核工反应堆压力容器介绍
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。
关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。
在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。
目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。
受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。
而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。
自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。
目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。
此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。
在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。
本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。
核电厂反应堆压力容器完整性浅析
核电厂反应堆压力容器完整性浅析摘要：反应堆压力容器是核电厂核心设备,它是包容放射性物质的一道边界,是预防放射性物质泄漏的重要手段之一。
在核电厂运行过程中承受高温、高压和高辐射，由于核电厂对放射性物质包容和防泄漏有严格要求，因此，在核电厂的运行期间，必须高度关注反应堆压力容器的完整性，本文简要分析压力容器整个寿命周期各环节应关注重点。
关键词：核电厂；反应堆压力容器；完整性；前言反应堆压力容器是核电厂的重要设备,是承载核燃料组件的主要设备，作为第二道放射性屏障，是高温、高压、高放且具有一定腐蚀性的一回路冷却剂的承压边界，承受动、静及温度等载荷，防止在核燃料组件破损时裂变产物外逸，对正常运营核电厂安全有重大的影响,因此必须确保反应堆压力容器完整、可靠,防止反应堆压力容器完整性弱化、产生不可接受的后果和影响。
保护反应堆容器完整性,需要考虑从设计、生产、安装和运行等几个重要环节进行完整性保护。
一、设计环节上需要关注的事项由于核电厂压力容器是核电厂整个寿命周期中唯一不可更换的设备，承担放射性物质的部分屏障作用，在长期的电厂运行期间，运行工况比较恶劣，持续承受高温、高压、高放射性且具有一定腐蚀性的一回路介质流体冲刷、冲击，压力容器长期稳定安全运行，对核电厂长期安全、经济服役具有及其重要的意义。
压力容器的设计包含材料选型、结构设计及相应应力分析、后续维修、检查便利性等方面。
材料选型上，由于反应堆压力容器特殊而苛刻的工作环境，对材料的韧性、强度、辐照脆化等方面有比较高的要求，金属材料的纯度、致密度和成分的同质性、高温力学性能(塑性、韧性和抗断裂等)、焊接性和耐蚀性、辐照脆化性能及热稳定性等都是需要重点考虑的因素。
随着核电行业的持续发展，单机组功率持续提高，压力容器体积不断增大，压力容器所用材料逐步升级、优化，目前，世界各国大多采用Mn-Ni-Mo型低合金高强度钢锻件作为核反应堆压力容器材料，典型的有美国的SA508-3、联邦德国的20MnNiMo55和法国的16MnD5，其钢号和成分略有差异，但性能相差无几，都具有较高的韧性和淬透性，对于厚壁锻件，各项力学性能也均能满足要求。
三代核电反应堆压力容器结构对比
三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。
主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。
文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。
标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。
目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。
AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。
ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。
ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。
反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。
本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。
2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
