(完整版)反应堆本体结构
核反应堆总论 第八章 压水堆本体结构
但镍基合金的最大缺点是中子吸收截面大，造成较多的 无益的中子损失。 锆合金格架又分为两种：
– 一种是全锆格架，其主要优点是节省燃料循环费用； – 另一种是锆合金框架中含镍基合金支撑的双金属格架，它 综合了镍基合金格架和全锆合金格架的优点。
– 近年来在工程中已开始使用锆合金。
控制棒导向管
材料：不锈钢或锆—4合金制成 作用：它对控制棒在堆芯上下移动起导向作用。 控制棒与导向管之间留有一定的间隙的用途：
对反应堆本体设计的要求
1、遵循国家相关规定（国家核安全局颁发的《核电质量 保证安全规定》）； 2、遵循相关设计准则（压水堆核电厂结构总体设计准则、
堆内构件设计准则、压力容器设计准则、燃料相关组件设计准则 等）；
3、满足强度、刚度、和抗腐蚀性能； 4、满足核性能和耐辐照的要求； 5、对堆内主要构件从造型、选材加工到组装 必须做大量试验研究工作； 6、对重要部件尤其是堆芯部件需要在其他反 应内进行验证。
8.1.1燃料组件
燃料组件的工作环境：
–处在高温、高压、含硼水、强中子辐照、腐
蚀、冲刷和水力振动等恶劣条件下长期工作， 因此核燃料组件的性能直接关系到反应堆的 安全可靠性。
8.1.1燃料组件
新型压水堆燃料组件按17×17排列成 正方形栅格； 在每一组件的289个可利用的空位中， 燃料棒占据264个，其余的空位装有控 制棒导向管，最中心的管供中子注量 率测量用。 组件中的燃料棒沿长度方向设有8层弹 簧定位格架，将元件棒按一定间距定 位并夹紧，但允许元件棒能沿轴向自 由膨胀，以防止由于热膨胀引起元件 棒的弯曲。 控制棒导向管、中子注量率测量管和 弹簧定位格架一起构成一个刚性的组 件骨架。 元件棒按空位插于骨架内。骨架的上、 下端是上、下管座。
反应堆结构课件3第三章
燃料元件包壳
材料： 锆－4 合金
燃料元件包壳壁厚的选择 结构强度 化学，腐蚀 一定的安全裕度
包壳内壁与燃料芯块的径向间隙 大小与间隙的导热系数 有密切关系，是影响芯块温度的重要因素，同时芯块的 各种特性如导热系数，裂变气体的释放，蠕变和塑性形 变等也都随温度变化。
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“骨架”结构
定位格架
控制棒导管 中子通量测量导管 上管座 下管座
7：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴
如此循环动作，直到达到下降位置为止。 若要保持控制棒在某一位置时，仅传递线圈通电，传 递钩爪承载。 47
紧急停堆－控制棒自由落体
当要实行紧急停堆时，三个线圈 都断电，所有钩爪均脱开， 控制棒在重力作用下，快速 插入堆芯。
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反应堆压力容器
反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在高压(15.5MPa左 右)、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下，寿命不少于40 年。百万千瓦级核电厂压力容器高约13m，内径5m,筒体壁厚200mm, 总重约330t。
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棒状燃料元件棒
结构组成
选材原则：限制燃料和包壳 的使用温度 包壳的作用以及选材特点 机械强度；第一道屏障 燃料芯块结构特点 锆氢反应？任何防止？1 2 集气空腔盒充填气体作用： 轴向空腔和径向间隙作用， 预冲压氦气技术作用 15
芯块的结构特点
结构尺寸：圆柱体形 何谓“环脊” 现象 为何采用碟形加倒角的 结构形式 如何防止辐照肿胀的破 坏： 1碟形加倒角 2制孔剂 芯块密度的选择
作用：
1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造，成本低 49
反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
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反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特
殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
运行和事故工况下快速控制 反应性的手段。下面看一下 17 17型燃料组件的棒束型 控制棒组件的结构图。
大约1/3的燃料组件的控制棒
导向管是为控制棒组件占据的。
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2、控制棒组件
控制棒：由星型支架和吸收剂棒组成。
以连接饼为中心呈辐射状有16根连接
翼片，每个翼片上装有一个或两个指 状物，每个指状物带有一根吸收棒。 通过螺纹固定，然后用销钉紧固，这 些吸收剂棒可插入对应燃料组件24根
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(a)燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径 为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。
（大亚湾采用直径8.192mm，高度13.5mm）
每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块
因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。
一根燃料棒内装有271个燃料芯块。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。
组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14，
15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
优点：减少了堆芯内的结构材料； 冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。
下面看一下17 17型燃料组件的总体图。
反应堆结构
反应堆结构反应堆结构及几种典型反应堆系统反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
如下图它可分为反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构四部分。
下面主要介绍反应堆堆心和压力容器。
