重水反应堆

慢化剂

用重水即氧化氘作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。

概念

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。

组成

核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。

1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。

反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。

燃料

反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在天然铀中的含量仅有0.711%，另外两种同位素U-238和U-234各占99.238%和0.0058%，后两种均不易裂变。

另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。

用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。

燃料包壳

为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。

安全棒

为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，又称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉合金等。冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。

慢化剂

由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。

反射层

反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。

屏蔽系统

反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。

监测系统

该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。

结构分类

反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。

按用途分有：

（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；

（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；

（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见下表。

实验型反应堆

是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。

罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。

重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。

此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。

生产堆

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。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。

动力反应堆

世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。

压水堆

采用低浓（铀-235浓度约为3%）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是目前世界上最为成熟的堆型。

沸水堆

采用低浓（铀-235浓度约为3%）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。

重水堆

重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。

石墨气冷堆

以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。

快中子堆

采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。

轻水反应堆

用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。

水是使核反应堆中产生的中子减速的最好材料之一。用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆，如今反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。

副产物

重水反应堆产生的副产物(如钚、氚等)比轻水反应堆产生的更多，这些副产物可以用于制造如裂变式原子弹、聚变式原子弹、中子弹以及初级热核武器。

优势

虽然普通的轻水在一些反应堆(如轻水反应堆)中也可以作为中子慢化剂，但由于轻水能吸收中子使反应堆中中子浓度降低，所以轻水反应堆中的核燃料需要更高程度地浓缩以达到临界质量，才能为持续反应提供保证。所以相对于轻水反应堆，重水反应堆对核燃料中有效放射性同位素浓度要求极低，可省去绝大部分提纯中使用的同位素分离工序，且其乏燃料不必进行后处理。

危害

重水反应堆的一些反对者认为正因为这类反应堆可用低浓缩铀甚至未浓缩铀作为核燃料，所以建立基于这类反应堆的核电站会增加核扩散的风险：当某个国家掌握重水反应堆技术后，其只需天然铀就可以运行核电站，并通过核反应产生可用于制造核武器的危险放射性副产物，因此，这些国家便可绕过国际机构对浓缩铀的监管而发展核武器。

印度曾从一个称为“CIRUS”的研究用重水反应堆提取出钚元素，并用于其首次核试验(“笑佛核试验”)。

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