熱中子反應堆中的重水堆，因它所用的冷卻劑是重水(D20)而得名，它與輕水堆核電站相比，具有以下五個特點：

第一，因重水的慢化效能好，吸收中子少，能用天然鈾作燃料，因而，發展重水堆核電站，不需要建立造價昂貴的鈾同位素分離廠或濃縮鈾廠。

第二，重水堆轉換率比較高，約為80%，可以更有效地利用天然鈾。

第三，重水堆的燃料燒得較透，鈾-235含量低於通常的尾料濃度，約為0.25%，可以把它們暫時儲存起來，等到快堆需要時再提取其中的鈽，而不必急於進行處理，這就使燃料迴圈大為簡化，從而使費用降低。

第四，在各種熱中子堆中，重水堆所需天然鈾量很少，同時，使所需的初裝料和年需換料量也最小。

第五，重水堆對燃料的適應性很好，既能用天然鈾或濃縮鈾作燃料，又可以用鈾-233、鈾-235或鈽-239以及它們的任何組合作裂變材料，並從一種燃料迴圈改變為另一種迴圈也很容易。

1. 用天然鈾作燃料。

壓水堆的核燃料是U-235的低濃縮鈾（3－4 Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然鈾。這是因為重水堆是以重水作慢化劑和冷卻劑的反應堆。重水的中子吸收載面小，慢化係數大，慢化效能好，中子利用率高，故可直接利用天然鈾(U-235含量0.711Wt%)作燃料，這一方案的主要優點有：

（1）不需要花巨資建造鈾濃縮工廠或從國外進口濃縮鈾，這有利於無鈾濃縮能力的國家自力更生髮展核電；對於有鈾濃縮能力的國家，節省的鈾濃縮分離功可作為它用。

（2）從重水堆卸出的燃料燃燒得充分，U-235含量（約0.2Wt%）低於濃縮鈾廠尾料的富集度，這樣就不急於進行乏燃料後處理，可把乏燃料貯存起來，在需要時再提取其中的鈽，使燃料迴圈大大簡化。

（3）重水作慢化劑，與輕水堆相比，其中子經濟性好，每千瓦年的淨產鈽量高於除天然鈾石墨堆以外的其他堆型，其燃料轉化比（~0.8）高於輕水堆（~0.5），屬於較高利用鈾資源的堆型；

（4）由於天然鈾燃料生產不需要鈾濃縮的一系列複雜工藝和大量的能量消耗，而且天然鈾燃料元件的結構和製造工藝也較輕水堆簡單，所以重水堆的燃料成本比輕水堆要低~1/2。

2. 年容量因子高。

坎杜（CANDU）反應堆是採用不停堆換料執行方式，省去了輕水堆大約每年一次的停堆換料時間（一般約1.5~2.0個月）。有了不停堆換料系統，還能及時卸出破損的燃料元件，降低對冷卻劑迴路的汙染，也有利於提高電站的利用率。在汽輪機組發生故障甩去全部負荷，但不要求停機時，這時堆可不停止，發電機可改為電動機方式執行，最長可達90分鐘（通常核電站是1~2分鐘），只要故障一消除，可直接提升功率。這對提高電站利用率也是有利的。所以，在目前世界上執行的核電站中，坎杜核電站的年容量因子較高。

3. 某些方面固有安全性高。

（1）與現有輕水堆核電站相比，坎杜堆多了二道防止和緩解嚴重事故的熱阱，即重水慢化劑系統和遮蔽冷卻水系統。慢化劑系統重水量很大（264.5噸），大於主熱傳輸系統冷卻劑的量(192.4噸)，具有匯出相當於5%額定功率的衰變熱的能力。在嚴重事故下，即使應急堆芯冷卻（ECC）系統失效，只要慢化劑熱阱存在，熱量可以從燃料通道傳給慢化劑，燃料也不會熔化，能夠保持燃料通道的完整性；此外，即使喪失慢化劑熱阱，只要遮蔽冷卻水系統能正常執行，仍能保持排管容器外殼的完整性。

