压水堆本体结构
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压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
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第一节 压水堆 本体结构简介
本章主要阐述压水堆本体的结构、 功能、工作原理、工作条件及设计要求。
压水堆本体简化结构如图所示，它 是由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器、 控制棒驱动机构等组成的。它座落在核 岛安全壳大厅的下部中央。
2020年5月29日星期五
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压 水 堆 本 体 结 构 图
2020年5月29日星期五
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上栅格板图
2020年5月29日星期五
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堆芯上部支承柱
堆芯上部支承柱的作用是承受轴向力，连接导向管 支承板与堆芯上栅格板、保证两者间的空间距离和整体 刚性，并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道，还可 作热电偶导向管的支承等。这些支承柱是用钢管制作的， 加工时要严格保证其长度精度。
2020年5月29日星期五
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下管座
是用304型不锈钢制成的箱式结构，用来支 承元件棒和分配冷却剂流量。它由带圆形流水孔 的下孔板和具有四条脚的下框架组成。
上管座
也采用箱式结构。它由带槽形孔的上孔板、 侧板、框架、压紧弹簧、夹持器衬垫等所组成。
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导向管
导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻 力塞。
2020年5月29日星期五
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燃料棒
目前，压水堆和重水堆都采用棒束型燃料元件。采用ＵＯ2 芯块和 锆合金包壳的燃料棒，按一定间隔组成棒束组件，但压水堆采用富集铀， 重水堆采用天然铀。
压水堆所用的燃料棒结构如图２ －２所示。它由燃料芯块、燃料包 壳、压紧弹簧、隔热片和端塞等组成。
在设计燃料棒时，芯块与包壳之间应留有径向和轴向间隙。径向间 隙用来补偿燃料芯块的辐照肿胀和芯块与包壳间由于温差而引起的膨胀。 轴向间隙除了起补偿作用外，还用来贮存燃料释放出来的裂变气体，如 氪和氙。
压水堆反应堆堆芯解读
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
下管座同时还控制着通过各燃料组件的冷却剂的 上管座中部有一空间，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板的流水 孔。
(c) 控制棒导向管
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 面大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，
(b) 分类
从运行要求上可把控制棒组件分成三类：控
制组、停堆组和短棒组。
o 控制组：在反应堆运行时可以插入或抽出，用以
补偿各种反应性变化，并可提供停堆能力，以实现 事故保护停堆。
o 停堆组：只用于停堆，当反应堆处于临界时总是全
部从堆芯抽出，仅仅在事故保护停堆时才插入。
o 短棒组：调节轴向功率分布、抑制氙振荡现象。
144
-
Ba Kr 3n
89
-
Ba 144 La 144 Ce 144 Pr 144 Nd
-
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
压水反应堆结构与材料
二．因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材， 所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有 效地提高了反应堆的平均容积比功率。
三．即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元 件，其中心温度一般也不超过900℃。
虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗 相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只 能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受放射性辐照的条件下工作的特殊 要求，要求压力壳材料有较高的机械性能，抗辐照性能及热稳定性。
为了防止高温含硼水对压力壳材料的腐蚀，压力壳的内表面堆焊一层几毫 米厚的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱形高压容器，压力壳由壳体 和顶盖两部分组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部 件组焊而成。顶盖由半圆形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。
板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金 或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶 瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：
三．由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性 好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以 上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。
燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下，燃料芯块出现 的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷
燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生过 锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸 收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将 释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。 其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包 壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用 下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒 的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫 克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。
