轻水与重水是什么?

light water reactor (LWR) 以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。据统计，1992年运行的413座核电站中，轻水堆核电站约占64．15％，装机容量约占80％，加上正在建设和已经订货的轻水堆核电站将占80％，装机容量将占90％。

轻水反应堆是和平利用核能的一种方式

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。

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。

重水与普通水看起来十分相像，是无臭无味的液体，它们的化学性质也一样，不过某些物理性质却不相同。普通水的密度为1克／厘米3，而重水的密度为1056克／厘米3；普通水的沸点为100℃，重水的沸点为10142℃；普通水的冰点为0℃，重水的冰点为 38℃。此外，稿吵普通水能够滋养生命，培育万物，而重水则不能使种子发芽。人和动物若是喝了重水，还会引起死亡。不过，重水的特殊价值体现在原子能技术应用中。制造威力巨大的核武器，就需要重水来作为原子核裂变反应中的减速剂，作中子的减速剂，也可作为制重氢的材料，普通水中含量约为002％（质量分数）。

重水和普通水一样，也是由氢和氧化合而成的液体化合物，不过，重水分子和普通水分子的氢原子有所不同。我们知道，氢有3种同位素。一种是氕，它只含有一个质子。它和一个氧原子化合可以生成普通的水分子。另一种是重氢 ———氘。它含有一个质子和一个中子。它和一个氧原子化合后可以生成重水分子手敬烂。还有一种是超重氢———氚。它含有两个中子和一个质子。

重水可以通过多种方法生产。最初的方法是用电解法，因为重水无法电解，这样可以从普通水中把它分离出来。还有一种简单方法是利用重水沸点高于普通水通过反复蒸馏得到。后来又发展了一些其他较佳的方法。

然而只有两种方法已证明具有商业意义：水——硫化氢交换法(GS法)和氨——氢交换法。

GS法是基于在一系列塔内(通过顶部冷和底部热的方式操作)水和硫化氢之间氢与氘交换的一种方法。在此过程中，水向塔底流动，而硫化氢气体从塔底向塔顶循环。使用一系列多孔塔板促进硫化氢气体和水之间的混合。在低温下氘向水中迁移，而在高温下氘向硫化氢中迁移。氘被浓缩了的硫化氢气体或水从第一级塔的热段和冷段的接合处排出，并且在下一级塔中重复这一过程。最后一级的产品(氘浓缩至高达30%的水)送入一个蒸镏单元以制备反应堆级的重水（即99．75％的氧化氘）。

氨——氢交换法可以在催化剂存在下通过同液态氨的接触从合成气中提取氘。合成气被送进交换塔，而后送至氨转换器。在交换塔内气体从毕漏塔底向塔顶流动，而液氨从塔顶向塔底流动。氘从合成气的氢中洗涤下来并在液氨中浓集。液氨然后流入塔底部的氨裂化器，而气体流入塔顶部的氨转换器。在以后的各级中得到进一步浓缩，最后通过蒸馏生产出反应堆级重水。合成气进料可由氨厂提供，而这个氨厂也可以结合氨——氢交换法重水厂一起建造。氨——氢交换法也可以用普通水作为氘的供料源。

利用GS法或氨——氢交换法生产重水的工厂所用的许多关键设备项目是与化学工业和石油工业的若干生产工序所用设备相同的。对于利用GS法的小厂来说尤其如此。然而，这种设备项目很少有“现货”供应。GS法和氨——氢交换法要求在高压下处理大量易燃、有腐蚀性和有毒的流体。因此，在制定使用这些方法的工厂和设备所用的设计和运行标准时，要求认真注意材料的选择和材料的规格，以保证在长期服务中有高度的安全性和可靠性。规模的选择主要取决于经济性和需要。因而，大多数设备项目将按照用户的要求制造。

最后，应该指出，对GS法和氨——氢交换法而言，那些单独地看并非专门设计或制造用于重水生产的设备项目可以组装成专门设计或制造用于生产重水的系统。氨——氢交换法所用的催化剂生产系统和在上述两方法中将重水最终加浓至反应堆级所用的水蒸馏系统就是此类系统的实例。

