重水堆

压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。(1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。注：图为重水压力管安装相关链接：核电发展总趋势　中国正在加大能源结构调整力度。积极发展核电、风电、水电等清洁优质能源已刻不容缓。中国能源结构仍以煤炭为主体，清洁优质能源的比重偏低。中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30%），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20%），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10%）。中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。

重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。（1） 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。

热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。目前，已经实用化的热中子反应堆有轻水堆和重水堆。现在使用的多为轻水堆。在轻水堆中，水被兼作减速（和石墨一样起控制反应速度的作用）和冷却用。轻水堆又可分压水型和沸腾水型的，现大多数核电站用的都是压水型的。压水堆最初被用来作核潜艇的动力。它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分：一次系统的冷却水保持在约160个大气压这样的高压，所以加热到约325℃仍可保持为液体状态。为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼用以调整核反应的速度。一次冷却水直接同核裂变部分接触，将它产生的热量带走，经由蒸汽发生器进行热交换，使二次冷却水被加热到沸腾。二次冷却水在60个大气压下被加热到275℃，成为蒸汽用来驱动发电用的汽轮机。压水堆是利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀-235作为核燃料。铀-235是铀的一种放射性同位素，也是自然界中惟一存在的裂变核燃料，裂变中产生的中子，或被燃料棒中的铀-238所吸收，或使铀-235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。如果中子运动速度过快，则使铀-235发生裂变的机会变小了，所以要用（轻水或重水）和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀-235发生裂变，减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它送到外部，需要使用冷却材料（通常也用水）。同时，把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连锁反应，铀的裂变便可连续进行下去。这种速度变慢的中子被称为热中子，利用热中子使铀-235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。热中子反应堆中的重水堆，因它所用的冷却剂是重水（D20）而得名，它与轻水堆核电站相比，具有以下五个特点：第一，因重水的慢化性能好，吸收中子少，能用天然铀作燃料，因而，发展重水堆核电站，不需要建立造价昂贵的铀同位素分离厂或浓缩铀厂。第二，重水堆转换率比较高，约为80％，可以更有效地利用天然铀。第三，重水堆的燃料烧得较透，铀-235含量低于通常的尾料浓度，约为0.25％，可以把它们暂时储存起来，等到快堆需要时再提取其中的钚，而不必急于进行处理，这就使燃料循环大为简化，从而使费用降低。第四，在各种热中子堆中，重水堆所需天然铀量很少，同时，使所需的初装料和年需换料量也最小。第五，重水堆对燃料的适应性很好，既能用天然铀或浓缩铀作燃料，又可以用铀-233、铀-235或钚-239以及它们的任何组合作裂变材料，并从一种燃料循环改变为另一种循环也很容易。再者，重水堆中生成的钚，一部分在堆内参加裂变放出能量，另一部分则包含在燃料中，其净产钚量要比轻水堆多1.4～1.8倍。这样，发展重水堆电站，可为发展快中子增殖反应堆电站积累更多的钚。

　　采用天然铀作为核燃料　　用重水作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。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

