第六章 重水反应堆
核电行业核反应堆设计与安全方案
核电行业核反应堆设计与安全方案第一章：核反应堆设计概述 (3)1.1 设计原则与目标 (3)1.2 设计流程与方法 (4)第二章：核反应堆类型及选型 (4)2.1 常见核反应堆类型 (4)2.2 反应堆选型依据 (5)2.3 反应堆选型方法 (5)第三章：核反应堆物理设计 (5)3.1 反应堆物理基础 (5)3.1.1 核反应堆概述 (6)3.1.2 核反应堆物理基本原理 (6)3.1.3 反应堆物理参数 (6)3.2 反应堆物理计算 (6)3.2.1 反应堆物理计算方法 (6)3.2.2 反应堆物理计算内容 (6)3.3 反应堆物理试验 (6)3.3.1 反应堆物理试验目的 (6)3.3.2 反应堆物理试验方法 (7)3.3.3 反应堆物理试验内容 (7)第四章：核反应堆热工水力设计 (7)4.1 热工水力基本原理 (7)4.2 热工水力计算方法 (7)4.3 热工水力实验研究 (8)第五章：核反应堆结构设计 (8)5.1 反应堆结构设计原则 (8)5.2 反应堆结构材料选择 (9)5.3 反应堆结构强度计算 (9)第六章：核反应堆安全分析 (9)6.1 安全分析基本方法 (9)6.1.1 定性分析方法 (10)6.1.2 定量分析方法 (10)6.1.3 混合分析方法 (10)6.2 安全分析指标体系 (10)6.2.1 安全指标 (10)6.2.2 风险指标 (10)6.2.3 功能指标 (10)6.3 安全分析实例 (10)6.3.1 故障树分析 (10)6.3.2 事件树分析 (11)6.3.3 概率安全分析 (11)6.3.4 风险评估 (11)第七章：核反应堆预防与处理 (11)7.1 预防措施 (11)7.1.1 设计阶段预防措施 (11)7.1.2 运行阶段预防措施 (11)7.1.3 管理阶段预防措施 (11)7.2 处理流程 (12)7.2.1 报告 (12)7.2.2 分类与评估 (12)7.2.3 处理 (12)7.2.4 调查与分析 (12)7.3 应急响应 (12)7.3.1 应急预案 (12)7.3.2 应急响应等级 (12)7.3.3 应急响应措施 (12)第八章：核反应堆运行与维护 (13)8.1 反应堆运行管理 (13)8.1.1 运行管理目标 (13)8.1.2 运行管理组织 (13)8.1.3 运行管理制度 (13)8.1.4 运行监测与控制 (13)8.2 反应堆维护保养 (13)8.2.1 维护保养目标 (13)8.2.2 维护保养组织 (13)8.2.3 维护保养制度 (13)8.2.4 维护保养内容 (13)8.3 反应堆故障处理 (14)8.3.1 故障分类 (14)8.3.2 故障处理原则 (14)8.3.3 故障处理程序 (14)8.3.4 故障处理措施 (14)第九章：核反应堆辐射防护 (14)9.1 辐射防护基本原理 (14)9.1.1 辐射的分类及危害 (14)9.1.2 辐射防护的基本原则 (14)9.2 辐射防护措施 (14)9.2.1 辐射防护设计 (14)9.2.2 辐射防护操作 (15)9.2.3 辐射防护监测 (15)9.3 辐射防护监测 (15)9.3.1 辐射监测方法 (15)9.3.2 辐射监测数据分析 (15)9.3.3 辐射监测管理 (15)第十章：核反应堆环境保护 (16)10.1.1 设计原则 (16)10.1.2 环境保护措施 (16)10.2 环境影响评价 (16)10.2.1 评价内容 (16)10.2.2 评价方法 (17)10.3 环境监测与治理 (17)10.3.1 监测体系 (17)10.3.2 治理措施 (17)第一章：核反应堆设计概述1.1 设计原则与目标核反应堆设计是一项涉及众多学科、技术复杂、安全性要求极高的工程。
07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)
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。
重水堆
压力管式，压力壳式
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CANDU的基本结构特点
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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 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”。
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。
重水堆核电站工作原理
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。
秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施
秦山Ｃ Ａ Ｎ Ｄ Ｕ 一 ６重水反应堆锆 合金压 力管 的 老化 形式 与缓 解 措 施
赵卫东 ，石秀强２
１ ．中核核 电运 行管 理有 限公 司 ，浙江海 盐 ，３ １ ４ ３ ０ ０ ；２ ．上海 核工 程研 究设 计 院 ，上海 ，２ ０ ０ ２ ３ ３
摘要 ：Ｃ Ａ Ｎ ＤＵ － ６ 重水 反应堆堆 芯压力管采用 的锆合金 （ Ｚ ｒ － ２ ． ５ Ｎ ｂ） 材料长期处于高温 、高压 、高辐 照的
内径 约为 １ ０ ３ ． ４ ｒ ｎ ｎ ｌ ，最小壁厚约 为 ４ ． ２ ｍ ｎ ｌ 。其化 学成份遵 照标 准 Ｃ Ａ Ｎ／ Ｃ Ｓ Ａ－ Ｎ２ ８ ５ ． ６中有关 Ｒ ６ ０ ９ ０ １
合金化学成份上的要求 ， 但对个别元素 （ 如 Ｈ、Ｏ 等） 作 了特别要求： Ｈ含量小于 ５ ｘ １ ０ ～ ， Ｏ含量为 ｌ ０ ～ ｌ Ｉ ３ × ｌ ０ 一 ；其机械 ｌ 生 能要求为：在 ３ ０ ０ ℃时极 限屈服强度大于等于 ４ ８ ０ ＳＰ ａ ， ０ ． ２ ％ 屈服强度大于 等于 ３ ３ ０ １ Ｖ ［ Ｐ ａ ， 延伸率大于等于 １ ２ ％【 Ｊ Ｊ 。
昌
垂
捍
等效满 功率时问／ １ ０ ＇ ｈ
图２ 压力管轴向伸长量预测
Ｆ ｉ ｇ ． ２ Ｐ ｒ Ｍｉ ￣ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ Ａｘ ｉ Ｍ Ｅｌ ｏ ｎ ｇ ￣ｉ ｏ ｎ
变形是由热蠕变、 辐照蠕变和辐照生长这 ３ 个相互 独立并叠加的因素引起的， 通过大量的测量、 分析 和校验工作 ，最终得出如下变形关系方程式ｌ ２ ， ３ Ｊ ：
＞ ｌ Ｍｅ Ｖ） 的作用下， 锆原子克服周 围原子的束缚 ， 脱离正常的结点位置， 移到晶体表面、 界面或点阵 间隙位置上 ， 产生空位和间隙原子。 获得足够能量 的原子甚至可再促使其他原子脱位。 粒子不停地碰 撞 ，使具有各向异性的锆合金晶格参数发生变化。 这种微观变形导致锆合金压力管在宏观上的各向 异性变形。主要表现为 ： 压力管轴 向伸长、 径向膨 胀， 壁厚减薄以及下垂弯曲等 。 宏观上的变形程度 取决于锆合金材料的织构、 微观组织以及运行条件 （ 如温度、承受 的载荷、快中子注量率 ） 等因素。