2、热处理：热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理，可以优化材料的组织结构，提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数，以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理：反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀， 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理，以去除杂质和氧化物，提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面：
1、建模语言：采用系统动力学建模语言，如Simulink或Modelica，对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库，能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计：结合模型的特点和实际控制需求，设计相应的控制器。例 如，可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理：通过采集压水堆核电站的实际运行数据，对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计：为了方便用户的使用，仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作，并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试：将设计好的功能模块进行集成，并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行，并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一，其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境，还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此，反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景，材料的选择和特性，制造工艺以及安全保障等方面的内容。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述李承亮,张明乾(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030)摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。
分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。
关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant sL I Chengliang ,ZHAN G Mingqian(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030)Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent.K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @ 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站。
反应堆压力容器厚壁焊缝的相控阵超声检测
核电厂的反应堆压力容器（RPV）属放射性介质的第二道防线，用来包容和固定反应堆堆芯和堆内构件，全寿期均工作在高温、高压、高辐照等极端复杂条件下，是保障核电厂安全运行的重要设备。
核电厂在役检查规范和检查大纲中，RPV焊缝的超声检测是强制性要求，其检测结果是评定RPV结构完整性，进而评估核电设备运行寿命的重要依据。
目前国内通常采用常规超声检测技术进行RPV焊缝检测，该技术需采用多达上百个探头进行组合检测。
前期准备工作（参数设置、探头标定、探头校准等）和现场实施过程（探头安装、更换等）所需时间达到整条焊缝检测总工作量的30%以上，同时大幅度增加了人员受辐照时间和异物引入风险。
随着材料、微加工、电子和计算机技术的飞速发展，相控阵（PA）超声检测技术逐渐广泛应用在无损检测领域，PA超声检测技术在缩短作业人员受辐照时间、提高检测效率、提高检测稳定性等方面具有明显的优势，应用前景巨大。
检测对象RPV筒体对接焊缝（图1中①②）的基体材料通常为6MnD5或SA508-3低合金钢，焊接方式为埋弧自动焊，填充形式为多层多道焊，坡口形式为U形坡口，焊缝厚度常为130~260 mm，如图2所示，同时考虑到耐腐蚀、耐辐照的特殊要求，内壁有约7 mm厚的不锈钢堆焊层。
如何在减少盲区的同时具备足够的穿透力，实现近表面缺陷和远程缺陷的超声检测能力，是RPV超声检测技术的关键。
图1 RPV筒体对接焊缝结构示意图2 RPV筒体对接焊缝坡口结构示意技术分析常规超声检测常规RPV筒体对接焊缝的超声检测工艺通常采用多种探头组合的检测方式，缺陷探测和尺寸定量分别进行。
