重水堆
重水堆重型设备开顶法吊装
重水堆重型设备开顶法吊装引言重水堆是一种常见的核能发电设备，采用了开顶法进行设备吊装。
本文档将介绍重水堆重型设备开顶法吊装的相关知识。
什么是开顶法吊装开顶法吊装是指将重型设备通过开顶的方式进行吊装的方法。
这种方法适用于重型设备体积较大，无法通过传统的吊装方法实施的情况。
开顶法吊装的优点开顶法吊装相比传统的吊装方法，具有以下优点： 1. 可以避免由于设备体积过大而无法通过通道和门的问题。
2. 由于开顶，可以通过吊装机械直接将设备放置到指定位置，减少了中间操作环节的复杂度。
3. 开顶法吊装可以保证设备在吊装过程中的稳定性和安全性。
重水堆重型设备开顶法吊装的步骤第一步：准备工作在进行重水堆重型设备开顶法吊装之前，需要进行以下准备工作： 1. 确定吊装的设备名称、重量、尺寸等信息。
2. 对吊装现场进行评估，确定最佳的吊装方案。
3. 准备好所需的吊装机械和工具。
第二步：现场搭建在吊装现场搭建适当的支撑结构和吊装平台，确保吊装设备的安全和稳定。
第三步：吊装准备1.将吊装机械正确地安装在吊装平台上，并进行必要的测试和检查。
2.架设吊装索具，包括吊钩、吊绳、滑车等。
第四步：开顶操作1.根据设备尺寸和吊装方案，确定开顶的位置和大小。
2.使用工具将设备的顶部部分切割或移除，确保顶部平整。
第五步：吊装操作1.将吊装索具连接到设备上，并严格按照吊装方案进行操作。
2.在吊装的过程中，要保证吊装设备的稳定和平衡，避免晃动和倾斜。
第六步：设备安放将吊装设备准确地安放到指定位置，确保设备与周围环境的配合和连接。
第七步：清理和检查1.清理吊装现场，移除无用的支撑结构和吊装平台。
2.对吊装设备进行检查，确保没有损坏和故障。
安全注意事项在重水堆重型设备开顶法吊装过程中，需要注意以下安全事项： 1. 请确保吊装工程师和工人具备相关的专业知识和经验。
2. 对吊装现场进行充分评估和预判，确保吊装方案的可行性。
3. 严格遵守吊装操作规程和安全操作要求。
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。
重水堆控制
压力管式重水堆核电厂的控制比较复杂，一般都采用计算机系统进行直接数字控制。上述反应性控制回路、 功率调节回路等均以软件实现。为了提高可靠性，计算机系统的配置都有冗余，出现故障时可自动切换。
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重水堆核电厂控制原理图
降功率控制
降功率控制
在出现运行故障时，可通过调节系统以较慢的速度设定降功率(setback)，例如当汽轮机脱扣时，可设定降 功率至满功率的60%；也可通过控制四根控制吸收棒离合器断开后又吸合的时间以控制落棒距离进行跳跃降功率 (stepback)，例如一台主泵脱扣时可跳跃降功率至满功率的1%。降功率功能可以减小反应堆停堆次数。在甩负荷 时一回路和二回路之间的能量失配，可将主蒸汽往凝汽器排放或往大气排放。
重水堆控制
核物理术语
目录
01
02 反应性控制
03 重水堆功率调节
04 降功率控制
05
堆芯中子注量率展平 控制
基本信息
重水堆分压力壳式重水堆和压力管式重水堆(见重水堆核电厂)。压力壳式重水堆控制与压水堆控制大体相似。
压力管式重水堆(以CANDU 6型重水堆为例)是通过提出停堆棒、自动添加硝酸钆毒物、调节控制吸收棒和调 节堆芯每个分区内的轻水小室的水位高度等多种手段来控制反应性的。停堆系统除通过断开停堆棒离合器使其落 入堆芯的1号停堆系统外，还有冗余的2号停堆系统，利用氦气压力使储存在毒物箱内的硝酸钆毒物注入排管容器 内的重水慢化剂。重水堆的控制主要包括：①重水堆反应性控制；②重水堆功率调节；③降功率控制；④中子注 量率分布展平控制。
反应性控制
反应性控制
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
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”。
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。
