核电人必须掌握的知识二

第2章反应堆结构
反应堆是产生、维持和控制链式核裂变反应的装置，它以一定功率释放出能量，并由冷却剂导出，再通过蒸汽发生器将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器二次侧给水，产生蒸汽，驱动汽轮发电机发电。

大亚湾核电站反应堆的堆型是压水堆，用加压轻水作为慢化剂和冷却剂，位于安全壳的中央。

图2.1是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：
●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
反应堆结构部件除了在机械强度、刚度、加工精度和耐腐蚀等方面应满足比一般机械设备更高的要求外，还要满足核性能和抗辐照方面的要求。

结构材料在反应堆内受到核裂变放出的高能量γ射线和各种能量的中子的轰击后，材料性能发生变化，同时还带有很强的放射性。

因此，对反应堆主要部件在设计、制造、安装和在役检查的各阶段都要进行严格的质量控制，以保证反应堆安全可靠地运行。

图2.1 反应堆纵剖面图
2.1 反应堆堆芯
堆芯是反应堆的核心部件，核燃料在堆芯内实现核裂变反应，释放出核能，同时将核能转变成热能，因而它是一个高温热源和强辐射源。

2.1.1 堆芯的组成和布置
如图2.2，堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列而成，其当量直径为304cm。

堆芯首次装料时，有三种不同富集度（即235U在铀中所占的份额，又称浓缩度）的燃料组件，分别是1.8%、2.4%和3.1% 。

因为堆芯沿径向中子通量的分布是中间高外侧低，为了提高堆芯平均功率密度和充分利用核燃料，采取按富集度不同分区装料和局部倒料的燃料循环方式，即堆芯的四周由52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，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，组成第2区和第1区。

换料时卸出第1区的乏燃料组件，外围的组件向内部区域倒换，新加入的燃料组件放在第3区（最外围）。

采用这样的燃料分布方式可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的利用率。

目前每年更换约1/3燃料组件（更换组件的具体数目要根据本年度发电计划及上一循环燃耗情况确定），称为一个燃料循环。

图2.2 堆芯燃料组件布置（第一循环）
从第二个循环开始，新装入的燃料组件的富集度为3.25%，高于首次装料，这是因为运行一段时间后堆芯内积累了一些吸收中子的裂变产物，需要增加正反应性储备。

需要指出的是，从第七循环开始，为满足不断增长的发电需求，大亚湾核电站新换燃料的富集度改为3.7% 。

按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。

根据燃料组件在堆芯中的不同位置，在其中分别放置了控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。

2.1.2 燃料组件
大亚湾核电站目前使用AFA-2G型燃料组件。

燃料组件由燃料元件棒和组件骨架组成，如图2.3所示。

控制棒导向管、中子通量测量管与定位格架焊接在一起，上、下管座用螺钉与控制棒导向管连接起来，构成可拆式骨架。

燃料元件棒插入定位格架内，由弹簧片夹持着。

图2.3 燃料组件
每个燃料组件共有264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和一根堆内测量导管，它们按17×17排列成正方形栅格，共有289个棒位。

整个棒束沿高度方向设有8个定位格架。

264根燃料元件棒插入定位格架内，由定位格架支撑，并保持燃料棒的间距。

燃料组件的上、下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯时用这些定位销孔与堆芯上、下栅格板上的定位销相配合，使组件在堆芯中按一定间距定位。

上管座装有压紧弹簧，使燃料组件承受轴向压紧力，防止冷却剂自下向上流动的冲力引起组件窜动，同时可以补偿热态下各种结构材料的热膨胀，并减少在突然的外来载荷（包括地震）作用下燃料组件所承受的冲击载荷。

下面分别介绍燃料组件各部件的结构。

1．燃料元件棒
燃料元件棒由燃料芯块、燃料包壳、压紧弹簧、上端塞和下端塞等几个部分组成，如图2.4所示。

图2.4 燃料元件棒
每根燃料元件棒装有271块UO2燃料芯块，这些芯块叠放在壁厚0.57mm的Zr-4合金管（包壳）中，两端焊封端塞，构成长3852mm、外径9.5mm的燃料元件，其中芯块区（即活性区）长度为3657.6mm。