由于其需采用多个常规超声探头进行组合扫查，故其操作灵活度较差、检测工作量大、零散部件易损坏掉落；尤其是在发现不同深度的超标显示时，需要更换不同聚焦深度的定量探头进行分层检测，极大降低了检测工作的安全性、稳定性和效率性。
相控阵超声检测与常规超声探头采用一个压电晶片产生超声波不同，相控阵超声检测技术基于惠更斯原理，其探头由多个小的压电晶片按照一定序列组成，通过电子控制，按照预定的规则和时序激发部分或全部晶片，能实现各波阵面叠加，达到声束聚焦、声束偏转、声束位移等效果。
核电厂反应堆压力容器及其保温安装重点及难点分析
核电厂反应堆压力容器及其保温安装重点及难点分析摘要：反应堆压力容器（RPV）是反应堆压力边界的重要组成部分，其内部安装有反应堆堆芯、堆内构件、堆内支承件，以及控制和安全运行所需的控制和测量元件或组件。
反应堆压力容器作为包容反应堆堆芯的容器, 起着固定和支承堆内构件的作用；作为反应堆冷却剂系统的一部分, 起着承受一回路冷却剂压力的压力边界作用。
反应堆压力容器保温层设置在RPV外侧，包容了整个RPV，保温层为金属反射式保温层。
压力容器保温层安装施工采用了全新工艺，要求安装精度较高，施工难度较大。
为保证福清核电工程反应堆压力容器及其保温安装质量，我们对施工重点、难点进行了分析，主要分析研究了预埋支承板位置尺寸控制、保温支承盒方管尺寸定位、压力容器翻转抱环螺栓紧固力矩问题和压力容器支承垫板的测量加工问题等，并提出了相应的纠偏措施和预控措施，验证了实施效果，提出了今后进一步的改进措施和努力方向。
关键字：压力容器及保温层；施工重点及难点；质量控制措施1.安装基本流程保温预埋板复测---筒体保温层支承座安装---筒体保温层支承盒安装---筒体保温层保温板安装---筒体流道钢衬里安装及焊接---压力容器引入+16.5m平台---压力容器翻转工具安装---压力容器翻转就位及调整2.施工重点、难点分析及其对策措施2.1压力容器保温层安装2.1.1重点、难点分析压力容器保温层安装精度要求较高，施工难度较大。
保温层安装过程中要求支承盒方管穿入支撑应保证支承盒中心与支撑中心一致，其左右端部距支撑座方管端部15±1mm；支承盒方管穿入支撑后其端部与支撑座表面间距离为15±2mm，允许偏差较小，故支承盒左右间隙确定及支承盒方管尺寸切割为保温层安装的施工重点。
2.1.2采取的对策⑴支承盒左右间隙的保证：支承盒方管穿入支承座应保证支承盒中心与支承中心一致，其左右端部距支承座方管端部为15±1mm。
为保证这一尺寸、精度要求，现场通过采用专用工装的方式进行安装定位，很好地解决了问题。
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。
1.反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。
上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。
为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。
为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。
2.反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。
随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。
并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。
核反应堆压力容器超声检测技术
核反应堆压力容器超声检测技术汇报人：2024-01-06•核反应堆压力容器概述•超声检测技术基础•核反应堆压力容器超声检测技术目录•核反应堆压力容器超声检测技术案例分析•核反应堆压力容器超声检测技术的挑战与展望01核反应堆压力容器概述核反应堆压力容器是一种用于容纳核反应堆核心的设备，通常是一个大型圆柱形容器。
定义具有极高的耐压能力和承受极端温度的能力，同时能够承受化学腐蚀和辐射。
特点核反应堆压力容器的定义与特点核反应堆压力容器是核能发电厂的核心设备之一，用于实现核能到热能的转换。
核能发电核潜艇和航空母舰核医学和科学研究核反应堆压力容器用于提供推进能源，使潜艇和航母具有更长的续航能力和更高的航速。
小型核反应堆压力容器可用于提供放射性同位素和用于科学研究。
030201核反应堆压力容器的应用领域通常由高强度低合金钢、不锈钢或镍基合金等耐腐蚀、耐高温和耐高压的材料制成。
制造过程涉及精密的焊接和热处理工艺，以确保容器的密封性和强度。
核反应堆压力容器的制造材料与工艺工艺材料02超声检测技术基础超声检测技术是一种利用超声波在物体中的传播特性来检测物体内部结构、性质和状态的无损检测技术。
超声检测技术的原理通过向物体发射超声波，当超声波遇到物体的不同界面或缺陷时，会产生反射、折射和散射等现象，这些声波信号会被接收并转化为电信号，进一步处理和分析，从而实现对物体内部结构和状态的检测。
根据不同的分类标准，超声检测技术可以分为多种类型，如脉冲反射法、穿透法和共振法等。
这些不同类型的超声检测技术各有其特点和应用范围。
超声检测技术的应用超声检测技术在许多领域都有广泛的应用，如航空航天、石油化工、电力、铁路和核工业等。
它可以用于检测各种材料和产品的内部缺陷、结构变化和性质等。
