重水堆85476786
第四章:重 水 堆 一、特点 二、发展简介 三、商用重水堆 1、CANDU6 2、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。是压水堆的100倍，沸水堆的1000倍。早期加拿大皮克灵(Pickering)重水堆核电厂维修人员辐射剂量1/3来自氚。重水泄漏及氚辐射是重水堆的一个弱点。
二、重水堆发展简史
,加拿大开始缺乏浓缩铀技术，走天然铀技术路线。不想建立铀同位素分离厂，又不想依靠美国或其它国家提供富集铀。
,发展出一套技术，不断改进。1962年建成22MW NPD试验堆;1967年建成206MW Douglas point 原型堆，现已发展到700,900MW规模商业和电厂。
,1964,68年，瑞典、英国、法、德瑞士分别建成试验堆。但90年前都关闭。瑞士69年关闭 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。
二、重水堆发展简史?
,只有CANDU(CANadian, Deuterium Uranium ),加拿大重水铀反应堆一花独秀，技术和建造由 AECL (Atomic Energy of Canada Ltd.)负责。
,目前除加拿大外(22)，韩国月城(4 )，阿根廷(1 )，罗马尼亚(2 ),中国(2 )，印度( 2),巴基斯坦(1 )。
,发展先进 CANDU,ACR 微浓缩铀，轻水冷却。 三、商用重水堆 CANDU6、CANDU9 、CANDU6 1
? CANDU 6 的设计符合加拿大核管理当局要求。 ? 两座在中国秦山III期2002，2003运行。 ?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. ,水平压力管式，压力管(锆合金，减少中子吸收)
, 压力管内放有燃料棒束，压力管外套锆合金容器管(减少热损) ,排管容器(不锈钢)d=7.6m,l=6m, 重水，常压、70?C; , 二回路蒸发器与压水堆相似
,由于压力管壁厚限制(中子吸收大)一回路压力10MPa，310 ? C(较低)，蒸汽参数(4.7MPa,260 ? C), 效率28,30,。
,重水放射性，泄漏，回收，设备贵。 ,在线换料有优点，但设备复杂。 ,运行，控制方便。
,两套停堆系统(1)弹簧，重力作用的镉棒(2)硝酸釓重水溶液注入慢化剂。 ,重水堆应急冷却、预应力混凝土安全壳及喷淋系统、应急电源及应急水源与压水堆相似。 ,低温重水慢化剂及慢化剂冷却系统有助于事故安全。
?燃料棒束设计简单 ?燃料循环灵活 ?重要部件标准化
?3个停堆系统:一个正常运行，两个紧急快速停堆 2、CANDU9
?每个机组可独立建设、运行，提高灵活行。 ?CANDU 9 继承 CANDU 电站的成熟经验 ?改进:电站布置，厂址优化
,改进 CANDU 9 布置更有利于安全分离、及减少人员辐射剂量。 ,改进软件检查、维修及试验的功能
,增加可移动及可更换部件的维修空间。
,CANDU 9 厂址面积小,禁区半径仅500米。 ,厂址用地少:建筑物间设计紧凑，高强度安全壳 ,加拿大核当局正在审查许可申请。
四、先进重水堆,ACR
,ACR-700参考设计概念已经完成，经济性基于2机组电站 ,建造策略和周期已经确定
,在加拿大和美国同时进行执照申请 ,CNSC和NRC正在合作
,加拿大和美国一起工作使ACR-700商业化
,计划投运日期，加拿大: 2011年, 美国: 2012年 ,ACR1000:参考ARCR700 及 CANDU900 的最新设计 ?ACR-700 (Mwe)， ACR-1000. ?许多系统及特性，如蒸气、透平、发动机等与APWRs 相似 ? ACR 继承 CANDU 验证技术
?轻水冷却，重水慢化 ?2,富集度燃料
?首次实现负空泡反应性(CANDU历史上)
，比投资 1,000 $ / kWe, 电价 30 $/MWh ，48-月提交; 36-月建设; 寿命60年
，可靠性好，负荷率高 (90%) ，减少一半重水量及相关费用
，SEU 是天然铀燃料的 fuel life的三倍，乏燃料也相应减少，乏燃料体积与LWRs 相当
，技术革新减少成本 40%. 包括:(1) 紧凑堆芯，同样功率一半体积 (2) 热效率高，提高
透平汽压
ACR 与压水堆比较,相同性 ?安全原理 / 概念 ?轻水冷却 ?退役程序 ?乏燃料储存概念 ?透平及发电系统 ACR 与压水堆比较,不同性
ACR:压力管 重水慢化 燃料富集度 (,2%) 段棒束 低慢化剂中子吸收 在线换料 模块式建
造
压水堆PWR:压力壳 轻水慢化 燃料富集度(,4%) 长棒束 慢化剂中子吸收大 停堆换料 传
统 / 模块式建造
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