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。

因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。

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。

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一、核电产生及利用现状

1951年美国首次在爱达荷国家反应堆试验中心进行了核反应堆发电的尝试，发出了100千瓦的核能电力，为人类和平利用核能迈出了第一步．此后不久，1954年6月，原苏联在莫斯科近郊粤布宁斯克建成了世界上第一座向工业电网送电的核电站，但功率只有5000kW．1961年7月，美国建成了第一座商用核电站——杨基核电站．该核电站功率近300MW，发电成本降至92美厘／度，显示出核电站强大生命力．今天，一些经济发达的国家．由于经济的高速发展与能源洪应的矛盾日趋突出，同时，传统的能源工业造成的环境污染及温室效应严重威胁人类生存环境，因此，不仅缺乏常规能源的国家如法国、日本、意大利等发展核电站，而且常规能源煤、石油、水电等非常丰富的国家如美国、加拿大等也在大力发展核电站．截止1995年全世界运转的核电站总数达438座．其中美国运转的核电站总数达109座，核发电早巧量创下6730亿千瓦小时的最高记录，在美国电力生产中核电比例达22．5%．法国核发电量比前年增长49%，达3580亿千瓦小时，运行中的56座核电站发电量占全国总发电量76%，而且去年出口核电达700亿千瓦小时．核电已成为法国第六大出口产品．日本，由于其常规能源资源短缺，对核电的开发大为重视，目前运转中的51座核电站，供应全国28%的电力总需求，而且日本有关部门计划到2000年将核电量提高33%．

二、核电的优越性

核电迅速发展，是由核电自身的优越性决定的．

核电是浓集、清洁、安全和经济的能源．首先，核能是高度浓集的能源，核电站可建立在最需要用电的地方，不受燃料运输的限制．l公斤铀裂变产生的热量相当于1公斤标准煤燃烧后产生热量的270万倍．因此，核电站特别适合于缺乏常规能源而又急需用电的地区，如我国的东南、华南地区．核能是后备储量最丰富的能源，铀在地球上的储量相当丰富，等于有机燃料储量的20倍．

核能是清洁的能源，有利于保护环境目前，世界上80%的电力来自烧煤或烧油的火力发电站，燃烧后的烟气排放到大气中严重污染环境．相同规模的火电站释放出的放射性比核电站大几倍．煤燃烧后排放的一氧化碳、二氧化碳、硫化氢和苯并芘，容易形成酸性雨，使土壤酸化，水源酸度上升，对植物及水产资源造成有害影响，破坏生态平衡，苯并芘还是一种强致癌物质．一个成年人每天要呼吸约14公斤的空气，火电站污染造成的死亡几率是相同规模核电站的400倍．同时大气中二氧化碳浓度增加还导致大气层的“温室效应”．另外，煤和石油又是重要的化工原料，大量烧掉十分不利于化学工业的发展，是十分可惜的浪费．

核能又是安全的能源经过几十年的发展和完善，核电站已成为最安全的部门之一．我国核工业30多年的安全记录就是良好的佐证．一座反应堆运行一年称为一堆年，三里岛事故之前，全世界商用核电站已运行了1400堆年．三里岛事故后到1986年又安全运行2000堆年以上．三里岛事故是鉴于设计、管理、操作与设备的缺陷交织在一起而造成的十分罕见的事故，只要其中任何一个环节的问题得到排除，就不可能出现这样的后果．事故后果也没有舆论宣传的那样严重，事故中主要安全系统全都自动投入，有专家认为这从反面证实了核电站的安全性．1986年4月苏联切尔诺贝利核电站又出现了重大事故，专家们认为原苏联核电站特别是早期的，安全设施岩睁睁较差，没有安全壳．而事故的直接原因是由于在进行某一试验时违反操作规程，导致信号指示和控制系统没有起作用．如今国际原子能机构和各国的国家安全部门都建立了一系列的安全法规和准则，对核电站的安全进行了严格的管理．