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。
反应堆冷却剂材料
反应堆冷却剂材料通常是用于吸收和传递核反应过程中产生的热量的材料。
不同类型的反应堆使用不同的冷却剂材料，下面是一些常见的冷却剂材料：水：轻水反应堆（LWR）使用普通水（H2O）作为冷却剂，这是目前最常见的类型。
水具有良好的冷却性能和热传导性能。
重水：重水反应堆（HWR）使用重水（D2O）作为冷却剂，其中氢原子被氘原子代替。
重水可以在中子中起到减慢中子速度的作用，从而增加反应截面积。
氦气：气冷反应堆（GCR）使用氦气作为冷却剂，具有较好的热传导性能和较高的工作温度。
钠：钠冷快中子反应堆（SFR）使用液态钠作为冷却剂。
钠具有良好的传热性能和冷却性能，适用于高温高效率的反应堆。
液态金属合金：某些先进的反应堆设计中使用液态金属合金作为冷却剂，如锂铅（LiPb）合金和铅铋（PbBi）合金。
这些材料具有较高的工作温度和良好的传热性能。
需要注意的是，不同的冷却剂材料在各自的使用条件下具有不同的特性和安全性考虑，其选择会受到多种因素的影响，包括反应堆类型、工作温度、设计要求以及安全性要求等。
以上只是一些常见的例子，并不代表全部的冷却剂材料。
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。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.为什么压水堆在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆和沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.与分散式压水堆相比，一体化压水堆的优点和缺点是什么？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在相同的反应堆功率下，为什么重水反应堆的堆芯比压水反应堆的堆芯大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.白沫在石墨气冷堆中的作用是什么？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子反应堆在核能利用中扮演什么角色？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.使用铀作为反应堆冷却剂时应注意什么？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考问题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆通常使用轻水作为慢化剂ij？3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.反射器对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“冲坑”的形成过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水反应堆的反应性通常采用什么方法控制？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简要描述反应堆中子密度在小阶跃反应性变化下的响应。
第三章思考题1.可用于压水堆的裂变同位素是什么？它们是如何产生的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷u02作燃料？3.简要描述u02的熔点和导热系数随温度和辐照程度的变化。
4.简述u02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件包壳的功能是什么？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.当错误的合金用作包层时，为什么要将其使用温度限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错误的合金镀层氢脆效应的危害是什么？如何减少这种不利影响？10.什么是u02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较小有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位网格的功能是什么？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.控制棒通常使用哪些元件和材料？16.简单说明ag-in-cd控制材料的核特性。
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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
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CANDU一回路系统和设备
380根燃料管 4 SG 4 Pump 4 入口集流管 4 出口集流管 1 电加热Pre.
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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
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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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反应性的控制
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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”。
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。
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
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CANDU的基本结构特点
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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 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。
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。