重水冷卻反應堆就是重水堆。重水冷卻反應堆以重水作為冷卻劑和慢化劑。由於重水對中子的慢化性能好，吸收中子的幾率小，因此重水堆可以採用天然鈾做燃料。
基本介紹
- 中文名：重水冷卻反應堆
- 外文名：Heavy water cooling reactor
- 別稱：重水堆
- 簡介：以重水作為冷卻劑的反應堆
- 相關概念：天然鈾 慢化
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簡介
重水冷卻反應堆就是重水堆。重水冷卻反應堆以重水作為冷卻劑和慢化劑。由於重水對中子的慢化性能好，吸收中子的幾率小，因此重水堆可以採用天然鈾做燃料。這對天然鈾資源豐富，又缺乏濃縮鈾能力的國家是種非常有吸引力的堆型。全世界擁有重水堆核電機組最多的國家是加拿大，韓國、阿根廷、印度、羅馬尼亞和中國也有少量重水堆核電機組。秦山三期核電站是目前我國大陸唯一的重水堆核電站。目前在全世界的核電站中、重水堆約占4.5%。重水堆中最有代表性的是加拿大坎杜堆(CANDU)。如圖所示為加拿大坎杜重水堆核電站的示意圖。表則給出了坎杜重水堆一迴路參數。
坎杜堆
坎杜重水堆本體結構包括燃料元件、壓力管組件、反堆容器、裝卸料系統和反應性控制裝置等。坎杜重水集採用短棒束型燃料元件。燃料元件棒的包殼材料為鋯-4合金，壁厚約為6.33mm，內裝天然UO2芯塊。棒束元件藉助支承拱可以在水平的壓力管內來回滑動。每根壓力管內裝10~12束燃料元件束。燃料元件束由緊密組裝在一起的37根燃料棒組成，焊在原件端部的端板將燃料棒組裝在一起，釺焊在包殼上的隔塊保持元件間必要的間距。
壓力管組件由壓力管和端部件組成。壓力管穿過容器管連線到端部件，通過端部件支承在端禁止上。在壓力管和容器管之間依靠兩個支承環形成一個環形間隙。環隙內充乾燥的N2或CO2作為絕熱介質。支承環材料為含鈮2.5%(質量分數)、銅0.5%(質量分數)的鋯合金絲材。它們在壓力管堆芯部分約1/3長度處對稱地環繞在壓力管上，將壓力管的部分載荷傳遞給容器管。壓力管內安置燃料棒束組件和流過反壓堆冷卻劑。一般可以安放9~12個短棒束型燃料組件，壓力管的材料為鋯-2.5%鈮合金。管長約為6.3m，內徑約為103mm，壁厚為4.34mm。壓力管的設計製造要考慮使用壽期內燃料元件在壓力管內滑動時可能造成的劃傷、磨損以及腐蝕等的影響。
特點
與輕水堆核電站相比，重水堆核電站具有如下特點：
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)，故能用天然鈾做燃料。發展重水堆核電站不需要建立造價昂貴的鈾同位素分離廠或從國外進口濃縮鈾。
2)重水堆轉化率比較高(約為80%)，可以更為有效地利用天然鈾，能一次從每噸1然鈾中獲取最大的能量。
3)從重水堆卸出的燃料燒得較透，鈾-235含量低於擴散廠通常的尾料含量(約0.25%)，可以把它們暫時儲存起來，等到快堆需要時再提取其中的鈽，而不必急於進行後處理。這就使燃料循環大大簡化(稱為一次通過循環)，費用大大降低。
4)在各種熱中子堆中，重水堆所需天然鈾最少，而且其所需的初裝料和年需換料量也最少，(分別相當於輕水堆的2/5和3/4)。
5)重水堆對燃料的適應性很好，能採用天然鈾和濃縮鈾作燃料，也可以用鈾-233、鈾-235或鈽-239以及它們的任何組合作裂變材料，並且從一種燃料循環改變為另一種循環也很容易。
由於上述這些特點，重水堆的燃料獲取與燃料循環所需費用較輕水堆低。另外，重水堆中生成的鈽，一部分在堆內參加裂變放出能量，另一部分則包含在燃料中，其淨產鈽量為輕水堆的1.4～1.8倍。因此，發展重水堆電站，可以為發展快堆電站積累更多的鈽。
重水堆核電站可以使用天然鈾，燃料經濟性好，與壓水堆核電站可能構成°串聯"燃料循環(即壓水堆核電站的乏燃料元件經一定的處理後可直接在重水堆核電站中使用)。同時，我國對重水堆在工程設計、設備製造、燃料元件和重水生產上都有一定的技術和設備製造基礎與能力。因此，為了滿足我國電力發展的需要，在引資和貸款條件優惠、引進技術和設備價格低廉的情況下，可以適當建造一些重水堆型核電站。