超声检测技术自20世纪初诞生以来，经历了多个发展阶段，从手动操作到自动化、智能化，从单一的检测方法到多种方法的综合应用，不断提高着检测的准确性和可靠性。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
核电厂反应堆压力容器材料辐照脆化研究进展综述王文强
核电厂反应堆压力容器材料辐照脆化研究进展综述王文强发布时间：2023-07-29T05:14:40.296Z 来源：《科技新时代》2023年8期作者：王文强[导读] 反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel，以下简称RPV）是反应堆中服役条件最为苛刻的部件，长期处于高温高压强辐射环境中，一方面作为安全屏障要防止核裂变物质泄漏，用于固定和包容堆芯，将裂变反应限制在一定空间，另一方面需要支撑和引导控制棒，将反应堆芯的热量导向蒸汽发动机等。
作为核电站全寿命周期内唯一不可更换的大型设备，RPV的寿命直接决定了核电机组是否能长周期安全运行。
RPV在服役期间要长时间遭受高温、高压、快中子（E>1MeV）的高强度辐照，从而出现辐照脆化现象，其失效模式主要为脆性断裂、蠕变、腐蚀、疲劳与强度过大破坏，是RPV安全运行的首要威胁、。
本文对RPV材料研究进展、辐照脆化机理及其影响因素、辐照脆化的评价及其预测方法进行综述，为核电机组RPV辐照脆化的研究提供借鉴与参考，具有重要工程意义。
身份证号：33252319941204XXXX摘要：反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel，以下简称RPV）是反应堆中服役条件最为苛刻的部件，长期处于高温高压强辐射环境中，一方面作为安全屏障要防止核裂变物质泄漏，用于固定和包容堆芯，将裂变反应限制在一定空间，另一方面需要支撑和引导控制棒，将反应堆芯的热量导向蒸汽发动机等。
作为核电站全寿命周期内唯一不可更换的大型设备，RPV的寿命直接决定了核电机组是否能长周期安全运行。
RPV在服役期间要长时间遭受高温、高压、快中子（E>1MeV）的高强度辐照，从而出现辐照脆化现象，其失效模式主要为脆性断裂、蠕变、腐蚀、疲劳与强度过大破坏，是RPV安全运行的首要威胁、。
本文对RPV材料研究进展、辐照脆化机理及其影响因素、辐照脆化的评价及其预测方法进行综述，为核电机组RPV辐照脆化的研究提供借鉴与参考，具有重要工程意义。
反应堆压力容器与堆芯基础知识
CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
燃料组件有265根燃料棒，以17×17方式 排列。燃料棒由燃料芯块堆叠、塞紧并 封焊在包壳管中。新燃料棒预先用惰性 气体加压。通常用部分含有可燃毒物 （钆）的低浓缩铀作为燃料。排列中的 24个位置安装有导向管，连接在定位格 架、顶部和底部管嘴上。导向管用于插 入RCCA的吸收棒、测量装置或中子源棒。 否则，应安装阻力塞组件以限制冷却剂 旁流。
CNPEC
EPR核电站简介 核电站简介 -压力容器与堆内构件 压力容器与堆内构件
骆邦其 中广核设计公司 2007.5
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
1. 2. 3. 4. 反应堆压力容器 堆内构件 燃料组件和相关构件 仪表和控制
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
反应堆压力容器是容纳反应堆的容器，由于它能 够承受较高的压力，所以叫反应堆压力容器。 反应堆压力容器在安全壳的位置见图1，与其 它设备的相对位置见图2。 反应堆压力容器与堆内构件由容器、堆内构件、 控制棒组件、燃料组件等组成。 1. 反应堆压力容器 EPR核电站的反应堆压力容器由16 MN D5材料制 造，EPR核电站的压力容器示意图见图3。压力 容器的参数见表1。
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
落入堆芯(见图20)。 在EPR中，所有控制棒组件(RCCA)机械性能相同， 但它们分成五个控制组和一个停堆组。五个控 制组用来控制因功率水平和/或堆芯平均温度 变化引起的反应性变化和轴向偏移变化。停堆 组只用于反应堆停堆或停堆状态，通过全部插 入或全部抽出堆芯来实现。 EPR核电站反应堆由36组控制棒和52组停堆棒组 成。图21给出控制棒组件在堆内的布置图。 （3）阻力塞组件
核工反应堆压力容器介绍PPT
4、反应堆 压力容器的 运行限制：
需运行在 压力上部限 制曲线和压 力下部限制 曲线中间的 区域。
10
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2.3 反应堆堆内构件
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一、堆内构件主要功能
支承和压紧堆芯组件 为压力容器提供屏蔽 冷却剂流道 控制棒和探测计的导向 固定监督用的辐照样品
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二、堆芯下部 支承结构
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 二次支承组件