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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。
因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。
重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。
由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。
重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。
在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。
此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。
它的主要缺点是，体积比轻水堆大。
建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。
新一代重水慢化压水堆技术－1阮养强苏忱骥（AECL上海技术合作中心，上海200030）孙玉良（清华大学核能技术设计研究院，北京100084）半个世纪以来，核能发电已经成为多数发达国家和一些快速发展中国家为实现经济和社会可持续发展的一个主要电力生产方式，每年为全世界提供了近五分之一的电能。
全世界累积超过一万个堆年的核电厂运行实践表明，三大主流商用堆型，即压水堆、沸水堆和重水堆，不仅安全可靠，有利于环保，而且在很多电力市场上核电的全寿期平均单位发电成本比火电更有竞争力。
由于各国为实现环保目标而加大力度限制燃煤发电产生的废物排放，同时快速膨胀的燃气发电又可能面临未来燃料价格飙升的威胁，而大量早期建设的核电机组将逐步退役，因此，核电正在迎来一个新的发展机遇。
但是，由于全球性电力市场体制改革浪潮的兴起，特别是随着竞价上网机制的引入和独立发电公司的崛起，电源市场的竞争将日趋激烈，核电的进一步发展面临新的挑战。
为了保护投资和实现较快的投资回报，未来发电企业将对核电机组的经济竞争能力和安全可靠性等提出更高的要求；20世纪80、90年代推出的一些改进型设计大多已无法满足这种新要求，特别是在经济性指标方面。
为适应电力市场体制的这种结构性变革，核电不仅要在长期稳定的平均发电成本方面比煤电和气电有更明显的优势，而且在单位造价和初始投资总量上也必须大幅度降低，建造周期要明显缩短；另一方面，核电厂的安全可靠性要进一步改善，易裂变核燃料的利用率和长期可持续供应能力要进一步提高，废料的处理和防核扩散问题也要逐步得到解决。
为迎接这种挑战和机遇，一些国家的核电设计公司，或单独或联合，正在掀起新一轮的技术开发热潮；为满足未来不同时期电源市场的需要，已经提出了各种各样的新一代核电产品设计或初步概念。
这些设计按慢化剂性质可分成四大类：以重水、轻水或石墨为慢化剂的三大类热中子堆，加上不需要慢化剂的快中子增殖堆或其它类型的转换堆。
本文主要介绍由加拿大原子能公司主导开发的新一代基于重水慢化轻水冷却的先进CANDU堆（Advanced CANDU Reactor，简称ACR）技术的发展特点。
先以中国秦山三期即将建成投产的CANDU-6机组为例，介绍重水慢化加压水冷堆和普通压水堆型核电厂之间的主要相似性和差异性。
新一代产品设计ACR除了保留久经验证的CANDU基本特点和发展优势之外，还采用了一些关键性的技术革新，包括基于稍加浓铀燃料和轻水冷却的密栅式堆芯设计，从而为融合当代先进重水堆和先进轻水堆的优点创造了有利条件。
ACR的堆芯尺寸显著缩小，堆芯物理和安全特性得到显著改善，所需重水的量大幅度减少，相关系统得到极大简化，蒸汽参数提高带来热效率的显著提高。
由于ACR 的工程设计改进是成熟渐进的，是基于现有成熟商用核电机组技术和经验，所以很快就可以投放市场；而它在造价的突破，在安全性、可建造性和易运行性等方面的显著改进，则为电力企业提供了一个可以与煤电和气电相竞争并且符合环保发展大趋势的电源选择方案。
另外，ACR的设计理念有助于发挥中国现有核电技术产业的优势，促进本土自主化能力的发展，带动相关产业的发展和升级，包括推动易裂变核燃料产业和核电业的长期可持续发展。
