我所认识的核电——初识核电 之一_风闻

作者：

别叫姜总叫姜工——老气横秋技术男

写在前面

自2010年参加工作至今，从事核电站建设工作已逾十年，完全有资格恬着脸说把最好的青春奉献给了祖国的核电事业。及至近来工作内容调整，才有了较多空闲时间静下心来看看核能相关的资料。接触较多资料后，深感我国核电事业一路走来殊为不易，也更能体会到公众及从业者对于我国核电发展史及现状缺乏了解，于是便萌生了做一份核电汇总资料的想法，目的有二：一是让和我一样的核电从业者都对自己所处的行业有一个清晰，全面的认知，免得总有“身在山中，不知山高”之感；二是2011年福岛事故之后，德国等多个国家弃核，国内也颇有谈核色变的氛围，也想为核电科普尽绵薄之力，以期能增加公众对核电和核能行业的了解。

由于我这人向来有刨根问底的毛病，加之我国核电行业门类齐全，涉及内容颇多，以至于最终成型的资料已经完全超出了本人预期，颇为可观。最终汇总出的这份资料涵盖了五个部分：核电知识入门、压水堆详细介绍、世界核电简介、中国核电介绍、受控约束核聚变，也算是把我感觉需要了解的和想了解的内容都涵盖在内了。

需要说明的是，文中大部分资料基本都是粘贴自各网络平台（知乎贡献颇多）和新闻报道，并非本人所写。用一句通俗的话来说就是：我不生产资料，我只是资料的搬运工。当然，归根到底我也没那水平。做这件事本人唯一的优势就在于个人履历，在这个行业待了十多年，哪些资料靠谱倒是能判断个大概。不过因为本人水平实在有限，文中可能仍然存在相当多的错误和偏差，也请大家指正。另外，文中资料如有侵权之处，也请第一时间和本人联系。

感谢作者！

我所认识的核电（1）——初识核电 - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎

我所认识的核电（2）——压水堆补充简介 - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎

我所认识的核电（3）——世界核电的历史及现状 - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎

我所认识的核电（4）——中国核电的前世与今生 - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎 

我所认识的核电（4）——中国核电的前世与今生—续1（AP1000的引进和CAP1400的研发） - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎

我所认识的核电（4）——中国核电的前世与今生—续2（重水堆、VVER、EPR的引进和四代核电技术的发展） - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎 

我所认识的核电（4）——中国核电的前世与今生——续3（中国核电相关产业的发展） - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎 

我所认识的核电（4）——中国核电的前世与今生——续4（台湾地区核电发展简介） - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎 

我所认识的核电（5）——人类核能利用的终极目标——受控核聚变 - 别叫姜总叫姜工的文章 - 知乎

=========================================================================================

我所认识的核电（1）——初识核电之一

作者：别叫姜总叫姜工           老气横秋技术男

第一部分：初识核电

本章节目录

1.1什么是核电站

1.2核反应堆的分类

1.3核电站代数的划分

1.1什么是核电站

核电站是利用核反应堆中核裂变所释放出的能量进行发电的电站，它与火力发电站极其相似，只是以核反应堆及其辅助设施（核燃料厂房、核废物厂房、安全厂房等）来代替火力发电厂的锅炉及其辅助设施（煤仓间、除氧间等），见图1-1，以核裂变能代替矿物燃料的化学能。

图1-1a：位于我国内陆的大唐临清火电厂

图1-1b：同样位于内陆的美国三里岛核电厂

核反应堆是核电站的关键设备。核燃料在反应堆中发生特殊形式的“燃烧”（链式反应）产生热量，使核能转变成热能来加热水或其它介质，最终转化为电能。截止目前世界上所有的核电站还只能利用裂变的链式反应来发电，核聚变反应堆目前处还在研发实验阶段。