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四、反应堆压力容器的运行
1、材料的两种可能破裂方式：
延性断裂（塑性断裂）：
机械应力超过屈服应力，材料塑性变形直至断裂。
无延性断裂（脆性断裂）
裂纹无限扩展形成断裂。材料抗裂纹扩展能力称为韧性。
2、脆性转变温度：NDTT（nil ductility transition temperature）
8
3、辐照使材料脆性转变温度升高
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*冷却剂在堆内的流动*
流动过程：先自上而下，后自下
而上。
旁路流量：
设计：6.5% 实际：1.0%+0.6%+2.2%+2.24%＝ 6.04%
压头损失：
堆芯内损失0.156MPa 总损失0.307MPa
26
2.4 控制棒驱动机构
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一、概述
功能：带动控制棒动作从而控制反应堆
的反应性。
结构：
4
顶盖
压力容器 支承面
法兰 管嘴
环行段
环行段
导向 装置
5
O形密封环
1、功能：保证压力容器筒体法兰和顶盖法兰之间的密封。 2、材质：因科镍-600镀银，因科镍-718弹簧
6
反应堆容器支承结构
核工反应堆压力容器介绍
延性断裂（塑性断裂）： 顶盖本体（3吊耳，1排气管， 61+4管座） 连接控制棒组件和驱动机构 控制棒导向筒固定和定位。
4、反应堆 三、反应堆压力容器结构
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
压力容器的 15s，包括缓冲段3.
拆卸杆、定位塞头、可拆接头实现驱动杆和控制棒组件的连接。
运行限制： 3、辐照使材料脆性转变温度升高
顶盖
压力容器 支承面
法兰 管嘴
环行段 环行段
导向 装置
O形密封环
1、功能：保证压力容器筒体法兰和顶盖法兰之间的密封。 2、材质：因科镍-600镀银，因科镍-718弹簧
反应堆容器支承结构
１、功能
在正常运行工况或事故 工况下承受载荷。
2、构成
进出口接管下面的支撑座； 支承导向板； 支承环（两个水平厚法兰 和两块立式腹板组成的环行 梁结构，上焊6个径向定位 止挡块）
一、反应堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反应堆压力容器材料
选材原则：
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 易加工成本低
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
上端法兰（24个流水孔， 6个辐照样品孔和4个定 位键孔）
下端堆芯支承板（0.5m 厚的孔板）
3个冷却剂出口孔
4个定位键
2、围板和辐板
围板：将布置燃料组件
的整个活性区的外形紧 紧围住。厚度2530mm。
辐板：中空圆板，带小
孔，厚度20-30mm，
共8层，起径向支撑作
核电站320教材 反应堆压力容器
反应堆压力容器反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。
它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。
2.3.1 结构反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用Mn-Ni-Mo低合金钢，其成份为：C ≤0.25%，Mn—1.5%，Ni—0.4～1.0%，Mo—0.6% 。
容器内壁堆焊一层大于5mm厚度的不锈钢。
1．压力容器筒体筒体由一个带螺栓螺纹孔的法兰、一个焊有6个冷却剂进出口管嘴的环形段、两个环形段、一个过渡段和一个半球形下封头焊接而成，如图2.20所示。
图2.20 反应堆压力容器(1) 筒体法兰在筒体法兰上钻有58个螺孔，用以安装螺栓与顶盖密封。
其中3个螺孔可安装导向杆，以便在吊装顶盖时对中。
在法兰外侧焊有环形密封台肩，它起着支承密封环的作用，防止在装卸核燃料时反应堆水池内的水流进反应堆堆腔。
在法兰内侧有悬挂吊篮的台肩，上面开有4个定位键槽。
(2) 带管嘴的环形段每一条环路的进、出口管嘴相隔50︒夹角，每一对管嘴沿压力容器的周围成120︒对称分布。
在出口管嘴的内侧有一凸环，与吊篮的管嘴相接。
管嘴的外端焊了一段不锈钢安装端，这样采用同种材料允许在现场把一回路管道与压力容器焊接成一体。
在6只管嘴底部均设有支撑座，以便把压力容器放在它的支承结构上。
(3) 环形段在压力容器带管嘴环形段的下面是对应堆芯高度的环形段，它由两段对接焊接的筒体所构成。
在环形段下方内侧焊有4个因科镍导向键槽，它与吊篮导向键相配，用来限制吊篮径向位移。
(4) 过渡段过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段焊接起来。
(5) 下封头它是由热轧钢板压成的半球形封头，下封头上焊有50根因科镍套管，堆内中子通量测量导管通过它们进入压力容器。
2．压力容器顶盖它由半球形顶盖和上法兰焊接而成。
(1) 顶盖由钢板热压成半球形，在顶盖上焊有三只吊耳、一根排气管、61个控制棒驱动机构管座、4个热电偶管座和控制棒驱动机构通风罩法兰。
核反应堆结构-2.