热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。目前，已经实用化的热中子反应堆有轻水堆和重水堆。现在使用的多为轻水堆。在轻水堆中，水被兼作减速（和石墨一样起控制反应速度的作用）和冷却用。轻水堆又可分压水型和沸腾水型的，现大多数核电站用的都是压水型的。压水堆最初被用来作核潜艇的动力。它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分：一次系统的冷却水保持在约160个大气压这样的高压，所以加热到约325℃仍可保持为液体状态。为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼用以调整核反应的速度。一次冷却水直接同核裂变部分接触，将它产生的热量带走，经由蒸汽发生器进行热交换，使二次冷却水被加热到沸腾。二次冷却水在60个大气压下被加热到275℃，成为蒸汽用来驱动发电用的汽轮机。压水堆是利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀-235作为核燃料。铀-235是铀的一种放射性同位素，也是自然界中惟一存在的裂变核燃料，裂变中产生的中子，或被燃料棒中的铀-238所吸收，或使铀-235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。如果中子运动速度过快，则使铀-235发生裂变的机会变小了，所以要用（轻水或重水）和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀-235发生裂变，减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它送到外部，需要使用冷却材料（通常也用水）。同时，把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连锁反应，铀的裂变便可连续进行下去。这种速度变慢的中子被称为热中子，利用热中子使铀-235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。热中子反应堆中的重水堆，因它所用的冷却剂是重水（D20）而得名，它与轻水堆核电站相比，具有以下五个特点：第一，因重水的慢化性能好，吸收中子少，能用天然铀作燃料，因而，发展重水堆核电站，不需要建立造价昂贵的铀同位素分离厂或浓缩铀厂。第二，重水堆转换率比较高，约为80％，可以更有效地利用天然铀。第三，重水堆的燃料烧得较透，铀-235含量低于通常的尾料浓度，约为0.25％，可以把它们暂时储存起来，等到快堆需要时再提取其中的钚，而不必急于进行处理，这就使燃料循环大为简化，从而使费用降低。第四，在各种热中子堆中，重水堆所需天然铀量很少，同时，使所需的初装料和年需换料量也最小。第五，重水堆对燃料的适应性很好，既能用天然铀或浓缩铀作燃料，又可以用铀-233、铀-235或钚-239以及它们的任何组合作裂变材料，并从一种燃料循环改变为另一种循环也很容易。再者，重水堆中生成的钚，一部分在堆内参加裂变放出能量，另一部分则包含在燃料中，其净产钚量要比轻水堆多1.4～1.8倍。这样，发展重水堆电站，可为发展快中子增殖反应堆电站积累更多的钚。

热中子反应堆中的重水堆，因它所用的冷却剂是重水(D20)而得名，它与轻水堆核电站相比，具有以下五个特点：第一，因重水的慢化性能好，吸收中子少，能用天然铀作燃料，因而，发展重水堆核电站，不需要建立造价昂贵的铀同位素分离厂或浓缩铀厂。第二，重水堆转换率比较高，约为80％，可以更有效地利用天然铀。第三，重水堆的燃料烧得较透，铀-235含量低于通常的尾料浓度，约为0.25％，可以把它们暂时储存起来，等到快堆需要时再提取其中的钚，而不必急于进行处理，这就使燃料循环大为简化，从而使费用降低。第四，在各种热中子堆中，重水堆所需天然铀量很少，同时，使所需的初装料和年需换料量也最小。第五，重水堆对燃料的适应性很好，既能用天然铀或浓缩铀作燃料，又可以用铀-233、铀-235或钚-239以及它们的任何组合作裂变材料，并从一种燃料循环改变为另一种循环也很容易。再者，重水堆中生成的钚，一部分在堆内参加裂变放出能量，另一部分则包含在燃料中，其净产钚量要比轻水堆多1.4～1.8倍。这样，发展重水堆电站，可为发展快中子增殖反应堆电站积累更多的钚。

热中子反应堆是一种进行核裂变的反应堆。目前，已经实用化的热中子反应堆有轻水堆和重水堆。现在使用的多为轻水堆。在轻水堆中，水被兼作减速(和石墨一样起控制反应速度的作用)和冷却用。轻水堆又可分压水型和沸腾水型的，现大多数核电站用的都是压水型的。压水堆最初被用来作核潜艇的动力。它的冷却水分为一次系统和二次系统两部分：一次系统的冷却水保持在约160个大气压这样的高压，所以加热到约325℃仍可保持为液体状态。为了吸收核裂变中的中子，水中加入一点硼用以调整核反应的速度。一次冷却水直接同核裂变部分接触，将它产生的热量带走，经由蒸汽发生器进行热交换，使二次冷却水被加热到沸腾。二次冷却水在60个大气压下被加热到275℃，成为蒸汽用来驱动发电用的汽轮机。压水堆是利用浓缩铀工厂提供的低浓度铀-235作为核燃料。铀-235是铀的一种放射性同位素，也是自然界中惟一存在的裂变核燃料，裂变中产生的中子，或被燃料棒中的铀-238所吸收，或使铀-235发生裂变，或逸出于燃料棒之外。如果中子运动速度过快，则使铀-235发生裂变的机会变小了，所以要用(轻水或重水)和石墨作为减速材料，放在燃料棒四周，使中子速度减慢以有助于使铀-235发生裂变，减速后的中子能量最后都变为热能，为了把它送到外部，需要使用冷却材料(通常也用水)。同时，把含有硼等吸收中子物质的控制棒放在堆芯中，当它插入燃料中时，产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去。当控制棒拔起来时，中子数目加多，通过连锁反应，铀的裂变便可连续进行下去。这种速度变慢的中子被称为热中子，利用热中子使铀-235裂变的核反应堆，称为热中子反应堆。热中子反应堆中的重水堆，因它所用的冷却剂是重水(D20)而得名，它与轻水堆核电站相比，具有以下五个特点：第一，因重水的慢化性能好，吸收中子少，能用天然铀作燃料，因而，发展重水堆核电站，不需要建立造价昂贵的铀同位素分离厂或浓缩铀厂。第二，重水堆转换率比较高，约为80％，可以更有效地利用天然铀。第三，重水堆的燃料烧得较透，铀-235含量低于通常的尾料浓度，约为0.25％，可以把它们暂时储存起来，等到快堆需要时再提取其中的钚，而不必急于进行处理，这就使燃料循环大为简化，从而使费用降低。第四，在各种热中子堆中，重水堆所需天然铀量很少，同时，使所需的初装料和年需换料量也最小。第五，重水堆对燃料的适应性很好，既能用天然铀或浓缩铀作燃料，又可以用铀-233、铀-235或钚-239以及它们的任何组合作裂变材料，并从一种燃料循环改变为另一种循环也很容易。再者，重水堆中生成的钚，一部分在堆内参加裂变放出能量，另一部分则包含在燃料中，其净产钚量要比轻水堆多1.4～1.8倍。这样，发展重水堆电站，可为发展快中子增殖反应堆电站积累更多的钚。