1、反应堆堆芯：核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
1.1、燃料组件：燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。
其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。
如下图定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。
在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。
弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。
这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。
每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。
其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。
在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。
缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。
压水反应堆结构与材料
二．因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材， 所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有 效地提高了反应堆的平均容积比功率。
三．即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元 件，其中心温度一般也不超过900℃。
虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗 相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只 能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受放射性辐照的条件下工作的特殊 要求，要求压力壳材料有较高的机械性能，抗辐照性能及热稳定性。
为了防止高温含硼水对压力壳材料的腐蚀，压力壳的内表面堆焊一层几毫 米厚的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱形高压容器，压力壳由壳体 和顶盖两部分组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部 件组焊而成。顶盖由半圆形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。
板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金 或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶 瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：
三．由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性 好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以 上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。
燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下，燃料芯块出现 的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷
燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生过 锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸 收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将 释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。 其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包 壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用 下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒 的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫 克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。
《核电厂蒸汽供应系统》第2章 AP1000反应堆本体结构(1)
上管座示意图
AP1000燃料组件上管座
• 可拆卸上管座是燃料组件的上 部结构部件，提供对 RCCA、 离散式可燃毒物组件和其它相 关组件的部分保护空间；
• 焊接型上管座的基本组成部件 包括适配板、围板和顶板；
• 上管座包括 4 组压紧板弹簧， 弹簧由因科镍 718 制成，其它 的上管座部件均由 304 不锈钢 制成。
2.2 反应堆堆芯和燃料（3）
➢ 堆芯结构描述 • 堆芯位于压力容器中心，由 157 个几何形状及机械结构完
全相同的燃料组件构成； • 堆芯高 3.65 m，等效直径 3.04 m； • 初始堆芯按燃料组件富集度分为三个区，富集度高的燃料
组件放置在堆芯外区，富集度低的燃料组件以棋盘状排列 在堆芯的内区（目的是展平堆芯功率）。
反应堆堆的基本功能 • 承受运输、操作和堆芯装载中引起的非运行载荷作用； • 可接受控制棒的提升和下插，以便为功率运行和反应性停
堆状态提供所需的反应性控制； • 可为堆芯测量仪表的插入提供通道； • 反应堆压力容器和堆内构件，与燃料组件结构一道，引导
反应堆冷却剂流经堆芯。
系统示意图
2.2 反应堆堆芯和燃料（1）
➢ 堆芯传热过程与特点 • 反应堆压力壳的冷却剂进、出口接管都布置在堆芯顶部以上
，其目的是为了保证在失水事故（LOCA）时，压力壳内仍 能保留一部分冷却剂来冷却堆芯； • 冷却剂从进口接管流入压力壳，沿吊篮与压力壳内壁之间的 环形通道流向堆芯下腔室，然后自下而上流过堆芯，带走堆 芯释出的热量。加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流 出至蒸汽发生器，将热量传给二次侧给水； • 从蒸汽发生器出来的冷却剂通过主泵升压后流回堆芯入口。