核电是当之无愧的低碳绿色能源。按照中国核能行业协会发布的计算数据，一个装机容量为100万千瓦的核电站和同等规模的火电厂相比，每年可减少二氧化碳排放660万吨，核电站向环境释放的温室气体（约7万吨）只有同等规模燃煤电厂的1％左右。另外，一座100万千瓦的大型核电站，每年只需要30吨浓度约3%低浓缩铀原料，而一座100万千瓦的火力发电站则需要350万吨的标准煤。

1.2核反应堆的分类

核反应堆的结构形式是多种多样的，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种不同的结构形式。目前世界上有大小反应堆（含各种实验堆）上千座，其分类也有很多种。反应堆按中子能谱分有热中子堆（简称热堆，也叫慢中子堆）和快中子堆。按冷却剂分有水冷堆、气冷堆和液态金属冷却堆和熔盐堆等。其中的水冷堆又分为轻水堆和重水堆；气冷堆中目前代表性的堆型是模块式高温气冷堆，简称高温堆；液态金属冷却堆目前最成熟的代表堆型是钠冷快中子增殖反应堆，简称钠冷快堆。反应堆按用途分为研究堆、生产堆和动力堆等，生产堆主要是用于生产军用钚和氚。本文按照冷却剂类型对核反应堆进行分类（见图1-2）和介绍。

图1-2：按照冷却剂类型划分的反应堆分类

1.2.1水冷堆-轻水堆-压水堆

压水堆（英文简称PWR）属于水冷堆中的轻水堆，最初是美国为核潜艇设计的一种堆型，然后逐渐发展到陆地上来。1957年，世界第一座压水堆核电站美国希平港核电站建成，功率为6万千瓦。几十年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为目前技术上最成熟的堆型之一。压水堆是世界上在运行的核电站中采用的主要堆型，装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。压水堆核电站的工作原理图见图1-3。

图1-3：压水堆核电站工作原理图

压水堆有三个回路，即通常所说的一回路，二回路和三回路（也称循环水回路）。三个回路的主要组成为：

一回路：反应堆堆芯（裂变提供热量），压力容器、主泵、蒸汽发生器等；

二回路：蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器、主给水泵；

三回路：冷凝器、循环水泵。

压水堆三个回路中的水均为轻水（即普通水），只是不同回路水质的要求不同。

压水堆中一回路用水要求最为严格，以大亚湾核电站的M310堆型为例，其主要控制指标为：PH7.1-7.3；溶解氧浓度低于0.1mg/kg；氯离子浓度不超过0.15mg/kg；氟含量应控制在0.15mg/kg以下；铝镁离子浓度均在0.2mg/kg以下。因为一回路使用硼调节反应性，所以必要时也使用氢氧化锂配合调节因引入硼所引起的PH变化，但锂的浓度要控制在2.7mg/kg以内。当然不同堆型上述数据会有所差异。压水堆一回路水的作用是将反应堆堆芯的热量传递给二回路，同时对反应堆堆芯进行冷却，因此压水堆一回路的水也叫冷却剂，一回路也叫冷却剂回路。冷却剂从压力容器的入口流入，经过反应堆堆芯时吸收堆芯核裂变释放出来的热量，温度升高，密度降低，然后从压力容器上部流出。一般压力容器入口处冷却剂温度280 ℃左右，出口处冷却剂温度330℃左右，压力容器内的压力保持在155个大气压左右。冷却剂从压力容器出口流出后至蒸汽发生器，经蒸汽发生器的换热管内流过后，通过冷却剂回路循环泵（又称主泵）再回到反应堆堆芯加热。一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却剂的流量约6万吨。

压水堆的一回路水是闭式工作的，冷却剂被封闭在一回路内往复循环，因此一回路通常不需要额外补水，但为避免一回路水质恶化也需要持续对其进行必要的处理。处理措施是在一回路循环过程中不断抽出一部分冷却剂，抽出的冷却剂经再生和下泄热交换器冷却及降压后，依次通过前置过滤器、混合床离子交换器、阳床离子交换器，经喷咀雾化后喷入容积控制箱，而后再经泵加压通过再生热交换器的被加热侧升温补入一回路。