特别指出的是，我国1989年11月建成的由清华大学核研院设计的5兆瓦低温核供热反应堆，是世界上第一座投入运行的核供热堆，也是世界上第一堆采用新型水力驱动燃料控制棒系统的核反应堆．这种反应堆设计有压力壳和安全壳．具有双重安全屏障、安全可靠，已运行5个冬季，未发现任何事故．据监测，5兆瓦低温堆向大气中排放出的放射性物质所造成的危害，只相当于吸一支香烟所造成的危害的1／400，放射性污染是极其微小的．

核能也是经济的能源．世界上已运行核电站的经验证明，尽管它的造价比火电站高30—50%，但由粗岁于燃料费和运输费较低，它的发电成本仍比火电约低30%，而且随着核电站的技术不断完善和提高，成本还将继续降低日本能源经济研究所预测，至2010年日本的核电成本为89日元／千瓦小时，而煤电和油电成本分别为1045日元／千瓦小时和1306日元／千瓦小时因此，有专家们预计，在未来的城市集中供热工程中，逐步采用低温核供热技术是必然趋势。

三、核反应堆与核电站

能维持可控自持核裂变链式反应的装置称为核反应堆．

原子能工业是在第二次世界大战期间发展起来的．当时全力制造核武器以满足军事需要．50年代以来，原子能用于和平事业有了飞速发展，所以核反应堆类型和数量增多．按照核反应堆的用途分类，大体可分为下列几类：

(1)生产堆．主要用于生产易裂变材料和其他材料，或用于工业规模的辐照，称为生产堆．50年代建成的第一批石墨水冷堆和天然重水堆，都是生产军用239Pu，也就是使天然铀中大量的238U在堆内吸收中子转化成239Pu．239Pu是一种易裂变物质，可用作核武器原料，此外，还可把Li放在堆内受中子辐照而产生氚（H），氚是氢弹的重要原料．

(2)试验堆．主要是为取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的堆物理或堆工程数据而运行的反应堆．例如用于核物理、放射化学、生物、医学研究和放射性同位素生产等，也可以用于反应堆元件、结构材料考验以及各种新型反应堆自身的静、动态特性研究等等．

(3)用于生产动力（发电、推进、供热）的反应堆称为动力堆，如核电站、核供热、核潜艇等所用的反应堆就是这种类型．目前常用的动力堆型分为四大类：

a．石墨气冷堆——包括最早的镁诺克斯堆，改进型气冷堆及高温气冷堆．该反应堆是以石墨为慢化剂，气体作冷却剂的堆型．镁诺克斯（Magnox）堆以天然铀为燃料，燃料包壳是镁诺克斯镁合金，用二氧化碳冷却．镁诺克斯进一步发展为高温气冷堆（HTGR）．它以氦为冷却剂避免了CO2对石墨的腐蚀作用，取消了用金属材料制成的燃料包壳，其燃料是碳化钠及碳化针混合物的颗粒（100—400μm），燃料颗粒弥散在石墨中，制成燃料元件，装入石墨砌块的燃料孔道中．由于以上措施，大大提高了中子的经济利用及运行温度，致使高温气冷堆热效率提高40%以上．此外高温气冷堆燃料中的钍是增殖原料，它可使反应堆获得较高的转换比目前我国清华大学核研院对高温气冷堆的研究取得了一系列重大成果．

b．轻水堆 轻水堆有两种类型，一是沸水堆，一是压水堆．两者均用轻水作慢化剂兼冷却剂；用低富集度二氧化铀制成芯块，装入锆合金包壳中作燃料，沸水堆不需另设蒸汽发生器、但由于蒸汽带有一定的放射性，对汽轮机的厂房要屏蔽，同时对检修增加了困难．据统计，当今核电站的80%为压水堆．我国秦山一期和大亚湾核电站均属此类．“九五”期间秦山二期工程、广东核电站以及辽宁核电站也将采用压水堆．

