反应堆本体结构
(完整版)反应堆本体结构
13
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
1
2
3
4
5
6
（一）反应堆堆芯
7
➢ 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。
23
(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
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。
17
“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。
13
14
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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5
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（一）反应堆堆芯
7
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。
41
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。
压水堆反应堆堆芯
核燃料过分膨胀会挤压包壳管。
(b) 包壳
作用：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却
剂相接触。
目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成
（长3-4米，直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米）。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如 上页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃 料组件，其中53个核燃料组件中插有控制棒组件， 66个核燃料组件中装有可燃毒物组件，4个燃料组件
中插有中子源组件，其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高约4m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
-
Ba
144
89
-
Kr 3n
Nd
144
Ba
-
144
La
-
144
Ce
-
Pr
144
89
Kr
89
Rb
236
89
Sr
89
Y
或
n
235
U
-
U
*
-
140
-
Xe
140
-
94
Sr 2n
Ce
140
Xe
-
140
Cs
-
140
Ba
La
第三讲 一回路主系统
之
压水堆堆芯
反应堆本体结构
（一）压水堆本体概述
核动力设备与系统第2课
2.3.2 密封装置
• 外侧的O型密封环上不开小孔，而是在其内 充氦气,通常称为充气环。
• 反应堆运行时，环内气体受热膨胀，使环 随即涨大，从而达到密封效果。
• 在内环与外环之间有引漏接管，通过测量 引漏接管表面温度来探测有无冷却剂外泄。
57
2.3.3 压力容器运行限制
• 塑性材料，延伸率大于5%；脆性材料，延 伸率小于5%
47
2.2 堆芯支撑结构
• 下部支承结构 • 上部支承结构 • 堆芯仪表支承结构
堆芯支承结构用来为堆芯组件提供支承、 定位和导向，组织冷却剂流通，以及为堆 内仪表提供导向和支承。
48
以大亚湾数据为例
压力容器上封头 清扫流量2.2%qm 堆芯入口流量qm 堆芯围板旁流量
0.6%qm 压力容器与吊篮间 直接旁流量1%qm
控制棒导向管旁 流量2.24%qm
堆芯主流程流量 93.5% qm
49
50
51
2.3 反应堆压力容器
2.3.1 概述
• 反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel: RPV)支承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。
13
1.3.2 反应堆冷却剂的出口温度
• 冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高， 但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素：
1.燃料包壳温度限制：抗高温腐蚀性能 2.传热温差的要求：燃料表面与冷却剂间应
有10℃～15℃温差 3.冷却剂过冷度要求：为保证流动的稳定性
和有效传热，冷却剂应具有20℃左右的过 冷度
20
1.5 系统的参数测量
• 温度测量(MT)：热电偶（电阻温度计） • 压力测量(MP)：压力传感器 • 流量测量(MF)：差压变送器
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料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。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2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4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置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。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始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% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
简述压水堆本体结构的主要组成部分。
简述压水堆本体结构的主要组成部分。
压水堆是一种核反应堆，其本体结构由多个重要组成部分构成。
这些组成部分在核反应堆的运行中起着至关重要的作用。
本文将介绍压水堆本体结构的主要组成部分。
压水堆本体结构由以下主要组成部分构成：1. 反应堆压力容器：反应堆压力容器是压水堆本体结构中最重要的部分之一。
它是容纳反应堆燃料和控制棒的密闭容器，同时还承受着反应堆运行过程中的高压和高温。
反应堆压力容器一般由钢制成，内部涂有一层防腐涂层。
2. 燃料组件：燃料组件是压水堆本体结构中的另一个重要组成部分。
燃料组件由多个燃料棒组成，每个燃料棒内部填充有铀燃料。
在核反应堆的运行中，铀燃料将发生核分裂反应，产生大量的能量。
3. 控制棒：控制棒是核反应堆中的另一个重要组成部分。
它们通常由铼和银制成，内部填充有吸收中子的材料。
控制棒的作用是控制反应堆中的中子数量，以保持反应堆的稳定运行。
4. 冷却剂循环系统：冷却剂循环系统是压水堆本体结构的另一个重要组成部分。
冷却剂循环系统通过循环水来冷却反应堆，同时还将热能转移到发电厂的蒸汽轮机中。
冷却剂循环系统由多个冷却剂泵、换热器和管道组成。
5. 压力容器支撑系统：压力容器支撑系统是压水堆本体结构的一个关键组成部分。
它主要由支撑和连接反应堆压力容器的结构组成。
压力容器支撑系统的作用是保持反应堆的稳定性，防止反应堆在运行过程中发生变形或破裂。
压水堆本体结构的主要组成部分包括反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂循环系统和压力容器支撑系统。
这些组成部分在核反应堆的运行中各自发挥着重要的作用，确保着核反应堆的安全稳定运行。
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
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。
NIwallsp3
反应堆本体系统1.反应堆本体的组成:堆芯、堆内构件、压力容器、控制棒驱动机构、一体化封头、压力容器流量裙筒、堆内仪表系统等等。
2.。
压力容器●2个出口接管（热端），●4个入口接管（冷端），●2个直接注射管线接管。
4进2出上封头有贯穿件，下封头没有3.上部，下部堆内构件的组成：（选择）●上部堆内构件上部支撑板支撑柱堆芯上板控制棒导向管●下部堆内构件堆芯吊篮堆芯围筒(板)下部堆芯板二次支撑组件流量分配裙筒涡流抑制板辐照监督管4.AP1000堆芯的热功率为3400MW（核蒸汽供应系统热功率是3415MW）。