图1-4：立式蒸汽发生器结构图

蒸汽发生器的本质就是一个一回路和二回路之间的巨大换热器，也是分隔压水堆一回路和二回路的关键设备。蒸汽发生器（见图1-4）内有很多传热管，传热管内侧流动的是一回路的高温冷却剂，外侧流动的是二回路的水。一回路的高温冷却剂流过蒸汽发生器传热管时，将携带的热量传输给二回路的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6～7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，一回路和二回路的水在互不交混的情况下，通过蒸汽发生器传热管的管壁发生了热交换。由于压水堆核电站一回路和二回路的水互不接触，因此正常运行情况下压水堆核电站的二回路没有放射性。

压水堆二回路中水跟火电厂一样使用除盐水，但是要求指标比火电厂更为严格。其来源首先都是使用核电厂内部的除盐水厂房制水系统生产的除盐水，会适当加入联氨，偏弱碱性，主要是为了减少对蒸汽发生器等设备及管道的腐蚀。二回路水质的处理一般是在凝结水系统循环过程中通过除盐、除铁及离子交换树脂等装置进行在线处理。

二回路的水在蒸汽发生器中变成的高温蒸汽，就可以去汽轮机做功带动发电机发电了。从汽轮机流出的压力已很低的乏汽，在冷凝器里再凝结成水，然后通过二回路主给水泵的作用再回到蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂的热量，然后再变成高温蒸汽。因此二回路的水是在蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器和主给水泵组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽、蒸汽做功、乏汽冷凝成水，水再变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将大约三分之一的能量交给汽轮机做功，带动发电机发电，余下的大约三分之二的能量由于温度参数太低而无法利用，通过冷凝器再凝结成水。

压水堆一回路的作用是对二回路的水进行加热，使其变成蒸汽。而压水堆三路的作用和一回路正好相反，三回路是对二回路做完功的蒸汽（乏汽）进行冷却，使其再变成水。

三回路是一个开式回路，在三回路中，循环水泵将水送入冷凝器，通过冷凝器将二回路做完功的蒸汽进行冷却，使其再变成水，同时三回路的水将二回路乏汽中难以利用的热量排出到环境。冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器，在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过冷凝器内的管壁交换热量。三回路的用水流量很大，以CAP1400堆型为例，夏季单机组（额定电功率153.4万千瓦）最大循环水需水量87立方米/秒，一小时即需用水31万吨以上。三回路对水质的要求相对较低。一般只需要使用过滤装置对海水（河水、湖水）进行简单的过滤即可以使用，主要过滤对象为泥沙沉降和水藻等悬浮物。

我国（含台湾地区）在役和在建的核电站中，除了采用加拿大CANDU-6重水堆技术的秦山三期，采用沸水堆技术的台湾核能一厂（已于2019年退役）、二厂和四厂，以及后面将提到的石岛湾高温气冷堆、霞浦示范快堆外，其余全部为压水堆核电站（包括台湾地区的核能三厂）。而且我国目前在压水堆技术方面已位居世界前列，是除美国之外唯一一个同时拥有改革型和革新型两种主流第三代压水堆核电技术（华龙一号、CAP1400）的国家。

1.2.2水冷堆-轻水堆-沸水堆

沸水堆的全称是“沸腾水反应堆（Boiling Water Reactor，BWR）”，也属于水冷堆中的轻水堆。在压水堆中，冷却剂回路的水通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。那么可否让水在反应堆内直接沸腾产生蒸汽呢？沸水堆就是出于这种考虑而发展起来的。沸水堆核电站的工作原理图见图1-5。

图1-5：沸水堆核电站工作原理图

沸水堆与压水堆相比有两个不同点：第一是省掉了一个回路，沸水堆不需要昂贵的蒸汽发生器，一回路的冷却剂通过堆芯加热直接变成水蒸汽，经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。第二是工作压力可以降低，沸水堆只需加压到7MPa（70个大气压）左右即可获得与压水堆同样的蒸汽温度，压力比压水堆低了一倍。

