重水冷卻劑，用重水即氧化氘作為冷卻劑將反應堆核反應過程中產生的巨大的能量通過換熱器等設備將堆芯熱量帶出堆外以供利用，本身被冷卻返回堆內重新循環，以保證核反應能夠安全有序地進行。
基本介紹
- 中文名：重水冷卻劑
- 外文名：heavy water coolant
- 學科：工程技術
- 工程技術：核能術語
- 別稱：載熱劑
- 作用：吸收裂變釋熱
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重水
氘和氧組成的化合物，分子式 
，相對分子質量20.0275，比水（ 
）的相對分子質量18.0153高出約11%，因此叫做重水。在天然水中，重水的含量約占0.02%。由於氘與氫的性質差別極小，因此重水和普通水也很相似。
用重水即氧化氘作為慢化劑的核反應堆被稱為重水反應堆，或簡稱為重水堆現在的反應堆幾乎都利用熱中子，因此慢化劑是反應堆不可缺少的組成部分慢化劑與中子碰撞使中子亦即減少中子的數量的話，便失去了意義。所以，重水是非常優異的慢化劑，它與石墨並列是最常用的慢化劑。
常用的冷卻劑分氣體和液體兩類。液體冷卻劑具有熱導率高、蒸氣壓低的特點。重水也是核電站常用的冷卻劑。
冷卻劑
冷卻劑又稱載熱劑，其作用是將核反應過程中產生的巨大熱量及時導出，以保證核反應能夠安全有序地進行。
有時冷卻劑和慢化劑用同一種物質。
反應堆可以採用重水、普通水、二氧化碳和有機物作冷卻劑。
理想的冷卻劑具有以下性能：
(1)良好的核特性，即中子吸收截面小，因輻照面形成的感生放射性弱；
(2) 良好的熱物理性能，比熱大，導熱係數大，熔點低，沸點高，飽和壓力宜低；
(3)密度高、粘度小；
(4)良好的輻照穩定性和熱穩定性，與結構材料的相容性要好（即不致發生使結構材料性能變壞的物理作用或化學反應），成本低，使用方便等。
重水堆核電站
重水堆核電站就是用重水作為核反應堆的慢化劑和冷卻劑，用量可達上百噸。儘管世界上的核電站多數採用壓水堆型，即用高壓水作慢化劑和冷卻劑的核反應堆，但是用重水作為慢化劑更有“特色”。因為在熱中子反應堆內，要使裂變產生的快中子減速為熱中子，提高裂變反應的幾率，對慢化劑的要求是對中子有較高的散射截面和低的吸收截面。再說，要將反應堆內因核裂變產生的熱量導出堆外，反應堆使用的冷卻劑要求具有良好的傳熱性和流動性，且具有高沸點、低熔點、泵送功率低，對熱和輻射有良好的穩定性，在反應堆系統下不產生腐蝕，中子俘獲截面小。由於重水的熱中子吸收截面比氫小得多，因此許多國家都選用重水作為反應堆的慢化劑和冷卻劑，建立了許多重水堆核電站。
重水滲漏監測系統
簡介
在研究堆和核電站中，重水不管是作為冷卻劑還是慢化劑，為確保反應堆的安全穩定運行，同時考慮到經濟性和減少放射性泄漏，實時監測反應堆重水的滲漏狀態，保持其壓力邊界的完整性非常重要。滲漏監測點主要設定在重水系統各工藝管道、設備法蘭連線處、工藝間地坑、地漏處以及堆池部件雙道密封處、堆水池鋼襯裡焊縫處等。
20世紀80年代前，在中國第一座重水研究堆和阿爾及利亞和平堆中，重水滲漏監測系統經過多年套用經驗積累，發現該系統具有諸多的局限性，比如絕緣材料的吸潮性，導致誤報率高。隨著現代工業化的發展以及數位化監控系統的套用，在繼承傳統滲漏監測系統設計經驗的基礎上，對其進行最佳化非常必要。本文主要描述重水滲漏監測系統的最佳化及其套用，包括滲漏探測器的最佳化結構材料和安裝方式，滲漏機櫃的強大功能及其結構布置，實現了經典監測模式與高新科技(DCS監控系統)的結合，使運行人員及時掌握反應堆滲漏監測系統工作狀態，極大地方便了系統維護，提高了可靠性，降低了誤報率。
原理
重水滲漏探測基本原理是採用雙探針法，當雙探針未探到滲漏液時，雙探針開路;當探測到滲漏液時，由於有一定導電能力的滲漏液將兩探針連通，其阻值將發生明顯的變化，該電阻值的變化可通過一個“中間轉換器”將電阻的變化量轉換成一個開關量輸出，至報警系統發出報警信號。
重水滲漏監測系統按功能由滲漏探測器、滲漏信號/電信號的轉換單元、信號輸出單元、電源組件和監控系統等部分構成，其構成原理如圖所示。
滲漏探測器主要實現滲漏狀態到電阻信號的轉換，通過探測器實現滲漏信號的檢測。當系統滲漏監測點沒有發生滲漏時，探針間開路狀態，絕緣電阻非常大;當有滲漏時，漏液將兩探針導通，其電阻明顯下降。滲漏探測器將滲漏電阻信號送至滲漏信號/電信號的轉換單元。雙探針式滲漏探測器可以用特製的開路導電材料製成，也可以用互相絕緣的雙芯線製成。