（2）高溫高壓的冷卻劑與低溫低壓的慢化劑在實體上是相互隔離的。這樣就避免了採用高強度、大尺寸的壓力容器，使裝置製造變得相對容易；反應性控制裝置插在低溫低壓（接近大氣壓和<69℃）的慢化劑中，不會受到高壓、高流速的水流衝擊，不會發生壓水堆擔心的彈棒事故。

（3）天然鈾裝料的平衡堆芯後備反應性小。因為不停堆換料方式，可大大減小為補償燃料燃耗而需儲備的全堆後備反應性，此值在壓水堆約為0.15－0.3，而坎杜堆僅約0.08，這在反應性控制系統失控時引入的正反應性比較小；緩發中子壽命長（1~0.9ms），在反應性控制系統失控時功率瞬變過程比較慢。這些都減輕了事故後果的嚴重性。

（4）反應堆配備有工作原理完全不同的兩套獨立的停堆系統。一號停堆系統為28根機械傳動的鎘停堆棒；二號停堆系統為6罐濃度為8000PPM的硝酸釓毒液。兩套停堆系統的不可利用率是10－6年/年，安全上有足夠的裕度。另外，除有應急柴油發電機之外，還有大容量的備用柴油發電機（秦山三期每臺機組有二臺備用柴油發電機，每臺容量8200KW）。這些都是比較安全的。

4. 大量生產同位素

Co-60在工農業上（輻照站）和醫學上（鈷源治療儀）的運用很廣。目前中國年消耗量分別是150萬居里和15萬居里。中國生產量少，主要依靠進口。若秦山三期二臺坎杜機組都生產Co-60，年產量可達600萬居里，不僅能全部滿足國內需要，還可部分出口外銷，利潤頗豐。全世界90%的Co-60都是坎杜堆生產的。我們已決定生產Co-60，在設計上已做了部分設計修改。

在其他反應堆上生產Co-60，都是以多消耗U-235為代價的，而在坎杜堆上生產Co-60是利用原本被21根不鏽鋼調節棒吸收的中子，並不額外消耗核燃料，因而成本低。而且21根調節棒正常執行時都插入堆芯，所以生產量就特別大。Co-60的換料是利用每年二星期的停堆維修時進行的，不影響發電。坎杜堆能低成本生產大量同位素也是一個特點。

坎杜反應堆熱中子通量比輕水堆高，不僅適合生產高比度放射性同位素，並具有處理錒系元素和長壽命裂變產物的前景。

5. 汽輪機低壓缸末級葉片採用特長葉片

汽輪機低壓缸末級葉片採用52英寸特長葉片（日本柏崎先進的沸水堆ABWR核電站已採用此技術）。這種長葉片在國內是最長的，在國際上也只有少數先進國家能設計製造。使用長葉片可增大蒸汽通流面積，便於使用半速機組（對於50周波的機組轉速為1500轉/分），可能減少汽輪機低壓缸數量。秦山三期重水堆核電站700兆瓦級就設計了兩個低壓缸（過去所有CANDU-6機組都採用三個低壓缸，秦山二期600兆瓦級也設計了三個低壓缸）。少了一個低壓缸，也就必然少了一個凝汽器，減少了汽輪機廠房的長度，減少了基建投資和將來裝置維修的工作量。

6. 汽輪發電機組低標高佈置

汽輪發電機組標高佈置較低，每年降低電費1000－1500萬元。汽輪機執行時，要使用大量的冷卻水透過凝汽器使汽輪機的排汽凝結成水。由於秦山重水堆核電廠採用了CANDU-6核電站慣用的低佈置，使凝汽器冷卻水泵（CCWP）的揚程降低，減少了電動機的能耗。（由於低佈置增加的土石方開挖費和混凝土底板增厚的費用是一次性的，而且費用遠低於一年降低的電費。）

事物總是一分為二的。坎杜反應堆也存在幾個問題，主要是：壓力管的壽命只有25年，這就意味著，秦山三期重水堆核電站在40年壽期內要全部更換一次壓力管。為此所花的費用、停堆時間和放射性廢物量都是很大的；重水管理複雜和氚排放量較壓水堆大，但總的劑量水平離國際和國家標準甚遠，是安全的。