冷却剂流经沸水堆堆芯后大约有14％（质量比）的水被变成蒸汽，而其余的水则再循环流入堆芯。沸水堆的发展初期，其运行稳定性不如压水堆；而且由于它只有一个回路，冷却剂的感生放射性会直接进入汽轮机等设备，会使检修人员受到较大辐照剂量；虽然取消了蒸汽发生器，但使反应堆内结构复杂化，经济上也未必合算。但随着沸水堆技术的不断改进，性能越来越好。尤其是先进沸水堆（ABWR）在经济性、安全性等方面有超过传统压水堆的趋势。另外，由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动化工具和设备，ABWR检修时工作人员所受放射性剂量也已大幅度降低。

沸水堆是目前在役第二多的核电堆型，我国台湾地区的核能一厂、二厂、四厂均采用沸水堆技术。

1.2.3水冷堆-轻水堆-石墨水冷堆

（资料出处： bilibili网站。作者：冰封之龙）

石墨水冷堆实际上仍然是水冷堆中的轻水堆，石墨只是中子减速剂而非冷却剂，之所以将石墨水冷堆单拎出来说一说，是因为这种堆型和普通的轻水堆区别很大，而且发生了史上最严重核事故的切尔诺贝利核电站采用的就是石墨水冷堆。

其实核电史上第一台达到临界，实现核链式反应自持的美国实验增殖堆1号（EBR-1）就是采用石墨砖作中子减速剂的，建造这座反应堆是美国曼哈顿计划(the Manhattan Project)的一个重要组成部分。虽然这个堆的建设一开始是为了更好的制作核武器，但是其也打开了和平使用核能的大门，并为多个领域提供了重要资料。

芝加哥一号堆建成以后，各国第一代的核反应堆都是以石墨作为减速剂的，其中英美法等国主要发展石墨气冷堆技术，以生产钚为主要目的，发电为次要目的。

前苏联则是世界上唯一发展石墨水冷堆核技术的国家，苏联于 1954年首先在奥布宁斯克使用石墨水冷堆技术建立了一座电功率0.5万千瓦的商业核电站，创造了核电技术进入应用的开端。其后苏联的的石墨水冷堆技术在此基础上不断发展，1973年，随着列宁格勒核电厂一号机组并网发电，一种堪称石墨水冷堆极致的“先进大功率压力管水冷石墨反应堆” RBMK-1000诞生了，其单机组电功率达到了100万千瓦。

图1-6：俄罗斯斯摩棱斯克核电站（RBMK-1000堆型，列宁格勒核电站的图片没找到）

相比于石墨气冷堆，苏联的石墨水冷堆最大的不同点就是它使用轻水代替了二氧化碳作为冷却剂，同时冷却水也能够进一步减速中子（这也是切尔诺贝利事故的祸根之一）。在整体布局上，RBMK用石墨搭建了一个巨大的“蜂窝煤”结构，在蜂窝煤中，交替安装燃料棒，控制棒和冷却水管，中心放置启动中子源。

图1-7：RBMK反应堆回路原理图

在工作时，启动中子源释放中子启动第一次链式反应，释放的快中子通过石墨和冷却水进行减速，在下一级燃料棒再次产生核裂变，从而源源不断产生热能。裂变热能将水在加压管道中加热到沸点，沸水在水泵作用下进入汽水分离器，经汽水分离后蒸汽进入汽轮机，水则重新进入堆芯。由于该反应堆没有类似蒸汽发生器一样的热交换器，所以其属于沸水堆，不过其结构形式和传统沸相差较大。

石墨水冷堆有很多好处。由于石墨中子减速效率高，很容易把中子能量控制到铀235易裂变的等级，因此石墨水冷堆理论上可以使用天然铀（实际上RBMK堆型通常使用2%左右的低浓度浓缩铀，低于轻水堆的3%），能够降低铀浓缩成本。除此之外，石墨水冷堆还有容易生产钚239，不停堆更换燃料棒等优势，虽然这两个优势重水堆也有，但石墨成本比重水低得多。因此建设石墨堆非常符合苏联的经济环境，在1973之后苏联开工新建的核反应堆中，一多半都是RBMK式反应堆，主力堆型为RBMK-1000和RBMK-1500两种。