1 CANDU型反应堆的特点由加拿大原创开发的CANDU型反应堆是目前世界上已经发展成功并且经济性和安全性较好的三大商用核电堆型之一。
CANDU核电厂与普通的压水堆（PWR）核电厂之间有极大的相似性，据估计，CANDU与PWR电厂大约75%以上（按价格计算）的设备基本上是相同的。
首先，它们的常规岛部分所采用的汽轮发电机等一系列设备和相关技术基础基本上是一样的；其次，它们的核蒸汽供应系统也是类似的。
为了利用核裂变时释放在堆芯中的能量来发电，两者所采用的办法都是通过高压泵把冷却剂不断输送入堆芯，冷却剂在快速冲刷流过核燃料棒表面的同时不断地把热量带出，然后又在蒸汽发生器的U型管内把热量传递给管子外侧的水，而水沸腾所产生的高温高压蒸汽则被用来推动汽轮发电机组发电。
除了反应堆本体之外，CANDU与PWR的核蒸汽供应系统所用到的一些主要设备，如蒸汽发生器、冷却剂循环泵等也都是类似的。
所以，多年来在发展压水堆技术过程中所建立起来的技术产业基础和制造能力，除了省去庞大和技术较复杂的压力壳之外，大多可以用到CANDU型核电厂。
对ACR而言，由于也采用了轻水冷却剂和加浓铀燃料，重水的用途将只限于慢化剂侧，与普通压水堆技术相同部分的比例会更高；原则上除了堆芯之外，很多部分甚至可以通过协调设计成一样。
1.1 CANDU堆芯的四个基本特点PWR和CANDU这两种类型的核电厂之间的关键差异在于反应堆堆芯，两者在设计理念上的差异决定了很不相同的发展潜力和灵活性。
归纳起来，CANDU堆芯有四个基本特点：1）单独分开的低温低压重水慢化剂，2）水平压力管栅式堆芯，3）简单短小的燃料棒束组件设计，4）带功率运行时不停堆换料。
PWR堆芯承压部分是一个庞大的高压容器，所有的燃料组件、控制棒组件、兼作慢化和冷却用的加压水，以及其它堆内构件全部包含在里面。
而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。
换料可以在反应堆带功率运行时进行，整个操作过程从控制室通过计算机系统按预编程序遥控自动完成。
对秦山三期的CANDU-6机组而言，有380燃料通道，共装有4560个燃料棒束，一般平均每天对两个通道进行换料，每次换掉一个通道12个燃料棒束中的8个。
CANDU不停堆换料带来的好处是多方面的，它不仅避免了因换料而需要周期性的强制停堆，更重要的是它提供了一种强有力和灵活的核燃料管理手段，可以用来优化堆芯中子物理特性，包括使反应堆的后备反应性降低到最小，并优化中子通量和功率的平稳分布。
CANDU基本特点的形成原因可以追溯到五十多年前加拿大刚开始发展核电反应堆时的特殊国情条件，特别是当时的资源状况（要求能够利用天然铀而不是加浓铀），人才和技术力量（要发挥加拿大在重水研究堆技术和人才方面的优势），市场因素（要能够和当时安大略省的煤电竞争）和工业基础（要与加拿大当时相对薄弱的工业基础相适应）。
为了确保设计出的反应堆能够利用易裂变核素铀-235富集度极低的天然铀，要求对裂变产生的中子利用率极高，因而必须使用对中子吸收极少的重水作慢化剂。
初始方案曾提出采用立式堆芯和耐高温高压的钢制大容器；而经济性分析结果表明，为了与当时的煤电竞争，商用核电厂的功率至少要在200 MW以上，而相应的压力容器尺寸已远远超出了加拿大当时的制造能力。
为解决这个矛盾，最终采用了压力管燃料通道式的堆芯结构，这不仅简化了堆芯和燃料的支承结构，同时使不停堆双向装卸燃料成为可能。
自1962年加拿大建成了世界上第一个CANDU原型堆示范电厂NPD（20 MW）以来，全球已建成的CANDU机组共有30多座，大部分是分布在加拿大国内。
从80年代中期开始，CANDU产品逐步进入国际市场，在世界核电不太景气的情况下，这种堆型仍然较快地发展到了加拿大以外的6个国家。
仅从1991 年以来就有7个CANDU机组项目签约，其中四个已经全部按时按预算建成投产，三个在韩国，一个在罗马尼亚；另外，秦山三期的两台CANDU-6机组也即将建成投产，还有罗马尼亚的第二个CANDU机组正在建设中。
CANDU基本特点经受了几十年来的实践检验，相关的一些发展优势为这种反应堆技术的不断发展改进创造了有利的条件。
1.2 燃料和设备制造易于实现本土化燃料棒束组件设计是CANDU堆很有特色的一个方面。