堆芯包容环段：在反应堆容器接管段下面，堆芯高 度的圆筒形部分是由两段对接焊接的筒体构成，因 科镍制的导向键焊在堆芯包容环段的下部，用来给 堆内构件导向并限制位移。 过渡段：过渡段把半球形的下封头和容器和筒体段 联接起来。 下封头：由热轧钢板锻压成半球形封头。下封头上 装有50根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系 统提供导向。利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在 下封头内。
反应堆压力容器结构 反应堆压力容器又称为压力壳，是由两个组件 即容器本体以及用双头螺栓联接的反应堆容器顶盖 组成。反应堆容器是由低合金锻钢单个环形锻件焊 接而成。这些无纵焊缝的单个锻制部件，逐一用全 焊透的环焊缝连成一体。堆容器包容堆内构件、堆 芯以及作为冷却剂、慢化剂和反射层的水，凡是与 回路冷却剂接触的容器内表面，都堆焊不锈钢覆面 层，其厚度不小于5mm。
堆容器本体从上而下由一只上法兰、一个密
封台肩、一节接管段、二节堆芯包容环段、 一节过渡段、一只半球形下封头组成。
上法兰
在法兰上，为装58只锁紧螺栓钻有58个未穿透的螺 纹孔； 与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支承面。反应堆容 器的密封由两个特殊设计的、连在顶盖法兰上的O 形密封环来保证; 一个支承台肩，用来支承堆内构件． 四个键槽，用来对准反应堆容器顶盖和堆内构件。
改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施
低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018 n/cm2的照射后，脆性转变温度明显升高，这是危及 反应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制铜和磷这 两个主要的有害元素(Cu<0.10％重量；P<0.012％重 量)，添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢 的辐照损伤。此外，钢应具有快速冷却的回火马氏 体组织及细晶粒。
核反应堆压力容器超声检测技术研究
核反应堆压力容器超声检测技术研究核反应堆是现代工业中非常重要的设备之一，其用途广泛，包括电力发电、核武器制造等领域。
然而，核反应堆在使用过程中也存在着一定的风险和安全隐患，尤其是核反应堆压力容器。
为了保障核反应堆及周边环境的安全，需要对核反应堆压力容器进行超声检测技术研究。
首先，我们需要了解什么是核反应堆压力容器。
核反应堆压力容器是一个关键的组成部分，主要用于保持反应堆中的核反应物质在高压和高温的环境下保持稳定。
同时，核反应堆压力容器也需要保证不漏出辐射物质，以避免对人类健康和环境的危害。
然而，随着反应堆的运转，核反应堆压力容器也会经历一定的疲劳和损坏，这些损坏通常并不容易被发现。
在这种情况下，超声检测技术就成为了一种非常有效的检测方式。
超声检测技术的原理是利用高频声波在物体内部传播的特性，实现对物体内部结构和缺陷的检测。
对于核反应堆压力容器而言，通过对容器壁的超声检测，可以获得容器内部的结构和缺陷信息。
在超声检测技术的过程中，需要用到超声探头。
超声探头的选择应综合考虑以下因素：探头频率、探头尺寸、探头阵型、探头材料、探头能量等。
一般而言，由于核反应堆压力容器的工作条件特殊，需要选择高温、高压、耐辐照和耐腐蚀性能好的超声传感器。
在进行超声检测技术之前，需要先进行试验研究，确定一系列超声检测参数。
例如，需要确定探头的位置和角度，探头与容器壁的距离等参数。