重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 压水堆使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。 沸水堆又叫轻水堆，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

既没有朋友解决楼主的疑难，小弟只好自动请缨一下，看看能否解决楼主的疑惑。 其实所谓轻水堆和重水堆，只是核反应器内的中子减速剂（又称缓和剂moderating material）分别使用轻水和重水。 ＊　＊　＊ 什么是重水： 重水(或称氘化水，化学式D2O或者2H2O)是水的一种，它的质量比一般水要重。普通的水(H2O)是由两个只有质子的氢原子和一个氧16原子所组成，但在重水分子内的两个氢同位素，比一般氢原子有各多一个中子，因此造成重水分子的质量比一般水要重。在自然界中，重水的含量很少。 由于普通水和重水都是由相同数量的氢和氧原子组成，两者的化学反应皆会接近相同。但在物理上，重水的溶点和沸点比普通水稍高，在一个大气压力下，重水的溶点是摄氏3.82度，沸点是摄氏101.4度。 密度方面，在摄氏20度和一个大气压力的环境下，重水的密度是1.105g/cm3。由于重水比普通水不容易被电解为氢和氧，以及与普通水相比，其含量稀少的关系，人们便以电解的方式来提炼纯度更高的重水。因此，重水的价格也比较昂贵。 有另一种重水称为半重水，HDO，它只有一个氢原子是多一个中子的重氢。一般的半重水都并不纯正，通常是50%HDO，25%的H2O 及 25%的D2O。 ＊　＊　＊ 缓和剂moderating material 缓和剂可以通过和中子之间的碰撞，把中子的速度减慢至和周遭环境份子的平均动能差不多．这种速度的中子，被铀－235的核子捕捉而发生核裂变的机会会增大，而被铀－238发生核裂变的机会则会减少。用使用缓助剂都称为慢孳生反应器（Thermal (slow) reactors ）由于自然界铀－238的成份远比铀－235多，因此现在的反应器设计都是慢孳生反应器。 轻水和重水都可以当缓和剂。除此以外，石墨也是缓和剂之一。 ＊　＊　＊ 轻水式反应器LWR，Light-Wter Reactor 进入正题，轻水式反应器就是以轻水当缓和剂．透过中子和水份子当中的氢原子碰撞而减低它的速度．可是轻水份子会吸收部分的中子，因此轻水式反应堆必须使用浓缩铀，而不能使用普通铀，否则将不能达到临界质量（Critical Mass －既不能产生连锁核裂反应）。 轻水式反应器又被称为西方式(Western Style)反应器；现有大部份的商业运转核能反应炉均为此型式。又分为两类： * 沸水式(Boiling Water Reactor) * 压水式(Pressurized Water Reactor) ＊　＊　＊ 重水式反应器HWR，Heavy-Water Reactor 重水式反应器使用重水当缓和剂。重水反应堆不单可以使用普通铀，而且会把铀－238转化成为可制作核弹的钚。印度、巴基斯坦、以色列、北韩都是以这样方法制造核燃料。因此为了防止核子武器扩散，重水的生产和出售在很多国家都受到限制。 重水反应器又分「重水气冷式﹝HWGCR﹞」即气体冷却，「沸腾轻水式﹝HWLWR﹞」即重水缓和，一般水冷却及「加压重水式﹝PHWR﹞」 希望以上资料可以对楼主有帮助。 