反应堆本体结构

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
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。
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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(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
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。
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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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
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
-
-
-
-
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
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现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方
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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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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。
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；
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
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。
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。
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
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。
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32Βιβλιοθήκη 间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
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(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。
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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。
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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
(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）