但苏联的RBMK系列石墨水冷堆在设计上存在缺陷，设计缺陷再加上一连串的违规误操作最终导致了1986年切尔诺贝利灾难的发生。切尔诺贝利事故之后，苏联终止了一切RBMK反应堆的建设，既有的石墨水冷堆也会在达到50年极限寿命时被安全性高的VVER压水堆替换。

截止2019年底，全世界仅有13台RBMK反应堆在运，都在俄罗斯和东欧（前苏联）地区。

图1-8：立陶宛（前苏联加盟各国之一）境内的伊格纳利纳核电站（RBMK-1500堆型，美剧《切尔诺贝利》取景地）

1.2.4水冷堆-轻水堆-超临界水冷堆

超临界水冷反应堆（SCWR）系统是一个高温、高压水冷反应堆，运行在水的热力学临界点( 374℃，22.1Mpa)以上。在GIF选定的六种第四代核能系统中，超临界水冷堆是唯一的水冷堆型。超临界水冷堆是现有水堆技术和超临界火电技术的结合，从上个世纪50年代至今，水堆核电技术已经历了三代发展，每一代相对前一代都有技术革新和进步。超临界水冷堆从系统效率角度来看是水堆技术的极致，水堆技术的未来就是超临界水冷堆。

超临界水冷反应堆有以下四个特点：

（1）机组热效率高。超临界水冷堆( SCWR)利用超临界水作冷却剂流体。水在超临界状态下既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。同现有的水冷堆150个大气压左右的工作压力和约320℃的冷却剂出口温度相比，SCWR的运行参数大幅度提高，运行压力250个大气压，冷却剂出口温度高于500℃，因此SCWR电厂的热电转换效率将大幅度提高，净效率可达44%（现有轻水堆的效率约33%)。

（2）经济竞争力高。目前在研发的各种超临界压力水冷堆方案中，日本提出的热中子超临界水冷堆较为典型。该方案类似于日本目前大量建造的沸水堆，采用直接燃料循环工作方式（见图1-9），与传统压水堆（PWR）相比，不需要蒸汽发生器和稳压器；且由于超临界水冷堆只有一种相态，与沸水堆（BWR）系统相比，也不需要汽水分离系统，因此超临界水冷堆的系统大大简化。由于系统简化和高热效率，在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，建造成本大大降低，因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。

（3）核燃料利用率高。超临界水堆的热效率高、能有效利用和节省铀资源。且超临界水堆可以设计成快堆，铀资源的可利用率会进一步提高，可作为实现核燃料增殖的途径之一。

（4）技术继承性好。超临界轻水堆是轻水堆的进一步发展，而压水堆是迄今和今后我国及世界核电发展的主导堆型。在已有压水堆技术和相应的配套研发设施、设备制造能力基础上研发超临界水堆，能与成熟的压水堆技术很好地衔接。另一方面，超临界火电机组在世界范围内的应用均已是成熟技术，超临界水堆可借鉴超临界火电机组耐高温材料和水处理控制技术的经验。

超临界水堆的概念最先是由美国西屋公司和通用电气（GE）在上世纪50年代提出，美国和前苏联于50年代和60年代对SCWR做了初步研究。在70年代，阿贡国家实验室（ANL）对这一概念作了回顾总结。经过三十多年核能发展的低潮之后，在20世纪90年代，日本重新提出超临界水堆这一概念，并且作了进一步的发展。目前有多个国家的几十个组织在进行SCWR的研究。