通过试验，可以确定最佳的超声检测参数，从而获得最佳的检测效果。
在应用超声检测技术进行核反应堆压力容器检测的过程中，还需要注意一些技术细节。
例如，需要注意探头的加热问题，防止探头在高温条件下产生误差；需要针对不同类型的缺陷采取不同的检测方法，例如对于管道型缺陷，需要采用局部扫描法检测。
总而言之，核反应堆是一个非常重要的设备，其安全问题不容忽视。
超声检测技术是一种十分有效的手段，可以帮助我们检测核反应堆压力容器的结构和缺陷信息，从而提高核反应堆的安全性。
核工反应堆压力容器介绍共37页
谢谢！
36、自己的鞋子，自己知道紧在哪里。——西班牙
37、我们唯一不会改正的缺点是软弱。——拉罗什福科
xiexie! 38、我这个人走得很慢，但是我从不后退。——亚伯拉罕·林肯
39、勿问成功的秘诀为何，且尽全力做你应该做的事吧。——美华纳
40、学而பைடு நூலகம்思则罔，思而不学则殆。——孔子
核工反应堆压力容器介绍
11、用道德的示范来造就一个人，显然比用法律来约束他更有价值。—— 希腊
12、法律是无私的，对谁都一视同仁。在每件事上，她都不徇私情。—— 托马斯
13、公正的法律限制不了好的自由，因为好人不会去做法律不允许的事 情。——弗劳德
14、法律是为了保护无辜而制定的。——爱略特 15、像房子一样，法律和法律都是相互依存的。——伯克
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3、辐照使材料脆性转变温度升高
4、反应堆 压力容器的 运行限制：
需运行在 压力上部限 制曲线和压 力下部限制 曲线中间的 区域。
2.3 反应堆堆内构件
一、堆内构件主要功能
支承和压紧堆芯组件 为压力容器提供屏蔽 冷却剂流道 控制棒和探测计的导向 固定监督用的辐照样品
二、堆芯下部 支承结构
包括：
1、导向筒支承板
结构：由一块厚板（厚
度100mm，直径约 4m），一个法兰和一个 环行段组成。
厚板上固定：控制棒导
向管，热电偶导管，热 电偶管座。
热电偶柱：40个铬镍铝镍合金制成的热电偶， 每10个引到一个热电偶 柱。
2、堆芯上栅格板
作用：
燃料组件压紧和定位； 分配冷却剂流量； 固定堆芯上部支承柱； 控制棒导向筒固定和定位。
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
三、反应堆压力容器结构
从上到下：
１、反应堆容器顶盖
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、反应堆容器筒体 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）
上下筒体
结构：厚度50mm，圆板，61×2个销孔，157×2个销钉，
4个定位键槽。
3、支承柱
作用：
连接导向筒支承板和堆芯上栅格板并保证二者空间距离； 反应堆冷却剂流道； 热电偶导管支承。
4、压紧弹簧
作用：
补偿法兰加工误差； 压紧堆内下部构件。
5、控制棒导向筒
作用：控制棒组件定位和
导向。
结构：
上部导向筒 下部导向筒
3 防止吊篮
扭曲。
4 部分中子
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。
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
二次支承组件
1、吊篮
高8.2m，直径3.6m， 壁厚51mm的不锈钢圆 筒 上端法兰（24个流水孔， 6个辐照样品孔和4个定 位键孔） 下端堆芯支承板（0.5m 厚的孔板）
3个冷却剂出口孔
4个定位键
2、围板和辐板
围板：将布置燃料组件
的整个活性区的外形紧 紧围住。厚度2530mm。
共61个
*冷却剂在堆内的流动*
流动过程：先自上而下，后自下