大亚湾核电站本体结构
2.3棒束控制组件
棒束控制组件包括一组24根吸 收剂棒和用作吸收剂棒支承结 构的星形架；星形架与安置在 反应堆容器封头上的控制棒驱 动机构的传动轴相啮合。
图2-6展示出一个棒束控制组 件的概貌。
2、星形架
星形架由中心毂环、翼片和下部呈圆筒形的指 状物等组成，它们之间用钎焊相连接。毂环上 端加上多道凹槽，以便与传动轴相啮合并供吊 装用。与毂环底端成整体的圆筒中设置有弹簧 组件，以便在紧急停堆时，当棒束控制组件与 燃料组件上管座的连接板相撞击时吸收冲击能 量。
4、堆芯相关组件
堆芯相关组件包括可燃毒物棒 组件、初级中子源组件、次级 中子源组件和阻力塞组件四种， 每一种组件都包括：
一个压紧组件形成的支承结构。四 种堆芯相关组件的压紧组件结构都 是相同的，它放置在燃料组件上管 座的承接板上； 24根棒束。每根棒的上端塞先用螺 纹拧紧到压紧组件上，然后用销钉 定位，最后将销钉焊接固定。
缓冲段以下在第一层格架的高度处，导向 管扩径至正常管径，使这层格架与上面各 层格架以相同的方式与导向管相连。
图2-4 导向管的缓冲段结构及 其与下管座的连接
6、通量测量管
放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通 量探测仪的钢护套管。通量测量管由锆-4合金制成， 直径上下一致，其在格架中的固定方法与导向管相同。
(1)压紧组件结构
压紧组件由轭板、弹簧导内筒、底板、内外 两圈螺旋弹簧及销钉等组成，零部件全部用 304型不锈钢制造。图2-10展示了压紧组件的 结构。
底板上留有冷却剂流经的通道，钻有插固定 可燃毒物棒、中子源棒和阻力塞的螺纹孔。
底板与弹簧导向筒相焊，导向筒为内外两圈 螺旋形压紧弹簧提供横向支承。底板承放在 燃料组件上管座的承接板上，而在这两块板 之间留有水流通过的空间。
（完整版）反应堆工整理讲解
（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
反应堆结构讲解
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中广核工程公司调试部核岛调试处
2007年11月
CNPEC
2.反应堆压力容器 SUE/SNI
2.2 压力容器选材原则
• 材料应具有高度的完整性
– 保证材质纯度 – 很好的渗透性、小的偏析 – 成分和性能的均匀性 – 很好的可焊性
• 材料应具有适当的强度和足够的韧性
– 防止脆性断裂的根本途径是韧性（材料抗裂纹扩展的能力） – 脆性断裂是最严重的失效形式
上法兰 压力容器的重力通过管嘴下部传递给基础 吊篮断裂则由二次支撑组件承重
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CNPEC
1. 压水堆结构概述 SUE/SNI
冷端双端断裂后吊篮的变形
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其它
1. 压水堆结构概述 SUE/SNI
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1. 压水堆结构概述 SUE/SNI
堆芯设计应满足的基本要求
堆芯功率应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出； 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经
济性； 有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力； 有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数； 堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。
SUE/SNI
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反应堆结构
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目录
1. 压水堆结构概述 2. 反应堆压力容器 3. 堆内构件 4. 堆芯结构 5. 控制棒组件 6. 控制棒驱动机构 7. 堆内测量装置 8. 反应堆本体运行问题
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反应堆工作原理图
反应堆工作原理图反应堆是一种核能利用设施，它能够将核裂变反应转化为电能。
反应堆的工作原理图可以分为两个部分：核反应和能量转换。
一、核反应核反应是指发生在反应堆核心中的核裂变反应。
反应堆核心中的燃料是铀-235（U-235），它是一种放射性金属，能够通过裂变反应释放出能量。
当一个U-235核被中子轰击时，它就会发生裂变，产生两个小核和几个中子。
这些中子能够激发其它的U-235核，从而形成一个连锁反应。
为了控制核裂变反应的速率，反应堆会使用控制棒。
控制棒是一种由吸收中子能力强的材料制成的棒状物体，比如说银、铜和钴。
在反应堆中，控制棒被插入到核燃料棒的中间，能够减缓或停止核反应，从而控制能量的释放速率。
二、能量转换能量转换是将核裂变反应释放的能量转化为电能的过程。
这个过程主要分为三部分：冷却剂、蒸汽和涡轮机。
冷却剂是一种用于吸收和传递裂变反应产生的热能的流体。
常用的冷却剂有水和氦气。
在循环系统中，冷却剂被带到核反应堆中，与燃料接触并吸收热能，然后将其流向蒸汽机组。
在蒸汽机组中，冷却剂和水接触并产生蒸汽。
这个过程类似于一个传统的煮水壶，只不过这个壶里的水是由核反应堆产生的。
蒸汽通过管道流向涡轮机。
涡轮机的转动产生高速旋转的轴，其末端带着一个发电机。
发电机将旋转的动能转化为电能，并通过变压器将电能转移至电网。
当反应堆运行时，接入电网的家庭和企业能够使用这个电能。
总结反应堆的工作原理是基于核裂变反应和能量转换的。
核反应是在反应堆核心发生的一系列裂变反应，控制棒用于控制反应速率。
能量转换是将核反应释放的能量转化为电能的过程，包括冷却剂、蒸汽和涡轮机。
这些过程共同构成了反应堆的工作原理。
核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)
作用：将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内；防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式：通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩：
