1、 1 2目前国际上已投入运行的重水堆核电站共目前国际上已投入运行的重水堆核电站共4040余座，总电功率余座，总电功率为为2335.42335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的万千瓦，约占全世界核电厂总功率的6.5%6.5%.达灵顿，达灵顿，1990-1993CANDU-9布鲁斯布鲁斯B，1984-1987月城月城4 4号号,1991997 7CANDU-6CANDU-6,1983,1983皮克灵皮克灵A,1971-1973A,1971-1973CANDUCANDU原型堆原型堆,1962,1962秦山秦山20032003年年ACRACRZEEP,1945ZEEP,1945 4CANDUCAND
2、U的概念的概念:CANada Deuterium CANada Deuterium UraniumUranium重水堆的特点：重水堆的特点：天然铀作燃料天然铀作燃料 重水做慢化剂，造价较高重水做慢化剂，造价较高重水堆的分类：重水堆的分类：压力管式，压力壳式压力管式，压力壳式 5 蒸汽出口蒸汽出口反应堆本体反应堆本体给水入口给水入口 8 9 10 CANDU小直径压力管栅式模块化堆芯小直径压力管栅式模块化堆芯装卸料机装卸料机一体化堆芯处在高压大容器中一体化堆芯处在高压大容器中PWR 12 13 14重水堆的核燃料是重水堆的核燃料是天然铀天然铀，制成，制成圆柱状装在圆柱状装在外径为外径为2020毫
3、米长约毫米长约500500毫米的锆合金包壳管内毫米的锆合金包壳管内，构成棒，构成棒状燃料元件，状燃料元件，3737根燃料棒组成一根燃料棒组成一束束，棒之间用锆合金块隔开，端，棒之间用锆合金块隔开，端头由锆合金支承板连接，构成头由锆合金支承板连接，构成长长为半米，外径为为半米，外径为100100毫米左右的燃毫米左右的燃料棒束料棒束。反应堆堆芯由反应堆堆芯由380380根带燃料棒束的根带燃料棒束的压力管排列而成。每压力管排列而成。每根压力管内根压力管内装有装有1212束燃料棒束束燃料棒束。15 短小短小：棒束长约棒束长约5050cm直径约直径约1010cm 17 18作为冷却剂的重水在管内流动带走
4、热量。作为慢化剂的重水在反应堆排管容器中，为了防止热量传到慢化剂重水中，在压力管外设置一同心容器管，两管之间充以二氧化碳作隔热层，以保持慢化剂温度不超过60。压力管和容器管贯穿反应堆排管容器，两端与法兰固定，与容器连成一体。高压冷高压冷却剂流出却剂流出低压低温重低压低温重水慢化剂水慢化剂高压冷高压冷却剂流入却剂流入燃料棒束燃料棒束排管容排管容器外壁器外壁 19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。紧急停堆时还可以：1)打开氦气阀，将毒物箱内的硝酸钆毒物注入反应堆容器慢化剂中，2)
5、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。20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。入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。这种换料方式称这种换料方式称为为“顶推式双向换料顶推
6、式双向换料”。装装 料料 机机 卸卸 料料 机机 燃料通道燃料通道排排 管管 容容 器器燃料棒束燃料棒束 Fuel bundles燃料棒束在传输流程燃料棒束在传输流程不停堆装卸燃料 23u380根燃料管根燃料管u4 SGu4 Pumpu4 入口集流管入口集流管u4 出口集流管出口集流管u1 Pressurizer 241 1 保证冷却剂循环保证冷却剂循环2 2 主泵飞轮主泵飞轮3 3 保证一定的自然循环流量保证一定的自然循环流量4 4 压力控制压力控制5 5 超压保护系统超压保护系统6 6 设有单独的停堆冷却系统设有单独的停堆冷却系统7 7 过虑净化等装置，控制冷却剂的化学成分过虑净化等装置，
7、控制冷却剂的化学成分8 8 足够充足的应急流量足够充足的应急流量9 9 尽可能的减少重水泄漏尽可能的减少重水泄漏 25主要结构材料位主要结构材料位 炭钢炭钢一次测：一次测：封头，管板和管束封头，管板和管束一次测一次测二次侧：壳体，汽水分离器，二次侧：壳体，汽水分离器，管束套筒，管板和管束二管束套筒，管板和管束二次侧，预热段隔板，管子次侧，预热段隔板，管子支承等，支承等，26 27单级、单吸入口、单级、单吸入口、双出口、立式离心双出口、立式离心泵泵 28慢化作用，失冷事故下的热阱作用慢化作用，失冷事故下的热阱作用 慢化剂系统原理流程图：慢化剂系统原理流程图：串连串连/并联并联大量的重水以及泄漏导
8、致高造价，防止重水泄漏的高密封性能设备也提高了造价。核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆，换料太频繁。中国制造的大型蒸汽发生器中国制造的大型蒸汽发生器乏燃料中易裂变同位素的含量天然铀天然铀0.71%U-235CANDU乏燃料乏燃料0.27%U-2350.35%Pu-239低浓缩低浓缩3.5%U-235PWR乏燃料乏燃料0.9%U-2350.6%Pu-239CANDUPWRCANDUCANDU乏燃料中易裂变同位素的含量比乏燃料中易裂变同位素的含量比PWRPWR乏燃料要低得多！乏燃料要低得多！3.25%,33 MWd/kgq 反应性控制装置处于低温低压的慢化反应性控制装置处于低温低压的慢化剂环境，控制棒
9、靠重力下落和弹簧加剂环境，控制棒靠重力下落和弹簧加速，而控制毒物靠压缩气体注入。速，而控制毒物靠压缩气体注入。q 不停堆换料使过剩反应性可以维持在不停堆换料使过剩反应性可以维持在很低的水平。很低的水平。q 因为中子的寿命较长扰动引起的反应因为中子的寿命较长扰动引起的反应堆功率变化速度较慢。堆功率变化速度较慢。q 平衡堆芯通量和功率分布几乎长期定平衡堆芯通量和功率分布几乎长期定常不变。常不变。q 破损燃料束可以及时移出堆芯。破损燃料束可以及时移出堆芯。安全壳厂房安全壳厂房 管内冷却剂管内冷却剂自然循环排自然循环排热可能热可能1排管外有排管外有低温低压低温低压重水慢化剂重水慢化剂2排管容器外有排管
10、容器外有低温低压低温低压屏蔽水屏蔽水3屏蔽水箱屏蔽水箱排排管管容容器器 39 40Compared with data in Tab.6.2 41 ACRACR和和PWRPWR比较比较 相同点相同点不同点不同点ACRPWRACRPWR轻水作为冷却剂压力管压力容器遵循安全原理，贯彻安全意识重水慢化剂轻水慢化剂退役过程稍加浓铀（2%）浓缩铀（4%）蒸汽发生器简单的短燃料棒长燃料棒乏燃料存贮方式中子吸收率低中子吸收率适中汽轮发电机和BOP不停堆换料停堆换料模块化建造技术常规/模块化建造技术 43 44 45 46 47 掌握掌握CANDUCANDU堆得特点堆得特点(与与PWRPWR比较比较)和优势，表和优势，表6-16-1 掌握掌握CANDUCANDU核燃料组件结构特点核燃料组件结构特点 了解了解CANDUCANDU堆的发展演变和堆的发展演变和ACRACR的技术特点的技术特点