燃料元件包壳的上端塞上有一个气孔，制造时通过它向燃料包
壳内充以3.0MPa压力的氦气，然后将这个气孔焊死。

充氦气是为了减小燃料元件放入堆芯后冷却剂压力对包壳形成的压应力。

燃料元件内预留有足够容纳燃料释放出的裂变气体的容积。

在包壳与燃料芯块之间的间隙为0.17mm，这个间隙允许包壳和燃料芯块的不同热膨胀和辐照肿胀，减少包壳超应力的风险。

在燃料芯块的上部有一个不锈钢压紧弹簧，它防止燃料装卸操作或运输过程中燃料芯块在包壳内窜动，以及允许芯块高温辐照后沿轴向的肿胀。

(1) 燃料芯块
燃料芯块由低富集度的UO2粉末经冷压，在1700℃高温下烧结成圆柱形陶瓷体，其直径为8.19mm，高13.5mm。

燃料芯块最高工作温度应低于UO2的熔点（2800℃，设计中取2590℃）。

芯块的密度对导热系数有很大影响。

为了使芯块的温度降低，要求密度高；为了减小高燃耗时燃料的肿胀，又需要预留气孔，即降低密度。

综合两者的需求，取理论密度的95%。

大亚湾核电站的燃料芯块密度为10.04g/cm3，平均燃耗可达33000MWd/tU。

燃料芯块经辐照后发生如下变化：
①热膨胀
在正常运行时，燃料芯块中心温度在热点处可达1670℃，芯块中心与外径的温度梯度大于1000℃/cm。

在这么大的温度梯度作用下，圆柱形的芯块将出现所谓“扯铃”变形，如图2.5(a)所示。

它导致芯块端部与包壳接触，产生芯块—包壳相互作用（PCI），使包壳的局部应力增加，从而导致包壳出现裂缝甚至破裂。

为了消除这个缺陷，在芯块压制成型时，在芯块端部加工出一个圆形倒角；为了限制燃料芯块由于轴向膨胀引起的长度增加，将每个芯块的两端加工成蝶形面。

如图2.5(b)所示。

图2.5 燃料芯块受辐照后外形的变化
②致密化
由于采用粉末压制芯块的制造方法并加入了造孔剂，在芯块中存在很多细孔。

在运行时这些细孔逐渐消失，芯块密度增加，称为芯块的致密化。

致密化使芯块直径减小，即燃料芯块与包壳之间的间隙增大，在外部压力作用下，可能使包壳局部压坏而破裂。

③肿胀
芯块的肿胀是由于固体和气体裂变产物的滞留引起的。

肿胀使得芯块的直径随着辐照量增加而增加，而包壳受外部压力产生蠕变使包壳直径减小，这两种现象使得包壳和芯块之间的间隙减小，它在燃料寿期末引起燃料-包壳的相互作用，并还可能导致包壳破裂。

④裂缝
UO2的拉伸性能很差，它在径向温度梯度的影响下，使芯块产生径向裂缝。

在功率连续变化的影响下，这些裂缝将张开或闭合，使得包壳上已经具有很高应力的地方出现材料疲劳
而导致裂开。

⑤释放裂变气体
燃料芯块在裂变反应中产生氪、氙等裂变气体，这些气体的大部分停留在芯块内，一小部分释放到包壳与芯块之间，引起燃料包壳内压的升高。

裂变气体的释放量随温度和燃耗而变大，在寿期末由释放出的裂变气体产生的内压高达15.0MPa。

必须使运行时燃料包壳的内压小于冷却剂的压力，否则将引起包壳向外蠕变导致包壳损坏。

为限制这种现象，要在设计时考虑降低燃料中心温度，所采取的措施是使用直径小的燃料棒，并在燃料包壳上部预留空间以容纳这些裂变气体。

(2) 燃料包壳
燃料包壳容纳UO2燃料芯块，将燃料与环境隔离开，并包容裂变气体。

它是防止放射性外逸的第一道屏障。

燃料包壳是Zr-4合金管，其外径9.5mm，厚度0.57mm。

Zr-4合金材料成分为1.27～1.7%Sn、0.18～0.24%Fe、0.07～0.24%Cr，其优点是：
——几乎不吸收中子；
——具有良好的机械性能（抗蠕变性和良好的延展性）；
——只有很少的氚穿过Zr管被扩散出；
——正常运行时，与水不发生反应；
——熔点高（1800℃）。

