重水堆简介

重水反应堆简介姓名：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。重水反应堆模型重水堆的类型及特点重水堆在几十年的发展中，已派生出不少类型。按结构划分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式，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。采用压力管时，冷却剂可以与慢化剂相同也可不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。采用立式时，压力管是垂直的，可采用有机物、气体、加压重水或沸腾轻水冷却；采用卧式时，压力管水平放置，不宜用沸腾轻水冷却。压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，可以是加压重水或沸腾重水，燃料元件垂直放置，与压水堆或沸水堆类似。重水堆与轻水堆的比较虽然轻水堆已经在核动力市场上占据了统治地位，但是近年来，由于重水堆能够节约核燃料，因而引起不少国家政府和核工业界人士的重视。在新开辟的核动力市场上，重水堆已经成为轻水堆的主要竞争对手。重水堆的主要特点是由重水的核特性决定的。重水与轻水的热物理性质差不多，因此作为冷却剂时，为获得高的堆芯出口参数都需要加压。但是重水和轻水的核特性相差很大，这个差别主要表现在中子的慢化和吸收上。重水堆的主要优点在目前常用的慢化剂当中，重水的慢化能力仅次于轻水，但重水的最大优点是它的吸收热种子的几率，即吸收截面要比轻水小两百多倍，从而使得重水的慢化比远高于其他各种慢化剂。1.由于重水吸收热种子的几率小，所以中子经济性好，以重水作为慢化剂的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料，从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀工厂。慢化剂慢化能力ξΣs/m-1慢化比ξΣs/ΣaH2OD2OBe石墨1.53×10-21.77×10-31.6×10-36.3×10-4702100150170重水堆的主要优点2.由于重水堆吸收热中子的几率小，所以以重水作为慢化剂的反应堆，中子除了维持链式裂变反应之外，还有较多的剩余中子可以用来使238-U转变为239-Pu或者使232-Th转变为233-U使得重水堆不但能用天然铀实现链式裂变反应，而且比轻水堆节约大约20%的天然铀。也因此，有的重水堆主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。重水堆核电站重水的军事用途重水中的氘作为氢弹的核材料重水堆的主要优点此外，重水堆还具有小的过剩反应性、长瞬发种子寿期、大容积常温低压慢化剂和屏蔽水热阱、燃料组件简单短小、可不停堆换料和应用多种核燃料等主要优点，已成为很多国家发展核电重要的候选堆型。我国秦山三期核电厂采用了两台700MW级的CANDU-6型重水堆机组，已分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行。秦山三期重水堆核电站核岛工程重水堆的主要缺点重水堆由于重水吸收中子少，而具有上述优点，但由于重水的慢化能力比轻水低，又给他带来了不少缺点。1.由于重水的慢化能力比轻水低，，为了使裂变产生的快中子得到充分的慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然铀，因而重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。2.虽然从天然水中提取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易，但由于天然水中重水含量太低，所以重水仍然是一种昂贵的材料。由于重水用量大，所以重水的费用约占重水堆基建投资的1/6。实验室制取重水重水加工设备伊朗重水加工厂设备重水堆的主要缺点重水堆由于使用天然铀作燃料，堆芯的后备反应性少，因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外，补充新燃料。倘若经常为此而停堆装卸核燃料，对于要求连续发电的核电厂而言是不能容忍的，这就要求重水堆核电厂能够进行不停堆换料，当然实际上已经实现了不停堆换料。总之，由于轻水和重水的核特性相差很大，在慢化性能的两个主要指标上，它们的优劣正好相反，使它们成了天生的一对竞争伙伴。正是这个原因，使得这两种堆型的选择，成了不少国家的议会、政府和科技界人士长期争论不休的难题。CANDU-6型重水堆核电厂介绍由于由加拿大原子能公司发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却卧式压力管式重水堆（CANDU型），是唯一达到商业化技术要求的重水堆。