作用：为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式：通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用：
作用：操纵销爪组件动作。
组成：
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制，外有线圈盒。 供电：
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括：
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用：
1、将堆芯组件定位、压紧，防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么：
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的３ 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题，堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下：
１、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳，1排气管， 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔，O形密封环， 泄漏探测管，支承台肩，定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
反应堆结构
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2.反应堆压力容器
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2.2 压力容器选材原则
• 材料应具有高度的完整性
– – – – 保证材质纯度 很好的渗透性、小的偏析 成分和性能的均匀性 很好的可焊性
•
材料应具有适当的强度和足够的韧性
– 防止脆性断裂的根本途径是韧性（材料抗裂纹扩展的能力） – 脆性断裂是最严重的失效形式
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1. 压水堆结构概述
SUE/SNI
堆芯设计应满足的基本要求
堆芯功率应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出； 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经 济性； 有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力； 有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数； 堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。
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2.反应堆压力容器
SUE/SNI
导向装置-径向支承块
壁焊有4个周向分 布的径向支承块 （槽），与吊篮相 对应的径向支承键 相配，限制吊篮径 向和周向摆动。 径向支承块上装有 可调整的U形块， 以便在现场安装时 调整配和尺寸。
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中广核工程公司调试部核岛调试处2007suesnsuesncnpec734444其它堆芯组件其它堆芯组件功能中广核工程公司调试部核岛调试处2007suesnsuesncnpec744444其它堆芯组件其它堆芯组件并构成了一个水腔加热了的冷却剂由燃料组件上管座流向堆芯上栅格板的流水孔上管座还构成燃料组件的相关部件的护罩承接板304型不锈钢304型不锈钢顶板304型不锈钢四个板弹簧因科镍718相配的零件304型不锈钢板弹簧顶板承接板中广核工程公司调试部核岛调试处2007suesnsuesncnpec754444其它堆芯组件其它堆芯组件承接板承接板用于与导向管相连承接板起燃料组件上格板的作用即使燃料棒保能防止燃料棒从组件中向上弹出围板顶板围板顶板围板是正方形薄壁管式壳体它组成了管顶板是正方形中心带孔的方板以便控制棒束通过管座插入燃料组件的导向管并使冷却剂从燃料组件导入上部堆内构件区顶板的对角线上有两个带有直通孔的凸台它们使燃料组件顶部定位和对与下管座相似上管座顶板上的定位的定位销相配合
石墨反应堆结构
石墨反应堆结构石墨反应堆是一种利用石墨作为中子减速剂和热传导介质的核反应堆，具有很高的热稳定性和安全性。
石墨反应堆常用于核能发电和核燃料再处理等领域。
本文将介绍石墨反应堆的结构和工作原理。
一、石墨反应堆的基本结构石墨反应堆的基本结构包括反应堆芯、石墨堆芯外壳、燃料元件、石墨堆芯支撑结构和冷却剂系统等。
1. 反应堆芯反应堆芯是石墨反应堆的核心部分，负责储存和控制核燃料。
在反应堆芯内，放置有大量石墨砖块，用于减速中子和提供热传导。
石墨砖块之间的空隙用于放置燃料元件和控制棒。
2. 石墨堆芯外壳石墨堆芯外壳是用石墨制造的容器，用于保护反应堆芯，并防止核燃料泄漏。
石墨堆芯外壳具有良好的热传导性能，可以将芯内的热量有效地传导到外部。
3. 燃料元件燃料元件是放置在石墨堆芯内的核燃料装置，通常采用铀燃料或钚燃料。
石墨反应堆采用的是固体燃料，燃料元件通过放射性衰变释放出大量热能，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机组。
4. 石墨堆芯支撑结构石墨堆芯支撑结构是用于支撑石墨砖块和燃料元件的结构。
常见的支撑结构有石墨柱和石墨板。
石墨柱通常垂直放置于堆芯中，起到支撑和导热的作用，而石墨板则水平放置，用于分隔石墨砖块和燃料元件。
5. 冷却剂系统石墨反应堆的冷却剂系统负责将热量从反应堆芯传出，防止反应堆过热。
常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
冷却剂通过循环流动，将热量带走，并将其转化为电能。
二、石墨反应堆的工作原理石墨反应堆利用核燃料的裂变产生的中子，与石墨中的碳原子发生弹性碰撞，使中子的速度降低，从而减速中子。
减速后的中子再次与核燃料发生裂变反应，释放出大量的热能。
在石墨反应堆中，通过控制棒的升降来调节裂变反应速率。
控制棒是由吸中子材料制成，如硼或银等。
当控制棒插入堆芯时，吸收中子，减少裂变反应；当控制棒抽出时，中子增加，裂变反应加速。
石墨反应堆的冷却剂循环系统起到将热量带走的作用。