但Zr-4合金导热性差，并且在温度达820℃后开始发生锆—水反应并产生氢气，其反应式为：
Zr＋2H2O→ZrO2＋2H2↑
Zr与水在950℃时反应显著，以后每升高50℃反应热增加一倍，在1200℃以上时包壳会完全烧毁，所以在失水事故时必须保证包壳温度低于1200℃，以免第一道防护屏障被破坏。

2．定位格架
定位格架是支撑燃料元件棒，确保燃料元件径向定位，以及加强元件棒刚性的一种弹性构件。

它由许多Zr-4合金的条带相互插配经钎焊而组成17×17栅格，如图2.6所示。

图2.6 定位格架（部分）
条带上做有弹簧片、支承凸台和混流翼片。

在定位格架每个栅元中，燃料棒由两边的弹簧顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用力使燃料棒保持中心位置。

格架对燃料棒的约束力要足以使其不能窜动，又不能对包壳产生过高的压力。

定位格架也允许燃料棒的轴向热膨胀，其约束力不会大到使燃料棒发生弯曲或变形。

有两种类型的定位格架。

组件中部的6个定位格架带有混流翼片，它从条带的边缘伸到冷却剂通道中，促进冷却剂交混；组件两端的2个定位格架内部不带混流翼片。

定位格架外围带有导向叶，在装卸料操作时防止相互钩连。

3．上、下管座
上、下管座是燃料组件骨架结构的顶部和底部连接构件。

上管座结构如图2.7所示，它由上孔板、侧板、顶板、4个板式弹簧和相配的零件所组
成。

上孔板是一块正方形不锈钢板，上面加工了许多长形流水孔和对应控制棒导向管的圆孔，控制棒导向管上端就固定在上孔板上。

上孔板上的流水孔布置成能防止燃料棒从燃料组件中向上弹出。

顶板是中心带孔的方板，以便控制棒束通过。

顶板的两个对角上设有两个定位销孔，与堆芯上栅格板的定位销相配，以便燃料组件顶部与上栅格板定位和对中。

另一个角上有一个识别孔，以确认燃料组件的方位。

四个板式弹簧通过锁紧螺钉固定在顶板上，弹簧的一端向上突出燃料组件，其下部弯曲朝下，插入顶板的键槽内。

在上部构件装入堆内时弹簧被堆芯上栅格板压下，产生足够的压紧弹力以抵消冷却剂的水流冲力。

图2.7 上管座
下管座是一个正方形箱式结构，由四个支撑脚和一块方形多孔的下格板组成。

在下格板钻有一些流水孔，冷却剂从下管座的水腔通过孔板向上流入燃料组件内部。

下格板的下侧装了滤网，防止杂物进入堆芯，损坏燃料组件。

下格板与控制棒导向管下端用螺钉连接并焊接。

两个对角支撑脚上的销孔与下栅格板上的两个定位销相配合，使燃料组件定位。

4．控制棒导向管
每个燃料组件有24根控制棒导向管，它们为控制棒插入和提出提供了导向通道。

导向管由一根Zr-4合金管制成，其下段在第一和第二格架之间直径缩小，在紧急停堆时，当控制棒在导向管内下落接近其行程底部时，它起缓冲作用。

缓冲段的过渡区段呈现锥形，以避免管径过快地变化。

离过渡段以上不远的管壁设有流水孔，以便正常运行时冷却剂流入管内冷却控制棒，以及控制棒紧急下落时水能够从管内排出。

缓冲段下方在底层定位格架的高度处，管子扩径至正常管径，使管子与定位格架焊接相连。

图2.8 控制棒导向管下部结构
2.1.3 控制棒组件
1．结构
控制棒组件是一种快速控制反应性的工具，在正常运行时用于调节反应堆功率，在事故工况下快速引入负反应性，使反应堆紧急停堆，保证核安全。

