重水冷却反应堆

图1重水冷却反应堆就是重水堆。重水冷却反应堆以重水作为冷却剂和慢化剂。由于重水对中子的慢化性能好，吸收中子的几率小，因此重水堆可以采用天然铀做燃料。这对天然铀资源丰富，又缺乏浓缩铀能力的国家是种非常有吸引力的堆型。全世界拥有重水堆核电机组最多的国家是加拿大，韩国、阿根廷、印度、罗马尼亚和中国也有少量重水堆核电机组。秦山三期核电站是目前我国大陆唯一的重水堆核电站。目前在全世界的核电站中、重水堆约占4.5%。重水堆中最有代表性的是加拿大坎杜堆(CANDU)。如图1所示为加拿大坎杜重水堆核电站的示意图。表则给出了坎杜重水堆一回路参数。

图2坎杜重水堆本体结构包括燃料元件、压力管组件、反堆容器、装卸料系统和反应性控制装置等。坎杜重水集采用短棒束型燃料元件。燃料元件棒的包壳材料为锆-4合金，壁厚约为6.33mm，内装天然UO₂芯块。棒束元件借助支承拱可以在水平的压力管内来回滑动。每根压力管内装10~12束燃料元件束。燃料元件束由紧密组装在一起的37根燃料棒组成，焊在原件端部的端板将燃料棒组装在一起，钎焊在包壳上的隔块保持元件间必要的间距。

压力管组件由压力管和端部件组成。压力管穿过容器管连接到端部件，通过端部件支承在端屏蔽上。在压力管和容器管之间依靠两个支承环形成一个环形间隙。环隙内充干燥的N₂或CO₂作为绝热介质。支承环材料为含铌2.5%(质量分数)、铜0.5%(质量分数)的锆合金丝材。它们在压力管堆芯部分约1/3长度处对称地环绕在压力管上，将压力管的部分载荷传递给容器管。压力管内安置燃料棒束组件和流过反压堆冷却剂。一般可以安放9~12个短棒束型燃料组件，压力管的材料为锆-2.5%铌合金。管长约为6.3m，内径约为103mm，壁厚为4.34mm。压力管的设计制造要考虑使用寿期内燃料元件在压力管内滑动时可能造成的划伤、磨损以及腐蚀等的影响。^[1]

与轻水堆核电站相比，重水堆核电站具有如下特点：

1)因重水慢化性能好，吸收中子少(其慢化比是普通水的300多倍)，故能用天然铀做燃料。发展重水堆核电站不需要建立造价昂贵的铀同位素分离厂或从国外进口浓缩铀。

2)重水堆转化率比较高(约为80%)，可以更为有效地利用天然铀，能一次从每吨1然铀中获取最大的能量。

图33)从重水堆卸出的燃料烧得较透，铀-235含量低于扩散厂通常的尾料含量(约0.25%)，可以把它们暂时储存起来，等到快堆需要时再提取其中的钚，而不必急于进行后处理。这就使燃料循环大大简化(称为一次通过循环)，费用大大降低。

4)在各种热中子堆中，重水堆所需天然铀最少，而且其所需的初装料和年需换料量也最少，(分别相当于轻水堆的2/5和3/4)。

5)重水堆对燃料的适应性很好，能采用天然铀和浓缩铀作燃料，也可以用铀-233、铀-235或钚-239以及它们的任何组合作裂变材料，并且从一种燃料循环改变为另一种循环也很容易。

由于上述这些特点，重水堆的燃料获取与燃料循环所需费用较轻水堆低。另外，重水堆中生成的钚，一部分在堆内参加裂变放出能量，另一部分则包含在燃料中，其净产钚量为轻水堆的1.4～1.8倍。因此，发展重水堆电站，可以为发展快堆电站积累更多的钚。

重水堆核电站可以使用天然铀，燃料经济性好，与压水堆核电站可能构成°串联"燃料循环(即压水堆核电站的乏燃料元件经一定的处理后可直接在重水堆核电站中使用)。同时，我国对重水堆在工程设计、设备制造、燃料元件和重水生产上都有一定的技术和设备制造基础与能力。因此，为了满足我国电力发展的需要，在引资和贷款条件优惠、引进技术和设备价格低廉的情况下，可以适当建造一些重水堆型核电站。^[1]