重水堆是以重水做慢化剂的反应堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然铀做核燃料。重水堆可以用重水或轻水做冷却剂，以轻水做冷却剂的重水堆核电厂有日本普贤核电厂（Fugen，165兆瓦），以重水做冷却剂的重水堆又分为压力容器式和压力管式。压力容器式重水堆核电厂有阿根廷阿图查重水堆核电厂，但这两种堆型没有得到进一步的发展。世界上唯一得到广泛应用的重水堆核电厂是加拿大开发和生产的CANDU型重水堆核电厂，其反应堆以重水做慢化剂和冷却剂，并以压力管代替压力容器，称为压力管式重水堆。CANDU型重水堆核电厂建造的数量和装机容量占重水堆核电厂的绝大部分，表所示为运行中的CANDU型重水堆核电厂。重水堆核电厂系统流程示意见图1。

图1 重水堆核电厂系统流程示意图

厂房布置与压水堆核电厂大致相同。以圆柱状安全壳即反应堆厂房为核心，在其周围围绕有核辅助厂房、燃料厂房、电气控制厂房及汽机厂房等。

CANDU-6型重水堆有一直径为7.6米、长约8米的不锈钢圆柱状排管容器组件，内盛重水作为慢化剂，容器两端为端屏蔽，在其管板上布置有380根燃料通道。燃料组件装入燃料通道的压力管中，在排管容器的上部和侧向装有相应的反应性控制装置，排管容器卧式安放在充满轻水的混凝土内衬钢板的堆腔中，构成反应堆。反应堆的裂变能用重水冷却并通过和燃料通道相连的冷却系统导出堆外，在蒸汽发生器中经热交换使二次侧的轻水变成蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电。在蒸汽发生器一次侧的重水经热交换后，再经主热传输泵唧送回反应堆。CANDU型重水堆流程见图2，厂房布置见图3。

1 主蒸汽管道 2 稳压器 3 蒸汽发生器 4 主泵 5 燃料通道 6 排管容器 7 燃料 8 慢化剂泵 9 慢化剂热交换器 10 装卸料机图2 CANDU型重水堆流程

1 柴油机房 2 水处理厂 3 高架起重机大厅 4 汽轮机厂房 5 汽轮机厂房起重机 6 发电机 7 凝汽器 8 蓄电池室 9 蒸汽发生器给水器 10 除氧器水箱 11 除氧器 12 反应堆厂房 13 喷淋水汽 14 喷淋水供水管 15 喷淋水控制阀 16 喷淋水喷嘴 17 蒸汽管道 18 蒸汽发生器 19 稳压器 20 反应堆厂房起重机 21 热传输泵 22 泄放冷凝器 23 泄放冷却器 24 进出通道 25 反应堆坑室 26 卸压管 27 反应性机构平台 28 反应性机构导向管 29 排管容器 30 毒物注射喷嘴 31 毒物箱 32 电离室 33 燃料通道组件 34 端屏蔽 35 集管 36 输水管 37 装卸料机桥架 38 装卸料机桥架支柱 39 装卸料机 40 装卸料机悬链装置 41 燃料通道终端部件 42 蒸汽发生器支柱 43 输水管保温舱 44 装卸料机坑室门 45 端屏蔽冷却 46 装卸料机钢架轨道 47 慢化剂入口管 48 新燃料转运机 49 新燃料通道 50 装卸料机辅助通道 51 演习设施 52 乏燃料通道 53 乏燃料升降机 54 乏燃料区入口 55 空气闸门 56 起重机 57 乏燃料装运区 58 乏燃料装卸区 59 乏燃料池构架 60 乏燃料池 61 乏燃料转运筐 62 乏燃料转运车 63 乏燃料储存筐 64 装卸料机维修区 65 去污室 66 新燃料储存 67 工具仓库 68 蒸汽回收设备 69 办公室 70 控制室 71 控制设备室 72 计算机房图3 重水堆核电厂厂房布置

CANDU-6型重水堆核电厂设置有各种系统为反应堆和汽轮发电机组配套设施服务，其中包括重水堆热传输系统及各辅助系统、重水堆慢化剂系统及辅助系统、重水管理系统、重水堆安全系统、放射性废物处理系统，以及主蒸汽系统、主给水系统、冷凝水系统、循环冷却水系统等。

CANDU型重水堆核电厂设置两个冗余、独立、不同原理的停堆系统，一个独立的重水堆停堆冷却系统，两台独立的、位置分隔的柴油发电机组和两个控制室，可以防止重水堆核电厂发生事故，确保核电厂安全。

CANDU型重水堆由于采用天然铀做核燃料、重水做慢化剂和冷却剂，因此具有如下安全特征：

①重水堆在整个寿期内剩余反应性较低，即使在主热传输系统失水事故时，由于过慢化的核设计特性而引入正反应性，它仍然在安全停堆控制能力之内。

②由于重水慢化剂和冷却剂是分隔开的，慢化剂工作温度较低（正常运行时为69℃），而反应性控制装置均放在低温、低压的慢化剂系统，因此使控制机构的可靠性提高，不会像压水堆核电厂那样可能产生弹棒事故。

③CANDU型重水堆燃料组件在轻水中不会发生临界，因此在发生严重事故时，从安全壳顶部应急堆芯冷却系统注入的轻水可确保燃料组件的冷却，且不会重返临界。

④在失水事故时若同时发生应急堆芯冷却系统失效，由于燃料通道的压力管和排管之间有1厘米间隙，排管容器中低压、低温的重水慢化剂可吸收压力管传来的热量，排管容器中的重水可作为热阱，防止燃料发生融化。若发生燃料融化的严重事故，重水慢化剂又不能完全吸收融化热量，堆腔内作为屏蔽用的轻水同样也起到热阱的作用，吸收堆芯碎片和慢化剂的余热。

由于所设置的安全系统及其自身固有的安全特性，CANDU型重水堆核电厂有很好的安全性。

此外，CANDU型重水堆核电厂反应堆采用多根卧式压力管燃料通道，在反应堆满功率运行时，利用两台自动装卸料机进行连续换料，可以减少核电厂停堆时间，从而提高了核电厂的可利用率。CANDU型重水堆核电厂除了发电外，若有需要，它还可以利用钴⁵⁹Co调节棒代替不锈钢调节棒生产大量⁶⁰Co同位素。一台电功率为700兆瓦的机组可年产约1.11×10¹⁷贝可的⁶⁰Co同位素。因此，CANDU型重水堆核电厂的优点是比较突出的。但是，CANDU型重水堆排管容器的压力管寿命为25年，运行期间必须更换，更换技术复杂，辐射剂量大、停堆时间长；另外，重水十分昂贵，初装量大，一台700兆瓦级核电厂的重水初装量需要450吨左右，且每年还需补充0.5%以上。这就要求重水的泄漏或损失要尽量小，要采取回收措施，从而增加了核电厂系统的复杂性。且因重水受辐照后生成氚，要尽可能采取措施，避免氚逸出而污染环境。