图2.9示出控制棒组件的结构。

控制棒组件由星形架和吸收剂棒组成。

星形架用不锈钢制成，它的中央是一个连接柄，其内部通过丝扣与控制棒驱动机构驱动杆上的可拆接头相连接。

连接柄下端装有弹簧组件，当控制棒快速下落时，弹簧可起缓冲作用，减小控制棒组件对燃料组件的撞击。

以连接柄为中心呈辐射状装有16块连接翼片，每个翼片上装有1或2个指状物，每个指状物带一根吸收剂棒，通过螺旋固定，然后用销钉紧固。

共有24根吸收剂棒，这些吸收剂棒可插入对应燃料组件的24根导向管内。

吸收剂棒销孔以下的端塞设计成锥形，使棒能弯曲，以矫正微小的不对中。

图2.9 控制棒组件
有两种吸收剂棒。

一种是不锈钢棒，称为“灰棒”；另一种称为“黑棒”，由Ag(80%)-In(5%)-Cd(15%)合金制成的吸收剂芯体装入不锈钢包壳管中构成，包壳材料为316L不锈钢表面渗氮。

黑棒的包壳和吸收剂之间留有径向、轴向间隙，以允许芯体径向和轴向热膨胀。

在芯体上方装有压紧弹簧，然后两端焊上端塞密封。

2．吸收剂特性
控制棒材料的选择不仅要考虑物理、机械性能，更重要的还要考虑其核特性。

对材料热特性，要考虑热膨胀、热传导和熔点。

要求控制棒在堆芯里受强中子及γ辐照后，能有很高的稳定性，又必须能耐高温，在高温水中有很好的耐腐蚀性。

同时，机械强度及加工性能都应该满足要求。

在核特性上，主要是要有强烈的吸收中子能力。

Ag-In-Cd合金基本上能满足上述要求，尤其它的核特性适合压水堆。

压水堆内中子能谱较硬，即堆内除大部分裂变中子慢化到热能中子外，也有相当部分中子为超热中子。

Cd 的热中子吸收截面大，Ag、In则有较强的超热中子吸收本领，因此Ag-In-Cd合金控制棒在比较宽的能量范围内是很好的中子吸收体。

从图2.10可见，从热能区到50eV的超热能区的中子几乎全部可被Ag-In-Cd控制棒吸收掉。

图2.10 Ag-In-Cd材料的中子吸收
3．控制棒的分类
控制棒组件按棒束中灰棒和黑棒的数目不同分为两类。

一类称为黑棒组，棒束由24根黑棒组成；另一类称为灰棒组，棒束由8根黑棒和16根灰棒组成。

采用这两种棒束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子通量畸变过大。

按在运行中的用途分类，控制棒组件可分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组，见表2.1。

正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节棒在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。

所有控制棒接到停堆信号后能在很短的时间内依靠自身重量落入堆芯，使链式裂变反应中止。

堆芯在第一次燃料循环中装有37个黑控制棒组件和12个灰控制棒组件，以后的燃料循环中装有41个黑控制棒组件（增加4组S A棒）和12个灰控制棒组件。

在第七循环后，由于燃料浓缩度提高到3.7%，为满足核安全要求，增设8组控制棒，作为S D组，这样堆内有61组控制棒。

表2.1 控制棒组的种类及数目
2.1.4 堆芯相关组件
如前所述，堆芯由157个燃料组件组成，其中49（第一循环）或53（后续循环）个燃料组件配置了控制棒组件，剩余的燃料组件则配置堆芯相关组件，包括可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。

每个堆芯相关组件由一个压紧构件外带24根棒组成，其中压紧构件的结构都是相同的，棒束的构成则各不相同，可能全部是阻力塞，可能是可燃毒物棒与阻力塞的组合，还可能包含所有三种棒。

