu-239
CANDU乏燃料中易裂变同位素的含量比PWR乏燃料要低得多 ！
低浓缩 3.5% U-235
PWR
PWR乏燃料
0.9% U-235 0.6% Pu-239
百万千瓦级核机组对天然铀的年需求量比较
218 200
PWR
192 188
CANDU-NU
100%
88.1% 86.2%
380根燃料管 4 SG 4 Pump 4 入口集流管 4 出口集流管 1 Pressurizer
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回路设计特点和要求
1 保证冷却剂循环 2 主泵飞轮 3 保证一定的自然循环流量 4 压力控制 5 超压保护系统 6 设有单独的停堆冷却系统 7 过虑净化等装置，控制冷却剂的化学成分 8 足够充足的应急流量 9 尽可能的减少重水泄漏
自然循环排 热可能
排 管
容 器
建在大城市人口密集区附近的CANDU核电厂 皮克灵 核电厂（4200兆瓦）, 离多伦市中心大约25公里
ACR-1000
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Features
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Compared with data in Tab.6.2
高压冷 却剂流出
排管容 器外壁
低压低温重 水慢化剂
高压冷 却剂流入
燃料棒束
18
反应性的控制
控制棒设置在反应堆上部，穿过反应堆 排管容器，插入在慢化剂中。快速 停堆时将控制棒快速插入堆内。
反应性的调节还可以通过改变反应堆容 器中重水慢化剂的液位来实现。
紧急停堆时还可以： 1)打开氦气阀，将毒物箱内的硝酸钆 毒物注入反应堆容器慢化剂中， 2)打开装在容器底部的大口径排水 阀，把重水慢化剂急速排入贮水箱。
堆芯由大量模块化小部件构成，特别是避免了庞大高 压容器的制造技术复杂性
75%以上的电厂设备与压水堆相同，可以分享发展压 水堆核电厂过程中建立起来的技术基础和制造能力
CANDU燃料组件制造易于本土化
➢结构简单、尺寸短小 ➢常见的二氧化铀陶瓷燃料和
锆合金燃料包壳 ➢加工制作简便，制造厂投资
小、生产成本低 ➢运行CANDU堆的所有国家都自
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ACR和PWR比较
相同点
不同点