反应堆本体结构
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24
UO2陶瓷型芯块：
o主要优点：熔点高（--2800℃），具有良好的中子
辐照稳定性和高温下的化学稳定性，与包壳不发生 化学反应，即使包壳破裂与冷却剂（水）也不太会 发生化学反应。
o主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达
2000℃左右，中心与表面温差达1000℃以上。因此， 燃料芯块的热应力很大，特别是在堆内燃烧到后期， 核燃料过分膨胀会挤压包壳管。
上管座孔板、顶板、弹簧等
组成，刚离开燃料组件的冷却 剂在那里进行混合，然后再向 上通过堆芯上栅板的流水孔。
36
两个对角支撑脚上的销孔与下栅板上的两个定位销相配合，使燃料 组件定位。冷却剂通过肋板向上流入燃料组件内部。
37
38
(c) 控制棒导向管
导向管：是燃料组件的结构部件，可为中子吸收剂棒、
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
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。
(e)上端塞上的进气孔
用于制造时往包壳内充氮加压至3.1MPa，用
来改善间隙的传热性能和降低包壳管内外压差， 以免包壳被外压压塌。（预充压技术）
(f)压紧弹簧
限制燃料元件的运输和操作过程中，芯块的
轴向串动。
30
（2）核燃料组件的“骨架”结构
在一个燃料组件的全长上，有6-8个
弹性定位格架。组装时，由24根控 制棒导向管，1根测量仪表套管把弹 性定位格架与上、下管座连接成一 体构成燃料组件“骨架”， 以支撑 燃料元件棒并保持 燃料元件棒之间的 间距。使264根细长的燃料元件棒形成 一个整体，承受整个组件的重量和控 制棒下落时的冲击力，并保证 控制棒 运动的通畅。
-
-
-
-
89
Kr 89 Rb 89 Sr 89 Y
-
或
n 235 U 236 U* 140 Xe 94 Sr 2n
140
Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce
-
94
Sr 94 Y 94 Zr
9
现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方
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
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。
可燃毒物棒、中子源棒或其它组件提供插入通道。
控制棒导向管：它和格架固定在一起构成燃料组件
的支撑骨架，并提供了插入控制棒组件、可燃毒物组件、
中子源组件和阻力塞组件的通道。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 部大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，
冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。
19
燃料芯块
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
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臵，为插入堆芯内测量中子
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臵于堆芯内区，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
簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。
注意： Zr-4包壳与水相容温度不超过350℃ ，与二氧化铀相容温度在 500℃以下，包壳熔点为1250℃，包壳温度达到820℃后锆与水反应产
生氢气，在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。
26
对包壳材料的要求：
具有良好的核性能，即中子吸
23
(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。
18
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。
有良好的抗蚀性能和力学性能。
28
(c)芯块和包壳间的间隙
芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙
（0.64mm），其作用有两个：一是补偿包壳和芯 块不同的热膨胀；二是容纳从芯块中放出的裂变 气体。
(d)上、下端塞
燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料
芯块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。
29
导向管。
42
左图是有控制 棒组件的燃料组件。 控制棒束顶端固定 在一个枝状星形架 上，控制棒与枝状 接头相连。
43
(a) 结构
连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
上端用丝扣与控制棒驱动机构的驱动轴上的可拆结构相连 接。圆筒内的螺旋形弹簧，当控制棒快速下插时起缓冲作 用，以减少控制棒组件对燃料组件上管座的撞击。
（4）降低放射性废物产生量和人员受照量。
16
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）。 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。
25
(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。
直径为9-10毫米，壁厚0.5 -0.7毫米）。
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， Zr-4合金的中子吸收截面小，在高温下有较高的机械强度和抗
腐蚀性能。熔点高（1800℃）。
包壳内装有UO2芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹
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。
10
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。
占导向管全长约1/7的下部小直径段，在紧急停堆控制棒 快速下插时，起水力缓冲作用。
39
（d）中子注量率测量导向管
测量导管：位于上下管座上的通孔之间，是
一根上下直径相同的Zr-4合金管，它用和控制 棒导管一样的方法固定到定位格架上。
为堆芯中子通量密度测量元件提供通道。
40பைடு நூலகம்
2、控制棒组件
控制棒组件提供了一种正常
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
泄露燃料管理。
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。
15