每根棒的上端塞螺旋拧紧到压紧组件的底板上，然后用销钉焊接固定。

如图2.11。

图2.11 堆芯相关组件结构
堆芯相关组件在堆芯中的放置是这样的：24根棒插入燃料组件的导向管内，压紧构件的底板紧贴在燃料组件上管座的孔板上。

在安装堆芯上栅格板时，将上栅格板压在压紧构件的丁字形轭板上，轭板再压紧导向筒的弹簧，使堆芯相关组件固定就位。

1．可燃毒物组件
大型压水堆控制反应性都是同时使用控制棒组件和改变冷却剂中的硼浓度两种方法。

但新堆第一次装料的后备反应性很大，而为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能太高，所以装有66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件以平衡反应性。

之所以称为可燃毒物，是因为其中的10B吸收中子后转变为7Li，不断被消耗掉。

可燃毒物组件在燃料第一循环后全部取出，换上阻力塞组件。

可燃毒物组件的24根棒中有12根或16根可燃毒物棒，其余为阻力塞棒。

在总共66个可燃毒物组件中，含有16根可燃毒物棒的组件为18个，含有12根可燃毒物棒组件为48个。

可燃毒物棒用304型不锈钢管作为包壳，两端用端塞焊接密封。

包壳内放置硼玻璃管芯体，其成分为SiO2+B2O3 。

玻璃管内还装入一根304型不锈钢薄管作为内衬，以防止玻璃管坍塌或蠕变。

图2.12示出可燃毒物棒的结构。

图2.12 可燃毒物棒结构
可燃毒物棒内留有足够的空腔以限制内部压力，即使硼玻璃因10B （n,α）7Li 反应产生的所有氦气全部释放出来，内部压力也低于反应堆运行压力。

这些氦气由不锈钢内衬管的中央空腔容纳。

采用18个月换料后，为了展平堆芯中部的中子通量，需加入一些可燃毒物棒，以钆作吸收材料。

2．中子源组件
反应堆初次运行之前或长期停堆之后，堆芯内中子很少，此时如果启动，堆芯外核仪表无法探测到堆内的中子通量水平。

为了安全启堆，必须随时掌握反应堆次临界程度，以避免发生意外的超临界。

为此，堆芯内装有中子源组件，这些中子源经次临界增殖后产生足够多的中子数，使源量程核仪表通道能探测到堆内中子水平（要求大于2计数／秒），以克服测量盲区。

中子源组件插在堆芯靠近源量程核仪表探测器的燃料组件内。

反应堆堆芯中使用了两种类型的中子源组件，它们是初级中子源组件和次级中子源组件。

(1) 初级中子源组件
初级中子源在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子。

堆内装有两个初级中子源组件，每个组件有1根初级源棒和1根次级源棒，还有16根可燃毒物棒和6根阻力塞棒。

初级中子源是放在一个双层不锈钢包壳内的Cf 25298
（锎）芯块，出厂时放射性强度为100居里，中子发射率为2～4×108n/s ，半衰期为2.54年，可满足第一燃料循环运行周期的要求。

初级中子源组件用于初次启堆，在第一循环后取出，换入阻力塞组件，以后其功能由次级中子源组件代替。

(2) 次级中子源组件
堆芯内装有两个次级中子源组件，每个组件有4根次级中子源棒，其余为阻力塞棒。

次级中子源由叠放在不锈钢包壳内的锑（Sb ）—铍（Be ）芯块组成。

每根次级源棒装入530克锑—铍混合物。

次级源开始不产生中子，只有在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源。

在满功率运行两个月后，其放射性强度可允许停堆12个月后再启动时使用。

换料时次级中子源组件不更换，连续使用。

次级中子源产生中子的反应式如下：
Sb
n Sb 124
51
12351
−→
−+ γ
βTe Sb 124
52
6012451
++−−→
−天
n
Be γBe 8
494
+−→−+
3．阻力塞组件
对于那些既没有布置控制棒束又没有放置可燃毒物棒束或中子源棒束的燃料组件，都放置了阻力塞组件。