图1-9：日本提出的热中子超临界水冷堆系统

在我国，核动力院2003年便开始超临界水冷堆技术跟踪研究。2006年全面启动研究工作，成立了项目管理办公室和专家组并组建了研究团队。2009年11月，国防科工局正式批准了其申报的"超临界水冷堆技术研发(第一阶段)” 项目立项。2010年，核动力院联合国内多家高校和科研机构，广泛开展超临界水冷堆技术协作。其中参与单位包括了安交通大学、清华大学、南华大学、武汉大学、西南交通大学、西南电力设计院及东方汽轮机厂等。2013年12月12日，超临界水冷堆技术研发(第一阶段)通过了国防科工局组织的验收。验收结论称，该项目按照批复全面完成了研究内容,达到了技术指标获得了创新性的研究成果，实现了研究目标。除此之外，核动力院还基于热工水力及材料初步实验结果、设计分析及初步可行性研究,提出了具有自主知识产权的中国超临界水冷堆CSR1000总体设计方案，确定了总体技术参数,获得了初步可行性的堆结构、堆芯和燃料组件设计。

2014年5月22日至23日，由国家科技部代表中国政府正式提交了中方申请加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统的函，并在会上签署了加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统安排协议。自此，中国在这一领域将不再是以观察员的身份参加第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统的相关活动，而是由中国核动力研究设计院牵头组织中国国内相关单位正式参加第四代核能系统国际论坛框架下的相关超临界水冷堆研发活动，实现了从跟随到并跑的转变。

1.2.5水冷堆-重水堆

重水堆按结构可以分为压力管式和压力壳式，加拿大原子能公司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（CANDU型），是唯一商业化的重水堆。目前，世界的商用重水堆，大部分都是由加拿大提供技术建造，剩下的，也是基于加拿大的重水堆技术建造，因而可以说，加拿大是世界商用重水堆的摇篮。因此本文仅对CANDU型重水堆进行介绍。

不得不说，在世界主流的商用核电堆型中，重水堆的堆芯绝对是一朵奇葩。单单从外观上，你就会惊讶，这是个什么玩意儿？

形象的讲，普通的轻水反应堆像一口大锅，锅（反应堆压力容器）里面摆满了核燃料，扣上锅盖就可以启动发电。而重水堆则完全不同，重水堆的反应堆堆型由一根根独立的压力管构成，每根压力管中放十来根核燃料，这些压力管通过支管连接起来，泡在另一个装满重水的大容器中，构成了反应堆的堆芯，见图1-10。

图1-10：数百根压力管构成的重水堆堆芯

普通压水堆堆芯中的轻水，既是慢化剂和又是冷却剂。重水堆则不同，压力管中高温高压的重水是冷却剂，压力管外面的大容器中低温低压的重水则是慢化剂。

除了堆芯结构和冷却用水外，重水堆的回路系统和发电系统与压水堆是类似的，CANDU型重水堆核电站工作原理见图1-11。

图1-11：CANDU型重水堆核电站工作原理图

再多说一些。由于重水反应堆堆型中的冷却剂和慢化剂使用的都是昂贵的重水，而重水在轻水中的含量极低，提取费用极高，据说一克重水的价格几乎等同于一克黄金的价格，与其说重水堆堆芯内流动的是重水，不如说堆芯中流动的是液体黄金。而一座重水堆需要好几十吨重水，所以，一般来说，重水堆的造价要远远高于同等大小的轻水反应堆，因为仅重水的费用就占重水堆基建投资的约六分之一左右。而轻水堆内水的价格比矿泉水高不了多少。

那么，重水堆这么贵，为何还要大费周章的去建设重水堆呢？因为，重水堆有相比轻水堆的过人之处。

首先，重水堆可以用天然铀作为燃料。因为铀浓缩技术与原子弹密切的联系，一般的国家如果不经过美国允许搞铀浓缩技术，不管你是不是只想搞核电，美国都会认为你是想搞原子弹，绝对会送给你超出想象的制裁，比如，以前的印度，巴基斯坦，以色列，现在的伊朗和朝鲜，都深有体会。不过这也不能怪美国，毕竟，拥有铀浓缩技术的国家，还没有发现不想顺带搞原子弹的。