c．重水堆 重水堆是以天然铀作燃料，以重水堆作慢化剂的堆型．它是加拿大重点发展的堆型，以坎都（CANQL）型为代表．由于它用数百根压力管代替整体的压力容器，压力管可以成批生产，易于保证质量，在扩大堆容量时只须多加压力管数，有利于标准化．压力管内，可以实现不停堆装卸料．这样可控制各燃料棒束达到均匀的燃耗深度，有利于充分利用燃料，减少停堆时间，提高反应堆的有效利用率．而且重水堆采用天然铀为燃料，无需设立浓缩铀工厂，对分离能力不足的国家，发展此种堆型特别有利．我国“九五”期间，秦山核电三期工程将引进加拿大的重水堆．重水堆所用重水价格昂贵，防止泄漏及回收泄漏出的重水是一个特别棘手的问题．

d．钢冷快堆钠冷快堆就是钠冷却快中子堆在核能发电问题上，必须考虑增殖问题，否则对核燃料资源的利用是极为不利的．增殖堆的采用，可以将核燃料资源矿大数百倍快堆是利用中子实现核裂变及增殖．而前述石墨气冷堆，轻水堆和重水堆，都是热中子堆．对每次裂变而言，快堆的中子产额高于热中子堆，且所有结构材料对快中子的吸收截面小于热中子的吸收截面这就是实现增殖的原因．

钠冷快堆用金属钠作冷却剂．钠在98℃时熔化；

883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂．

国际快堆的发展已有较长的历史，据报道，1995年8目29日，日本文殊28万千瓦快堆以5%的额定功率——l4万千瓦并入电网．我国开发快堆技术始于60年代中后期，已取得丰硕成果．1987年底已将快堆纳入“863”高技术研究计划，计划2015年建成并推广单推功率100—150兆瓦的模块式快堆电站到2025年建成和推广增殖性能的1000—1500兆瓦的大型快堆．

不同类型的核反应堆，相应的核电站的系统和设备有较大的差异．以压水堆为例，核电站是由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成．核反应堆是核电站动力装置的重要设备，同时，由于反应堆内进行的是裂变反应．因此它又是放射性的发源地．一回路系统由反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备所组成，它形成一个密闭的循环回路，将核裂变所释放的热量以水蒸汽形式带出．二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置，并在停机或事故情况下，保证核蒸汽系统的冷却．辅助系统的主要作用是保证反应堆和回路系统能正常运行，为一些重大事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施．

我国的原子能科学技术，虽然起步晚，但经过30多年的努力，已具有雄厚的基础．60年代以来，我国成功地爆炸了原子弹、氢弹和研制成核潜艇．至今，原子能开发利用技术已达到一定的水平，它为核电的建设打下了良好的基础1991年12月15日，我国自行设计的秦山核电站一期工程30万千瓦压水堆机组并网发电成功．1993年底，广东大亚湾核电站已经成功运行．1995年，秦山核电站发电22亿千瓦时，大亚湾核电站已超额完成了100亿千瓦时的发电任务，这样，我国在1995年核发电已达到122亿千瓦时

四、压水堆棒形核燃料元件

核反应堆堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源．堆芯由核燃料组件、控制棒组件等组成．现代压水反应堆的燃料是采用低浓铀（铀—235的浓缩度约为2一4%）作核燃料．

核燃料元件制造的第一大工艺过程是在比工车间里生产为满足一定性能要求的二氧化铀粉末．我国目前采用技术上较成熟的ADU（重铀酸铵）法制取二氧化铀粉末．主要过程是将六氟化铀汽化，经水解生产成氟化铀铣（UO2F2），在通有氨水的沉淀槽转化为ADU粉末．经氢气还原为二氧化铀第二大工艺过程是将二氧化铀粉末压制成粗块，经烧结、磨削成一定性能要求、一定尺寸和规格的圆柱形二氧化铀芯块．在经装配车间把二氧化铀芯块和长棒形空锆管装配成核燃料元件棒，并且棒内充入一定量的氦气，两端密封；然后，按一定的排列方式排列成正方形或六角形的栅阵，中间用几层弹簧夹型的定位格架将元件棒夹紧，上下两端固定骨架构件上下管座，构成棒束型的燃料元件．