冷却剂从反应堆芯中吸收热量，经过热交换器，将热能传递给工作介质，如水或气体。
反应堆结构设计
组件结构设计： 国外压水堆高性能燃料组件的开发按17×17-25
型排列主要有三种结构型式：法国的AFA－3G,西屋 Performavce+和西门子动力公司的HTP。
图4.6.2，4.6.3，4.6.4。 结构材料： （1）活性段结构材料
包括燃料棒包壳、导向管、通量管和定位格架。 采用吸收中子少，耐腐蚀，低辐照生长和低蠕变的新 型锆合金：ZiRLo，M5,ELS-DUPLex锆合金。
几十个可燃毒物和阻力塞组件及4个中子源组件，构 成等效直径为3.04m，活性区高度为4.267m的核裂 变反应区。
图4.1.1 堆芯布置 功能：
实现核燃料裂变并将核能转化为热能，既是释放 能量，又是强放射性源。
燃料棒包壳是放射性裂变产物的首道屏障。 燃料组件栅格排列保持核设计中堆芯水铀体积比。
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4.1.1
图
堆 芯 布 置
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组件结构可为控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞 和中子探测提供导向，插入和冷却条件。
组件结构为冷却剂流动和带出热量分布均匀。 燃料组件为安全三级，抗震类别为SSE，质量等级 为QA1级。 设计准则： 在冷却剂压力，温度下燃料棒包壳必须自立 设计寿期内，燃料棒不应发生蠕变坍塌 设计寿期内棒内部气体压力低于冷却剂工作压力 最热燃料芯块中心温度低于二氧化铀燃耗相应熔点 包壳有效应力不超过材料辐照后屈服强度
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图4.1.4 AP1000燃料组件
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表4.3 未辐照过的AP1000燃料组件结构参数
总高（不包括顶部弹簧） 组件横截面长/宽 燃料长度 燃料棒长度 燃料棒内上空腔长度 燃料棒内下空腔长度 包壳材料 中间格架和搅混格架材料 底部和顶部格架材料 燃料芯块 下管座 材料 上管座
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第三章 核反应堆结构与材料
反应堆压力容器
• 反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内 构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密 封的金属壳内进行。一般把燃料元件包壳称为 防止放射性物质外逸的第一道屏蔽，把包容整 个堆芯的压力容器及一回路管路系统称为第二 道屏蔽。
• 压力容器外形尺寸大、质量大，加工制造技术 难度大，特别是随着核电站单堆容量增大，压 力容器的尺寸也越来越大。
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• 反应堆堆内构件包括吊篮部件、压紧部件、堆内 温度测量系统和中子通量测量管等。其作用是： （1）使堆芯燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组 件、中子源组件和阻力塞组件定位及压紧； （2）保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒组 件的运动起导向作用； （3）分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动； （4）固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补 偿堆芯和支撑部件的膨胀空间； （5）减弱中子和γ射线对压力容器的辐照。
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• 反应堆堆芯是释放能量的关键部分，因此反应堆 堆芯结构性能的好坏对核动力的安全性、经济性 和先进性有很大的影响。一般说来，它应满足下 述基本要求： （1）堆芯功率分布应尽量均匀； （2）尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料； （3）有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力； （4）有较长的堆芯寿命； （5）堆芯结构紧凑，换料操作简便。
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• 反应堆压力容器顶盖
反应堆压力容器顶盖由顶 盖法兰和顶盖本体焊接成 一个整体。 （1）顶盖法兰 该法兰上钻有若干个螺栓 孔，法兰支撑面上有二道 放置密封环用的槽。 （2）顶盖本体 压水堆一般都采用半球形 顶盖，半球形顶盖用板材 热锻成形。
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• 压力容器筒体
压力容器筒体由以下几个部分组成。 （1）法兰段 法兰上钻有若干个未穿透的螺纹孔。法兰段上还 包括：与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支撑面； 一根泄漏探测管；一个支撑台肩。 （2）接管段 反应堆的进出水口从这里引出，根据一回路环路 数量的不同有不同的接口数。
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由外向内倒料方式的优缺点
优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的 利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为 3.25%，高于首次装料。 因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大， 中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 （即调节慢反应）
注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
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➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度，然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部，用端 塞压紧，再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