因而，重水堆的这一特性，给了想发展核电又怕美国制裁的国家一条可选的技术路线。据说，加拿大当时就是迫于美国压力不能进行铀浓缩活动，而又想发展核电，才剑走偏锋选择了研究重水堆。

不过讽刺的是，由于重水堆钚生产效率很高，建了重水堆的国家后来都免不了去发展钚提取和浓缩技术，研究原子弹。比如印度就是典型的例子，印度生产原子弹的钚大都是来自于加拿大60年代帮助建造的重水反应堆。

重水堆的第二个优点就是不停堆换料，即在满功率状态下，特制的换料机器人可以在反应堆满功率的情况下，对高温高压的反应堆进行换料操作。这种随时为反应堆补充反应性的特点，可以让核电站更灵活的安排反应堆的检修时间。

至于重水堆是怎么换料的？看到重水堆堆芯的结构，很多人估计已经脑补出不停堆换料的过程：用棍子将乏燃料从压力管中捅出来，然后从另一端塞入新燃料。

真的是这样吗？

恭喜你，答对了。过程描述就是这么简单。只是，反应堆是高温，高压，高辐射区域，过程细节会比上面的描述复杂得多，而那根捅燃料的“棍子”，也不是普通的棍子，而是两台十分精密的带着“棍子”的装卸料机（见图1-12）。

图1-12：重水堆堆芯和装卸料机

重水堆的第三个特点，即采用压力管而非压力容器，这对于压力容器制造能力缺失的国家来讲，未尝不是另一种技术选择。加拿大发展重水堆的原因除了没有铀浓缩技术之外，大型压力容器制造能力不高也是原因之一。

重水堆的第四个特点，就是可以用来生产氚。反应堆的氢同位素氘与中子反应后会生成氚，而氚是研究聚变反应的基本燃料。

除了以上四个特点，重水堆还有一项十分重要，其它反应堆都不会的独门绝技：生产钴60！

钴60的用途非常广泛，几乎遍及各行各业，在农业上，它用于辐射育种，刺激增产，辐射防止病虫害和食品辐照保藏与保鲜。工业上，它用于无损探伤，辐射消毒，辐射加工，辐射处理废物，以及用于厚度、密度、物理位置的测定和在线自动控制等。钴60可代替X射线和镭检查物体内部结构，探测物体内部的裂缝或异物，在医学上常用语癌症和肿瘤的放射性治疗，也用于化学，物理和生物学研究。虽然钴60用途如此广泛，但在在自然界中是不存天然的钴60的，自然界中有的钴元素是钴59，钴60只能通过人工制备获得。

钴60的制备原理和重水堆换料一样，理论上十分简单，不过是将重水堆内的普通调节棒，换成由钴60的同位素钴59制成的调节棒。钴59在堆芯受中子辐照后，就会变成钴60，在反应堆停堆期间，将调节棒取出来，再换入新的调节棒，钴60就算生产出来了。

但是，用钴调节棒替代普通调节棒的难点在于钴与普通调节棒的物理特性不一样，技术细节需要精密的计算和大量的反应堆运行经验才能得出来。这也是很多国家虽然有重水堆，但是没有钴60生产技术的原因。

在寻求加拿大方面转让钴60生产技术无望后，我国开始自行研究利用重水堆生产钴60的技术。在通过几年的计算分析后，最终无师自通，掌握了钴60生产技术。2010年5月27日，秦山三期1号机组首批国产21根辐照后钴调节棒全部安全卸出反应堆，比原计划提前3天完成更换操作任务，在国内首次成功实现利用重水堆批量生产钴60同位素。这一创新成果打破了国外对钴60放射源的长期垄断，填补了国内空白。具体的技术攻关细节就不说了，这项工程是我国核工业许多部门通力合作，花费了许多的人力物力研究出来的，其中过程的艰辛，大家可以自行脑补。

目前我国秦山核电基地两座引进自加拿大的商用重水堆机组每年的钴60平均年产量700万居里，国内市场占有率达70%。