我国具有核元件的自行设计和制造能力，1994年，我国核工业总公司国营八一二厂成功地从法国杰马公司引进了大型核燃料元件生产线秦山的首炉燃料、首炉换料和大亚湾核电站的首炉换料大部分由该厂生产．从它们运行的数据来看，国产元件质量是可靠的．

五、新科技及前景展望

人们对核电站使用的担心集中在核安全问题上，如：核燃料的放射性，运行中的核事故，以及核废料处理等1979美国的三里岛核事故与1986年原苏联切尔诺贝利事故导致一些人对核电的恐惧心理，给和平利用核能蒙上阴影，经专家事后分析，三里岛事故和切尔诺贝利事故都在很大程度上是人为因素造成的．核能技术发展至今，已进入成熟阶段，尤其采用快中子增殖反应堆，既可提高核电站的安全系数，又较少产生核废料，而且所产生核废料较容易处理此外，这种反应堆还可少量处置老式反应堆产生的核废料，在燃烧过程中销毁老式反应堆产生核废料中放射性的钚及锕系元素．有关专家认为．此种反应堆具有很高的运行可靠性和安全性，并是目前销毁部分核废料的最佳方法．目前，国际核能界正致力发展快中子增殖堆（简称快堆）．此种反应堆运行时，一方面消耗核燃料，产生热能而发电，另一方面产生新的核燃料钚，并且产出大于消耗、这样，天然铀的单位消耗降低到原来的1／5—1／10．并保持核能的经济性；同时最主要是依靠核燃料、冷却剂、放射性废物及核工艺的其他组份所固有的基本物理化学性能和规律来消除事故，这将是人类“第二个核时代”的主要内涵．

目前世界上尚有14个国家在修建38座核电站．这一事实表明，随着世界“能源危机”的加剧，生态环境的进一步恶化，利用清洁、安全的核能将是人类不可回避的课题

反应堆堆芯融化的后果怎样？

华龙一号设计寿命为60年。华凳中龙一号的反应堆采用177堆芯设计，堆芯换料周期为18个月，电厂可利用率高达90%以上。华龙一号创新采用了“能动和非能动”相结合的安全系统及双层安全壳等技术，在安全性上满足国际最高安全标准要求。

华龙一号在能动安全的基础上采取了有效的非能动安全措施，以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求，是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。

华龙一号的安全性简介。

华龙一号从顶层设计出发，采取了切实有效的提高安全性的措施，满足中国政府对“十三五”及以后新建核电机晌轮组“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”的2020年远景目标，完全具备应对类似福岛核事故极端工况的能力；华龙一号首台套国产化率即可达到85%，经济宴粗信性与当前国际订单最多的俄罗斯核电技术产品相比有竞争力，与当前三代主流机型相比具有明显的经济竞争力。

反应堆堆芯融化的后果：如果堆芯融化，融化的核物质达到临界点，就会发生爆炸，威力肢纳在几十吨到1千几百吨TNT之间，造成核物质扩散或核污染，即出现类似切尔诺贝利的念局事故，这是最坏的情况。

目前，日本在不断日夜注水，降温效果明显，但堆芯正常要至少一个月才能冷却不来。

以上这些，因水平有限，是转抄外电报导的。

补充如下:

反应堆堆芯由多条核燃料棒和控制棒组成。

日本核电站在地震时已自动用控制棒中止了核燃料棒的核反应或核裂变，但核燃料棒的铀还有一段衰变放热的过程，需要靠冷却系统冷却。如无法冷却，衰变放出的热会使核燃料棒融化，融化后，如温度达到临界点，核燃料棒就会自动重新开始核裂变，产生极高的温度或者说爆炸了。国外有文章是这样讲的

从电视看，日本人在不惜一切代价防止这仔饥让种事态发生，进展也很快。

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