参考网址： ihouseedcity/~hm1203/eco-activities/energy-n-reactor zhidao.baidu/question/137462?si=2 en. *** /wiki/Nuclear_power_plant（翻译） en. *** /wiki/Nuclear_reactor（翻译） 2007-03-31 17:07:39 补充： 补充1: 其实生产浓缩铀和重水都各有困难和重大的成本重水生产: 半重水可以透过电解及蒸馏，或以化学方法从普通水中提炼出来。可以使用化学方法，是因为氢及普通氢原子由于质量稍为不同，所以化学反应的速度有异。当水中的半重水到了相当的浓度，重水便会因为水份子之间交换氢原子而慢慢出现。要从半重水再提炼纯正的重水亦可使用电解、蒸馏及化学方法。但是电解及蒸馏所需要的能量会非常巨大，因此一般这一步只会使用化学方法。 2007-03-31 17:14:56 补充： (用Girdler sulfide process，太复杂，有兴趣可去此WEBSITE看，只有英文版： en. *** /wiki/Girdler_sulfide_process）加拿大的重水式核发电站附设重水生产系统，提炼一吨的重水需要340 000吨普通的水。而那设备一年可提炼700吨重水。浓缩铀提炼：生产浓缩铀的技术相当复杂，工厂规模也非常庞大，生产成本很高，各国有关浓缩铀的生产和技术问题均极为保密，到目前为止，国外的工业规模生产浓缩铀都采用气体扩散法，离心法正在向工业生产过渡，有的国家已确定采用这种方法。 2007-03-31 17:19:56 补充： 补充2：成本考虑重水的成本贵在生产之上，因提炼的收成率太低，设备反而不是那么昂贵。浓缩铀成本在设备之上，生产成本反而不是大问题。有些国家只有轻水式反应堆而没有提炼浓缩铀设备，就会受制于外来的供应，另外重水式反应堆可以生产核弹原料。所以很多发展中国家趋之若慕。补充3：加拿大的重水式反应堆不知为何楼主说加拿大主要使用重水式核电厂，其实她两者也有用。最主要的重水式核电厂是Bruce 核能发电厂 (Tiverton 安大略)。此核电厂使用重水模式主要是地理位置的考虑，因为她正在五大湖的旁边，可以顺道研究改良重水的提炼。希望以上补充有用啦。（如此难的问题，5分真是太少了） 参考: 希望如果不幸这只是唯一的答案，楼主觉得值得亲自选取．．．．吧．

热中子反应堆中的重水堆，因它所用的冷却剂是重水(D20)而得名，它与轻水堆核电站相比，具有以下五个特点：第一，因重水的慢化性能好，吸收中子少，能用天然铀作燃料，因而，发展重水堆核电站，不需要建立造价昂贵的铀同位素分离厂或浓缩铀厂。第二，重水堆转换率比较高，约为80%，可以更有效地利用天然铀。第三，重水堆的燃料烧得较透，铀-235含量低于通常的尾料浓度，约为0.25%，可以把它们暂时储存起来，等到快堆需要时再提取其中的钚，而不必急于进行处理，这就使燃料循环大为简化，从而使费用降低。第四，在各种热中子堆中，重水堆所需天然铀量很少，同时，使所需的初装料和年需换料量也最小。第五，重水堆对燃料的适应性很好，既能用天然铀或浓缩铀作燃料，又可以用铀-233、铀-235或钚-239以及它们的任何组合作裂变材料，并从一种燃料循环改变为另一种循环也很容易。再者，重水堆中生成的钚，一部分在堆内参加裂变放出能量，另一部分则包含在燃料中，其净产钚量要比轻水堆多1.4～1.8倍。这样，发展重水堆电站，可为发展快中子增殖反应堆电站积累更多的钚。