导向管和1根堆内测量导管，共计289个栅元格。
➢ 测量导管位于组件中央位置，为插入堆芯内测量中子
通量的探测器导向并提供了一个通道。
➢ 控制棒导向管为插入控制棒组件或中子源组件或可燃
毒物组件或阻力塞组件提供了通道。
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➢从结构上看，
核燃料组件是由 燃料元件棒和组 件的“骨架结构” 两部分组成。
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（1）燃料元件棒
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“内-外”式换料策略
CPR1000压水堆（岭澳二期核电厂）采用合理的“内-外” 式换料策略。使得岭澳二期核电厂反应堆在总体性能上比 未采用改进项的岭澳一期核电厂有明显提高。 采用内→外装料方式，通过加大堆芯中235U的装入量，中子价 值高的新燃料组件置于堆芯内区，把内区辐照深度大的燃料 组件移到堆芯的最外层，并改为18个月换料，从而实现低泄
组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成，内区则混合交错布置52个富集 度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。
➢换料时将外区的燃料组件向内区倒换，富集度为
3.25%的新燃料组件则加在外区。经过一个运行周 期后，三区装载的压水堆中，大约有1/3的燃料组件 需要更换，而每个燃料组件在反应堆堆芯内的时间一 般是三个运行周期。
优点：减少了堆芯内的结构材料； 冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。
下面看一下17 17型燃料组件的总体图。
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燃料芯块
燃料组件与燃料元件
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间距
12.6mm，横截面尺寸214×214mm2，总高为4058mm。
➢ 每个这样的组件共有264根燃料元件棒，24根控制棒
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89 Kr 89 Rb 89Sr 89 Y
或 n 235 U U 236 * 140 Xe 94Sr 2n
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140 Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce
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94Sr 94 Y 94 Zr
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现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方
命； （2）减少换料大修次数，降低大修成本； （3）增加年发电量，提高电站利用率； （4）降低放射性废物产生量和人员受照量。
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为了满足电网要求，避免在每年6—9月份用电高峰 期进行大修，18个月的换料方式实际上采取的是长/ 短 循环交替进行的换料方式。即更换72个新组件后，运 行一个长燃料循环（19个月）；下次换料则更换68个 新组件，再运行一个短燃料循环（17个月）。
形的无盒燃料组件构成;
燃料组件按一定间距垂直坐放在堆芯下栅格
板上（板上有能定位和定向的对中销），使组成 的堆芯近似于圆柱状;
堆芯的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压
力壳支持。堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和 燃料组件装载数而定。
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大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置共有
157个横截面呈正方形的无盒燃料组件。
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
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堆芯布置
➢ 堆芯又称活性区，是压水堆的心脏，可控的链式
裂变反应在这里进行，同时它也是个强放射源。
n 235 U 236 U* 144 Ba 89 Kr 3n
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144 Ba 144 La 144 Ce 144 Pr 144 Nd
岭澳核电站则从第二循环开始进入混合堆芯阶段；从 第三循环开始富集度提高到3.7%。循环周期暂维持12 个月。
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堆芯的反应性控制
1、控制棒调节：依靠棒束型控制棒组件的提升或插
入，来实现电厂启动、停闭、负荷改变等情况下比较 快速的反应性变化。（即调节快反应）
2、硼浓度调节：调整溶解于冷却剂中硼的浓度来补
露燃料管理。
内→外装料方式可以减少中子的径向泄露，增加堆芯的 反应性，提高燃料的卸料燃耗。但该装料方式会使堆芯功 率分布不平坦性增加，功率峰因子增大，因此，需采用 203Gd作可燃毒物来抑制功率峰。
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对于18个月换料低泄露燃料管理策略，与常规的年换料方
式相比，能够： （1）降低压力容器中子注量率，有利于延长压力容器的寿
53个插有控制棒组件
157个无盒燃料组件
66个装有可燃毒物组件 4个插有中子源组件
34个装有阻力塞组件
大亚湾准圆柱状核反应区高3.65m，等效直径3.04m。 热功率1800MW，堆芯直径约2.5m;3800MW,3.9m。 高度为核燃料的高度，3.6~4.3m.
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堆芯布置换料策略
➢ 该堆芯首次装料时，由三种不同富集度的燃料