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 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；
组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成，内区则混合交错布臵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
沿燃料元件全程有8个定位格架。合理的定位格架设
计除了起到对燃料元件的夹持定位作用外，还要强化流 体的扰动并使流动阻力尽可能小。
34
35
(b) 上管座和下管座
上管座和下管座是燃料组件
“骨架”结构的头部和底部的 连接构件，它们都是箱形结构。
下管座由四个支撑脚和一块
方形多孔的肋板组成，是燃料 组件底座，可引导冷却剂流入 燃料组件，并进行流量分配；
收截面要小，感生放射性要弱；
具有良好的导热性能；
与核燃料的相容性要好； 具有良好的机械性能； 有良好的抗腐蚀能力； 具有良好的辐照稳定性；
27
燃料包壳的选择
（1）不锈钢：高温强度好； 热中子吸收截面大(a：3.0巴)； 快堆用做燃料包壳。 （2）Zr合金：显著改善中子经济性(a；0.22巴~0.24巴) Zr-2 (Sn Zr-4 (Sn Fe Cr Fe Cr Ni ) Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。 （3）M5：锆铌合金，对300～400℃高温高压水和蒸汽具
31
32
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
33
(a) 定位格架
是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位以及加强
元件棒弹性的一种弹性构件。
17 17型燃料组件定位格架是一种有许多上面带有弹
簧片、支撑陷窝（横向支撑作用）和混流翼片的条带 （搅混和导向作用，促进冷却剂交混）相瓦插后经钎焊而成 的蜂窝状结构。
般是三个运行周期。
12
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。
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
144
Ba 144 La 144 Ce 144 Pr 144 Nd
-
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.
11
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
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
UO2陶瓷型芯块：
o主要优点：熔点高（--2800℃），具有良好的中子
辐照稳定性和高温下的化学稳定性，与包壳不发生 化学反应，即使包壳破裂与冷却剂（水）也不太会 发生化学反应。
o主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达
2000℃左右，中心与表面温差达1000℃以上。因此， 燃料芯块的热应力很大，特别是在堆内燃烧到后期， 核燃料过分膨胀会挤压包壳管。
上管座孔板、顶板、弹簧等
组成，刚离开燃料组件的冷却 剂在那里进行混合，然后再向 上通过堆芯上栅板的流水孔。
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两个对角支撑脚上的销孔与下栅板上的两个定位销相配合，使燃料 组件定位。冷却剂通过肋板向上流入燃料组件内部。
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(c) 控制棒导向管
导向管：是燃料组件的结构部件，可为中子吸收剂棒、
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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
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。
(e)上端塞上的进气孔
用于制造时往包壳内充氮加压至3.1MPa，用
来改善间隙的传热性能和降低包壳管内外压差， 以免包壳被外压压塌。（预充压技术）
(f)压紧弹簧
限制燃料元件的运输和操作过程中，芯块的
轴向串动。
30
（2）核燃料组件的“骨架”结构
在一个燃料组件的全长上，有6-8个
弹性定位格架。组装时，由24根控 制棒导向管，1根测量仪表套管把弹 性定位格架与上、下管座连接成一 体构成燃料组件“骨架”， 以支撑 燃料元件棒并保持 燃料元件棒之间的 间距。使264根细长的燃料元件棒形成 一个整体，承受整个组件的重量和控 制棒下落时的冲击力，并保证 控制棒 运动的通畅。
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Kr 89 Rb 89 Sr 89 Y
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或
n 235 U 236 U* 140 Xe 94 Sr 2n
140
Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce
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94
Sr 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
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。
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（1）燃料元件棒
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。
可燃毒物棒、中子源棒或其它组件提供插入通道。
控制棒导向管：它和格架固定在一起构成燃料组件
的支撑骨架，并提供了插入控制棒组件、可燃毒物组件、
中子源组件和阻力塞组件的通道。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 部大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，
冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。
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燃料芯块
燃料组件与燃料元件
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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
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臵，为插入堆芯内测量中子
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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臵于堆芯内区，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
簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。
注意： Zr-4包壳与水相容温度不超过350℃ ，与二氧化铀相容温度在 500℃以下，包壳熔点为1250℃，包壳温度达到820℃后锆与水反应产
生氢气，在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。
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对包壳材料的要求：
具有良好的核性能，即中子吸
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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。
有良好的抗蚀性能和力学性能。
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(c)芯块和包壳间的间隙
芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙
（0.64mm），其作用有两个：一是补偿包壳和芯 块不同的热膨胀；二是容纳从芯块中放出的裂变 气体。
(d)上、下端塞
燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料
芯块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。
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导向管。
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左图是有控制 棒组件的燃料组件。 控制棒束顶端固定 在一个枝状星形架 上，控制棒与枝状 接头相连。
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(a) 结构
连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
上端用丝扣与控制棒驱动机构的驱动轴上的可拆结构相连 接。圆筒内的螺旋形弹簧，当控制棒快速下插时起缓冲作 用，以减少控制棒组件对燃料组件上管座的撞击。
（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）。 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。
25
(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。
直径为9-10毫米，壁厚0.5 -0.7毫米）。
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， Zr-4合金的中子吸收截面小，在高温下有较高的机械强度和抗
腐蚀性能。熔点高（1800℃）。
包壳内装有UO2芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹
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。
占导向管全长约1/7的下部小直径段，在紧急停堆控制棒 快速下插时，起水力缓冲作用。
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（d）中子注量率测量导向管
测量导管：位于上下管座上的通孔之间，是
一根上下直径相同的Zr-4合金管，它用和控制 棒导管一样的方法固定到定位格架上。
为堆芯中子通量密度测量元件提供通道。
40பைடு நூலகம்
2、控制棒组件
控制棒组件提供了一种正常
第三讲 反应堆本体结构
1
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5
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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
泄露燃料管理。
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 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；
组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成，内区则混合交错布臵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
沿燃料元件全程有8个定位格架。合理的定位格架设
计除了起到对燃料元件的夹持定位作用外，还要强化流 体的扰动并使流动阻力尽可能小。
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35
(b) 上管座和下管座
上管座和下管座是燃料组件
“骨架”结构的头部和底部的 连接构件，它们都是箱形结构。
下管座由四个支撑脚和一块
方形多孔的肋板组成，是燃料 组件底座，可引导冷却剂流入 燃料组件，并进行流量分配；
收截面要小，感生放射性要弱；
具有良好的导热性能；
与核燃料的相容性要好； 具有良好的机械性能； 有良好的抗腐蚀能力； 具有良好的辐照稳定性；
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燃料包壳的选择
（1）不锈钢：高温强度好； 热中子吸收截面大(a：3.0巴)； 快堆用做燃料包壳。 （2）Zr合金：显著改善中子经济性(a；0.22巴~0.24巴) Zr-2 (Sn Zr-4 (Sn Fe Cr Fe Cr Ni ) Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。 （3）M5：锆铌合金，对300～400℃高温高压水和蒸汽具
31
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中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
33
(a) 定位格架
是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位以及加强
元件棒弹性的一种弹性构件。
17 17型燃料组件定位格架是一种有许多上面带有弹
簧片、支撑陷窝（横向支撑作用）和混流翼片的条带 （搅混和导向作用，促进冷却剂交混）相瓦插后经钎焊而成 的蜂窝状结构。
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。
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。
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
144
Ba 144 La 144 Ce 144 Pr 144 Nd
-
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
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