而上。
旁路流量：
设计：6.5%
实际： 1.0%+0.6%+2.2%+2.24% ＝6.04%
压头损失：
堆芯内损失0.156MPa 总损失0.307MPa
2.4 控制棒驱动机构
一、概述
功能：带动控制棒动作从而控制反应堆
的反应性。
结构：
1.步进式 优点：提棒精度高 （228×15.9mm，72步/min）； 落棒速度快 （最长2.15s，包括缓冲段3.2s） 2.由压力外壳、操作线圈、销爪组件、 驱动杆、单棒位置指示线圈组成。 3.全长5700mm，提升力163kg。 4.设计温度343度，设计压力17.2MPa
流量分配 板：薄孔
板，合理 分配冷却 剂流量。
4、辐照样品监督管
作用：为反应堆压力容器
材料样品提供辐照监测。
结构：3个热屏外侧装有辐
照样品架，每个样品架放 置2支辐照样品管。
5、二次支承组件
结构：1块厚底板，2块支承板，支承柱，能量吸收器。 功能：“断裂支承”。 1 缓冲作用。 2 防止控制
棒提升引起反 应性猛增。
本章复习题
堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。 第一循环时堆芯有哪些功能组件？分述其作用。 吊篮与压力容器如何连接？吊篮外壁与压力容器 内壁之间的环腔有什么作用？ 什么是“O”型密封？ 画出冷却剂在压力容器内的流程简图。 画出控制棒组件及驱动机构整体简图，标明连接 关系及与其发生连接关系的堆容器或堆内构件。 写出控制棒驱动机构的7步提升顺序。
过渡段 下封头（中子测量贯穿管50个）
顶盖 法兰 管嘴
压力容器 支承面
环行段
环行段
导向 装置
O形密封环
1、功能：保证压力容器筒体法兰和顶盖法兰之间的密封。 2、材质：因科镍-600镀银，因科镍-718弹簧
反应堆容器支承结构
１、功能
在正常运行工况或事故 工况下承受载荷。
2、构成
进出口接管下面的支撑座；
支承导向板； 支承环（两个水平厚法兰 和两块立式腹板组成的环行 梁结构，上焊6个径向定位 止挡块）
四、反应堆压力容器的运行
1、材料的两种可能破裂方式：
延性断裂（塑性断裂）：
机械应力超过屈服应力，材料塑性变形直至断裂。
无延性断裂（脆性断裂）
裂纹无限扩展形成断裂。材料抗裂纹扩展能力称为韧性。
2、脆性转变温度：NDTT（nil ductility transition temperature）
1.压力外壳
压力罩：
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。
辐板：中空圆板，带小
孔，厚度20-30mm， 共8层，起径向支撑作 用。
热屏蔽：在辐照最大区 域加强对中子和 的防
护。4块不锈钢板，厚 度70mm。
3、堆芯下栅格板
作用：燃料组件的支撑和定位。 结构：厚度50mm，4×157个流水孔，2根 支撑柱。
2.2 反应堆压力容器
一、反应堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反应堆压力容器材料
选材原则：
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 易加工成本低 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。
供电：
电缆穿过电缆导管供电
3.销爪组件
组成：
传递销爪、夹持销爪各3个
控制棒7步提升动作：
1.夹持线圈通电 2.传递线圈通电 3.夹持线圈断电 4.提升线圈通电
5.夹持线圈通电
6.传递线圈断电 7.提升线圈断电
4.驱动杆
功能：
连接控制棒组件和驱动机构
结构：
1.全长7253mm，261个 齿槽，齿槽间距 15.9mm。 2.拆卸杆、定位塞头、可拆 接头实现驱动杆和控制 棒组件的连接。