温升：当冷却剂流过反应堆压力容器，冷却剂的温度大约增加44.4°C (80°F)。
5.燃料组件的组成：共有157组每组包含264根燃料棒按17X17排列燃料组件中还包含24根导向管和1根位于燃料组件中心的仪表导向管。
控制棒分类：●一类称为黑棒（RCCA），另一类称为灰棒（GRCA）。
●AP1000使用53组RCCA和16组GRCA。
每个组件包含24根控制棒。
中子源组件的作用：中子源组件是为反应堆提供一个本底的中子水平，以保证探测器可以工作和对堆芯中子增殖进行响应。
初始堆芯中装载4个中子源组件：两个初级中子源组件和两个次级中子源组件。
6.控制棒的提升过程：(1)传递线圈断电，传递销爪与驱动杆上的槽脱开，控制棒的重量由保持销爪承担。
(2)传递线圈通电，传递销爪与驱动杆上的槽啮合；(3)保持线圈断电，保持销爪与驱动杆上的槽脱开,控制棒组件的重量转移到传递销爪上；(4)提升线圈通电，传递销爪受到电磁铁的吸引，带动驱动杆提升一步；(5)保持线圈通电，保持销爪与驱动杆上的槽啮合，并且使控制棒组件的重量由传递销抓转移到保持销抓上来；(6)传递线圈断电，传递销爪与驱动杆上的槽脱开；(7)提升线圈断电，传递销爪下降一步；重复第（2）-（7）为一个周期，每个周期控制棒移动15.875mm，每分钟可移动72个周期，动作完成后，保持线圈通电，建立双保持。
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。
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。
第四章压水反应堆结构与材料
• 三 定位格架 • 定位格架是元件径向定位件,也是夹持元件 和加强元件刚性的一种弹性构件。定位格架的 结构形式很多，其结构合理与否对元件周围的 水力和热工性能会有显著影响。合理的结构形 式一般应通过实验确定。所有定位格架的外条 带上都有混流翼片。它们除了可起搅混作用而 外，允许有轴向热膨胀，但不允许产生使元件 棒弯曲或扭曲的约束力。为了加强元件棒与格 架组件接触部位的冷却，应使混流翼片从条带 边缘伸出，以便有效地搅混接触处的冷却剂， 从而改善其热工状态。
•
压水反应堆普遍采用低浓铀燃料，弹 簧定位格架，无盒的束棒燃料组件。燃料 组件由燃料元件棒、定位格架、组件骨架 等部件所组成。元件棒的排列有14×14， 15×15， 16×16和17×17等多种形式。 15×15排列的燃料组件已被广泛应用。秦 山核电厂压水堆燃料元件棒按15×15排列， 大亚湾核电厂压水堆燃料元件棒则按 17×17排列。
• 4．3反应堆压力壳 • 压力壳是放置堆芯和堆内构件，防止放 射性物质外逸的高压容器。特别是对压水反 应堆来说，要使一回路的冷却水保持在 350℃左右不发生沸腾，必须使一回路冷却 水的压力保持在140大气压以上。反应堆压 力壳要在这样的温度和压力条件下长期工作， 再加上壳体尺寸较大，加工制造精度要求高， 所以压力壳是压水反应堆的关键设备之一。
• 压水反应堆的堆芯结构位于压力壳的冷却 回路进出口以下，在整个压力壳中间偏下的位 置。
• 4.2.1 燃料组件 • • 压水堆的燃料组件在堆芯中处在高温、 高压、高硼水、强中子辐照、腐蚀、冲刷和 水力振动等恶劣条件下长期工作、因此燃料 组件性能的好坏直接关系到反应堆的安全可 靠性、经济性和先进性。
• 一 燃料元件 • 燃料元件的结构与燃料的性质和堆型密 切相关，因而元件的结构形成式是多种多样 的，但其中以棒状、板状，压力管状和颗粒 状燃料元件最为常见，这里主要介绍与压水 堆有关的棒状和板状元件。
反应堆结构
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
2007年11月
CNPEC
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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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
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
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
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。
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或 n 235 U U 236 * 140 Xe 94Sr 2n
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140 Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce
-
-
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
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
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。
17
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
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
8
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
-
-
-
89 Kr 89 Rb 89Sr 89 Y
➢ 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。
23
(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
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。
14
“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
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。
21
➢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。
22
（1）燃料元件棒
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。
19Biblioteka 料芯块燃料组件与燃料元件20
AFA2G燃料组件
➢ 标准的17×17型组件：燃料棒径为9.5mm，棒间距
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
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。
53个插有控制棒组件
157个无盒燃料组件
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。
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）。
第三讲 反应堆本体结构
1
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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
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。
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
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
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。
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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。