先进重水堆的设计与开发——印度革新型钍燃料核反应堆  

作　　者：R K Sinha A Kakodkar 陈士强（译） 

机构地区：[1]Bhabha Atomic Research Centre, Trombay, Mumbai 400085, India [2]不详

出　　处：《国外核动力》2008年第3期18-34,共17页Foreign Nuclear Power

摘　　要：印度提出了一项立足于其丰富的铀和钍资源的核电发展规划。第一阶段建造基于天然铀和压力管技术的加压重水堆（PHWR）；第二阶段在快堆中使用从PHWR得到的钚使裂变材料增殖。考虑到印度巨大的钍资源蕴藏量，未来的核电规划将会基于^232Th-^233U燃料循环，但是对于整个燃料循环需要不断发展钍基技术。先进重水堆（AHWR）就是为了满足这个需要，它是直立、压力管式、重水慢化、沸腾轻水冷却、自然循环式的300Mw电功率反应堆。其燃料由（Th-Pu）O2和（Th-^233U）O2燃料棒组成，燃料棒束设计成能南Th转化来的^233U产生出最大的能量，并且具有负反应性空泡系数。在AHWR中采纳了成熟的压力管技术，并且应用了很多非能动特性（国际趋势）。AHWR与常规核电反应堆的显著不同之处是：它依靠自然循环带出堆芯热量，在正常运行条件下不需要泵，应用了几个非能动安全系统排出停堆工况的堆芯衰变热以及缓解假想事故工况。AHWR设计在分析和实验研究开发的反馈中不断改进，本文给出了AHWR目前设计的细节。

关 键 词：加压重水堆 核反应堆 研究开发 钍燃料 印度 非能动安全系统 自然循环式 

分 类 号：TL341[核科学技术—核技术及应用] TM623.9[电气工程—电力系统及自动化]