因此下面着重论述CANDU-6型重水堆核电厂的设计特性、安全特性和事故响应特点。右图为CANDU型的反应堆组件结构。重水堆系统的设计特征与压水堆一样，重水堆核电厂也可分为两个独立的回路，即热传输系统（核蒸汽供应系统）和蒸汽给水回路（二回路）。核蒸汽供应系统包括反应堆组件，换料系统、慢化剂系统、热传输系统以及蒸汽和给水系统。右图显示较为详细的CANDU核蒸汽供应系统图。重水堆系统的设计特征反应堆本体是一个大型水平放置的圆筒形容器，成为排管容器，里面盛有低温、低压的慢化剂。在容器内贯穿许多水平管道，称为燃料通道，其中装有天然铀棒束和高温高压重水冷却剂。主泵寄送冷却剂，经燃料通道将热量带出来，然后经过蒸汽发生器，利用此热量产生蒸汽供汽轮机做功。蒸汽发生器和冷却机泵安装在反应堆的两端，以便使冷却剂自反应堆的一端流进堆芯的一半燃料通道，而从另一端一相反的方向，流入另一半的燃料通道。冷却机系统设有稳压器，以维持较高的系统压力。从上图可以重水堆系统的设计特征看出，对低温的慢化剂也设有循环冷却系统，它将重水本身与中子及射线相互作用产生的热量带走。重水堆结构模型重水堆系统的设计特征反应堆组件（如右图）包括：一个不锈钢排管容积、反应性控制机构和380根燃料通道组件。燃料通道组件贯穿排管容积，内装燃料和重水冷却剂。每根压力管和排管的间隙充满气体，起隔热作用。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。重水堆固有的安全特性重水堆固有的安全特性反应堆的瞬变过程就相对较慢，使得反应堆更加容易控制；而且，当反应堆达到瞬发临界时，反应堆周期也不会突然下降。由于重水堆采用不停堆换料，反应堆的过剩反应性只需要维持在最小值，因此调节系统的反应性价值也就相对较低，大约为15mk，这样，控制系统失调引入的反应性变化就十分有限。重水堆的冷却剂和慢化剂是分开的，燃料通道之间的空间较大，反应性控制装置就可以安装和运行在低温低压的慢化剂环境中，安全可靠性高，特别是排除了任何控制棒因高压水力而弹出堆芯的可能性。重水堆固有的安全特性3.堆芯余热排出通常，堆芯余热可以通过两种相互独立的途径释出：其一为蒸汽发生器，将热量传递给二回路侧的给水；其二为余热排出系统（停堆冷却系统），热量通过停堆冷却热交换器传递给工艺水系统。在发生LOCA时，需要用ECCS冷却水再淹没堆芯，并释出一部分堆芯余热。ECCS释出的热量最终通过ECCS热交换器排到工艺水系统。在重水堆中，由于承压边界在堆芯内是由几百个小直径的压力管构成，这些压力管内的冷却剂汇集于反应堆进出口的集管，所以热传输系统中发生的最大的破口尺寸仅限于反应堆进、出口集管的尺寸。由于反应堆进、重水堆固有的安全特性出口集管的位置均高于反应堆的最高处，因此在发生LOCA时，堆芯在ECCS系统的动作下能始终处于淹没状态。与压水堆一样，热传输系统中蒸汽发生器的位置要高于反应堆，这使得在主泵停转和反应堆停闭后，能够依赖回路自然循环来释出反应堆的衰变预热。热传输系统的“8字形”设计使每个回路的冷却剂通过两个流向相反的流程通过堆芯。在发生LOCA时，这种布置减缓了堆芯的气化速率，从而有效的限制了由于堆芯气化引起的功率瞬变，这是因为对于任何一个典型的破口位置，总有一个流程通过堆芯流到破口处的长度要大于另一个。在重水堆中，另一个重要特点是额外两重固有和非能动重水堆固有的安全特性重水堆固有的安全特性实施赢得宝贵的时间。下面两个图分别给出了慢化剂和屏蔽水箱的释热过程。重水堆工程安全特性工程安全特性：与现有所有反应堆一样，重水堆设计也采用了工程安全系统。同样的，其设计准则也与压水堆等其他堆型一样，如遵循纵深防御、多样性、单一故障、故障安全等原则。这些系统在正常运行工况时并不运行，但出于热备用状态。换句话说，就是一旦工艺系统及其控制系统不能将关键参数维持在规定的许可范围时，它们就将动作。因为发生这样的工况的话，燃料包壳的完整性就会受到威胁，并且具有放射性物质释放的可能性。为工艺系统提供后备的是一些专设安全系统。支持这些专设安全系统的是提供另一种电源（应急电源系统）和冷却水源（应急水源系统）的系统。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。重水堆事故响应特点由于重水堆和压水堆在上述各方面的异同点，使得两者在发生各类事故时，其响应也有所不同，下表给出了重水堆和压水堆在事故工况不同的响应：重水堆事故响应特点从表中可以看出，一些在压水堆必须严格加以考虑的事故发生在重水堆时，其后果并不严重，或者根本就不可能发生；但也有一些事故，重水堆会有其他相应，比如在大破口LOCA时，压水堆对停堆系统的成功与否是不依赖的，而重水堆必须要求停堆系统快速动作，这是通过设置两套快速和独立停堆系统来实现极高的可靠性。Thankyou!!!