重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。
重水堆虽然都用重水作慢化剂，但在它几十年的发展中，已派生出不少次级的类型。按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时，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。立式时，压力管是垂直的，可采用加压重水、沸腾轻水、气体或有机物冷却；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。 在这些不同类型的重水堆中，加拿大发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式、压力管式重水堆现在已经成熟。这种堆目前在核电站中比例不大，但有一些突出的特点。
重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几毫米、长约500毫米的锆合金包壳管内，构成棒状元件。由19到43根数目不等的燃料元件棒组成长约500毫米、外径为100毫米左右的燃料棒束组件。图1.2.11表示压力管卧式重水堆的燃料棒束组件结构。反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。重水堆压力管水平放置，管内有12束燃料组件，构成水平方向尺度达6米的活性区。作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。象压水堆一样，
为了防止重水过热沸腾，必须使压力管内的重水保持较高的压力。压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为排管容器）内。为了防止热量从冷却剂重水传出到慢化剂重水中，在压力管外设置一条同心的管子，称为排管，压力管与外套的排管之间充入气体作为绝热层，以保持压力管内冷却剂的高温，避免热量散失；同时保持慢化剂处于要求的低温低压状态。同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力。总长可达8、9米的排管两端有法兰固定，与排管容器的壳体联成一体。图1.2.12为压力管式天然铀重水堆原理图。 控制棒插入排管容器内排管之间，在这种低温低压重水慢化剂内，可上下方向或左右方向运动。所以和在高温高压水内运动的压水堆控制棒相比，更加安全可靠。
这种压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料。每次换料时，将8束新组件从压力管的－端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。
加拿大设计建造的CANDU堆是压力管卧式重水堆的典型代表。54万千瓦的皮克灵核电站，有 390根压力管，压力管内总共放了4680束燃料组件。每个燃料棒束内有37根燃料元件棒，因此这些燃料组件共由大约17万根燃料元件棒组成。压力管内冷却燃料组件用的高压重水，压力为100个大气压，温度300°C。外套排管与重水排管容器是焊在－起的，重水慢化剂不加压，温度约70°C。裂变产生的中子在压力管内得不到充分慢化，主要在排管外慢化。将慢化剂保持低温，除了可以避免高压，还可以减少铀－238对中子的共振吸收，有利于实现链式反应。图1.2.13为加拿大设计的压力管卧式重水堆结构示意图。
重水堆核电站动力循环系统与压水堆核电站相似。一回路系统如图1.2.14所示，分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆的左侧，另一个设在反应堆的右侧，对称布置。每一个循环回路由2-6个蒸汽发生器和2-8台循环泵组成。每个循环回路带走反应堆一半的热量。一回路中的重水冷却剂在重水循环泵的唧送下由左边循环回路流入左边压力管进口，在堆芯内冷却元件。重水被加热升温后从反应堆右边流出，进入右侧循环回路。在右边循环回路蒸汽发生器中将热量传递给二回路的水。而从蒸汽发生器出口，重水又由右边循环回路重水泵唧送进入右边压力管，在堆芯内被加热，然后从堆左边出去，进入左边循环回路的蒸汽发生器中，再由左侧重水循环泵送入堆芯。如此循环往复将核裂变热能带至蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送蒸汽轮机做工，带动发电机发电。
重水堆核电站与轻水堆核电站相比较，有以下几点主要差别，这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的：
1. 中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料 我们知道，重水和天然水（也就是轻水）的热物理性能差不多，因此作为冷却剂时，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。在目前常用的慢化剂中，重水的慢化能力仅次于轻水，可是重水最大优点是它的吸收热中子的几率比轻水要低两百多倍，使得重水的“慢化比”远高于其他慢化剂。由于重水吸收热中子的几率小，所以中子经济性好。以重水慢化的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料。从而使得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀厂。
2. 中子经济性好，比轻水堆更节约天然铀 由于重水吸收的中子少，所以重水慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使铀－238转变为钚－239，使得重水堆不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆节约天然铀20％。
3. 可以不停堆更换核燃料 重水堆由于使用天然铀，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。经常为此而停堆，对于要求连续发电的核电站是不
能容忍的。这就使不停堆装卸核燃料显得尤为必要。压力管卧式重水堆的设计,使不停堆换料得以实现。
4. 重水堆的功率密度低 重水堆虽然由于重水吸收中子少带来了上述优点，但由于重水的慢化能力比轻水低得多，又给它带来了不少缺点。由于重水慢化能力比轻水低，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等原因，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。
5. 重水费用占基建投资比重大 二十吨天然水中含有三公斤重水。虽然从天然水中提取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易，但是由于天然水中重水含量太低，所以重水仍然是一种相当昂贵的材料。由于重水用量大，所以重水的费用约占重水堆基建投资的六分之一以上。
重水堆和轻水堆除了上述主要差别外，还会派生出一系列其它的区别。我们知道，物质的质量乘比热，是该物质升高一度吸收的热量，称为热容。轻水与重水比热差不多。但重水堆内重水装载量大，所以总的热容量也大。重水堆的燃料元件，是安装在几百根互相分离的压力管内。压力管破裂前有少量泄漏，容易发现和处理。而且当压力管破裂造成失水事
故时，事故只局限在个别压力管内。由于冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂仍留在堆内，因而失水事故时燃料元件的剩余发热，容易被堆内大量的重水慢化剂吸收。而轻水堆压力边界的任何一处发生泄漏，造成的后果都涉及整个堆芯。由于轻水堆热容量小，所以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大的升高，因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重。
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：轻水堆的优点正好对应重水堆的缺点，重水堆的优点正好对应轻水堆的缺点。正是由于这个原因，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。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。在新开辟的核动方市场上，重水堆往往成为轻水堆的主要竞争对手。
由于重水堆比轻水堆更能充分利用天然铀资源，又不需要依赖浓缩铀厂和后处理厂，所以印度、巴基斯坦、阿根廷、罗马尼亚等国家已先后引进加拿大的重水堆。我国的秦山核电站第三期工程也从加拿大引进了两个重水堆核电机组，反映加拿大的这种重水堆核电站技
术已经相当成熟。核工业界人士认为，如果铀资源的价格上涨，重水堆核电站在核动力市场上的竞争地位将会得到加强。
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