每个阻力塞组件有24根阻力塞棒，用它们来堵住燃料组件的导向管，以防止堆芯冷却剂旁路。

阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20cm 。

控制棒在堆芯内的布置见图2.13，堆芯内各组件的种类和数目见表2.2。

图2.13 堆芯内控制棒组件的分布
表2.2 堆芯内各组件的种类和数目
堆芯主要技术参数列于表2.3。

表2.3 堆芯主要技术参数
2.2 堆内构件
堆内构件在反应堆压力容器内支承和固定堆芯组件，分为堆芯下部支承构件和上部支承构件两大部分。

堆内构件的主要功能是；
——支承和固定堆芯组件，承受堆芯重量；
——确保控制棒驱动线的对中，为控制棒运动导向；
——构成冷却剂流道，合理分配流量并尽可能减少堆内无效流量；
——为压力容器提供热屏蔽，减少它受中子和γ射线的辐照；
——为堆内测量提供安装和固定措施；
——为压力容器的材料辐照监督试验提供存放试样的场所。

2.2.1 堆芯下部支承构件
堆芯下部支承构件包括吊篮、堆芯支承板、围板和辐板组件、堆芯下栅格板、热屏蔽、辐照样品管以及二次支承组件等。

图2.14示出堆芯下部支承结构的剖视图。

图2.14 堆芯下部支承结构
1．吊篮
堆芯吊篮是一个高约8.2m的不锈钢圆筒，壁厚51mm。

它有三个冷却剂出口管嘴，其上端带有法兰，下端焊在厚约为500mm的堆芯支承板上。

法兰上有24个流水孔、6个辐照样品孔、3个吊装用的快速连接螺母和4个定位键。

堆芯支承板是一块锻制件，堆芯组件的全部重量由它承担。

吊篮上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上，因此，堆芯支承板所承受的重量通过吊篮法兰传递给压力容器内壁的凸肩。

为了使冷却剂能够从下部流进堆芯，堆芯支承板上开了许多流水孔。

吊篮下端外壁径向焊有四个起导向作用的定位键，它与压力容器内壁上焊接的键槽相配合，使吊篮径向定位，并允许吊篮的轴向膨胀。

吊篮中部内壁上也有4个定位键，为堆芯上栅格板定位。

2．围板和辐板组件
在堆芯吊篮内，装有轴向围板和固定在吊篮上的辐板，它们包围着堆芯，防止反应堆冷却剂旁路燃料组件，并提供横向支承。

因为燃料组件是方形的而堆芯吊篮是圆的，如果没有围板组件，堆芯周围就会出现空隙，一部分冷却剂流量将会绕过堆芯而旁路。

堆芯围板确定了堆芯燃料区的边界，它们从下部的堆芯下栅格板一直延伸到刚好高于燃料组件，引导冷却剂流过堆芯。

围板和辐板组件由若干个垂直板（围板）和水平加强板（辐板）组成。

围板放置在堆芯下栅格板上，辐板用螺钉连接堆芯吊篮和围板，以保证围板准直并提供结构刚度。

辐板厚约20～30mm，围板厚约25～30mm。

辐板共8层，上面钻有一些小孔，允许少量冷却剂流过，以消除压差。

3．堆芯下栅格板
位于堆芯围板下方的堆芯下栅格板是用来放置燃料组件的。

它厚约50mm，其上开了4×157个流水孔。

在下栅格板的板面上对应每个燃料组件位置有2个定位销，以使燃料组件定位。

下栅格板置于吊篮下方内侧的凸环上，68根支承柱（其中有20根兼作中子通量仪表的导管）把堆芯下栅格板和吊篮底板连成一个整体，并把堆芯下栅格板所承受的载荷比较均匀地传递到吊篮支承板上，支撑柱上端有可调螺母用来调整下栅格板的平直度。

4．热屏蔽
热屏蔽是四组厚约70mm的不锈钢板，每组由上、下两部分构成，固定在靠近堆芯四。