重水堆
世界重水堆发展历程
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。
重水堆
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
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。
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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。
重水堆与压水堆的区别的工作原理
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。
candu重水堆工作流程
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重水堆慢化剂重水的浓度
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(内部精品资料)
二、重水堆发展简史©
70年代，捷克、阿根廷、日本ATR（FUGEN 普贤）又相继建成研究堆。捷克77年关闭； 阿根廷走重水堆路线，堆继续运行。 ATR-165 是日本80年代的长期发展核能的 重要组成部分之一，已运行25年，烧铀＋ 钚（MOX),原定92年在Ohma建600MW的ATR， 93年计划取消。
CANDU6©
高燃料利用率 在线换料
低压、低温重水慢化
采用一系列水平压力管，不是单一压力 壳.
The tubes are horizontally positioned in a calandria (tank) of heavy water moderator. This makes it less expensive to build than LWRs.
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）
一、特点－类型©
（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 普贤)外，都于1990年前关闭。 水平压力管式 ： CANDU，34座在运行。
1990-1999
（CANDU6）
Cernavoda Nuclear Power Plant, Unit 1, 708 MWe, Romania
Wolsong Nuclear Power Plant, Units 2,3,4, 715 MWe, Korea
2000-
（CANDU6）
Qinshan Phase III , 2×728 MWe, 2003， PR.China
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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”。
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。
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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
第六章
重水反应堆
HWR
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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：
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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6ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ℃。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