压水堆反应堆堆芯
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。
(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
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89
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Kr 3n
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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
第三讲 压水堆堆芯
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。
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3.65m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
燃料，现在大型压水堆堆芯一般都采 用按铀-235富集度不同分区装料及局 部倒料的燃料循环方式。
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，内区则混合交错布臵52个富集 度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 面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。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。
（d）测量导管
测量导管：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。
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。
(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。
压水堆本体结构
一、燃料组件
压水反应堆内的燃料恶劣 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。
大多数较新型的压水反应堆的燃料组件内，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，其余空位装有控制棒导向管 （control rod guide tube）（内装控制棒和可燃毒物 棒），最中心的管供中子注量率测量用。
芯块与包壳之间的间隙及元件上端安置压紧弹簧处的
空腔还可以容纳裂变过程中从燃料内释放出来的裂变 气体。
(II) 组件骨架
组件骨架由弹簧定位格架、控制棒导向管和上、下管
座等部件组成。
它的功用是确保燃料组件的刚度和强度。
承受整个组件的重量； 流体力产生的振动和压力波动（流致振荡）； 承受控制棒下插时的冲击力； 准确为控制棒导向； 保证燃料装卸和运输的安全。
因此，燃料芯块一般都做成下图(c)那样的蝶形端面加
倒角，从而减小芯块与包壳的相互作用。jfsgy
压水堆燃料芯块
(2) 包壳管
燃料元件的包壳（cladding）是反应堆内防止强放射性
物质外泄的第一道屏障，也是最重要的一道屏障，它 的作用是包容裂变产物并把核燃料和冷却剂分隔开。
目前压水堆中采用的包壳材料都是Zr-4合金（经冷加
体可燃毒物棒或阻力塞。
控制棒与导向管之间留有一定的间隙，使少量冷却剂
流通以冷却控制棒。
导向管下段的内径比上段略小，以便当反应堆紧急停
组件中的燃料棒沿长度方向设有8层弹簧定位格架
（spring spacer grid），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。
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
压水堆本体结构的主要组成部分包括：
1. 反应堆压力容器（RPV）：也称为核心容器，是反应堆核心的
外部壳体，用于容纳核燃料和控制棒，并承受反应堆内部高温和高压环境。
2. 燃料组件：包括核燃料棒和燃料组件支撑结构。
核燃料棒是
由核燃料颗粒填充的金属或陶瓷材料制成的长型管状结构，用于容纳和控制核燃料。
燃料组件支撑结构用于支撑和固定核燃料棒。
3. 控制棒：用于调节和控制反应堆的核反应速率。
控制棒一般
由吸中子材料制成，如银、铁、钼等。
通过上下移动控制棒的位置，可以调节核反应堆的功率。
4. 冷却剂循环系统：用于将冷却剂（一般为水）从反应堆核心
带走核热，通过冷却剂的循环来控制反应堆温度。
冷却剂循环系统包括主冷却剂循环系统和辅助冷却剂循环系统。
5. 蒸汽发生器：将反应堆冷却剂中的热量转化为蒸汽，用于驱
动汽轮机发电。
蒸汽发生器由冷却剂侧和蒸汽侧组成，通过传热管将反应堆冷却剂的热量传递给水蒸气。
6. 蒸汽涡轮机：将蒸汽能量转化为机械能，驱动发电机发电。
7. 辅助系统：包括冷却水系统、氢气系统、废水处理系统等，
用于维持反应堆正常运行的各种辅助功能。
以上是压水堆本体结构的主要组成部分，这些组成部分共同协作，实现核能的发电过程。
压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
*
第二章 压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
商务风营销计划
单击此处添加副标题
202X
01
第一节 压水堆本体结构简介
02
第二节 堆芯
03
第三节 堆内构件
04
第四节 堆内构件设计准则
05
第五节 反应堆压力容器及控制棒驱动机构
06
第六节 防止堆内构件振动的可靠性措施
07
第七节 压力容器与堆内重型构件的制造工艺
*
３．围板组件
围板组件安装在吊篮筒体内部，它是由多块围板、多块辐板和大量螺钉连接而成的。围板组件的主要功能是将布置燃料组件的整个活性区的外形紧紧围住，以使从燃料组件外边旁路流走的冷却剂减至最少，保重堆芯外围燃料组件能得到充分冷却。
围板加工精度要求很高。围板和辐板的组装成形也有严格的质量要求，这样才能尽可能地保证围板内表面与燃料组件最外层表面之间，有１mm宽的均匀水隙，从而达到充分冷却燃料组件的目的。
*
上栅格板图
*
堆芯上部支承柱
堆芯上部支承柱的作用是承受轴向力，连接导向管支承板与堆芯上栅格板、保证两者间的空间距离和整体刚性，并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道，还可作热电偶导向管的支承等。这些支承柱是用钢管制作的，加工时要严格保证其长度精度。
*
控制棒导向组件
控制棒导向组件是一个比较精密的构件，结构形式比较复杂，尺寸精度要求也高，左图就是一个控制棒导向组件。
导向管
导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻力塞。
01
所有燃料组件的中心导向管的内径都相同，它们是堆内测量导管，可用来引进测量装置。
02
定位格架是燃料棒径向定位件，用来夹持燃料棒和加强燃料棒刚性。其结构对燃料棒周围的水力和热工性能有显著影响。合理的结构形式应通过实验来确定。
第二章 压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
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202X
01
第一节 压水堆本体结构简介
02
第二节 堆芯
03
第三节 堆内构件
04
第四节 堆内构件设计准则
05
第五节 反应堆压力容器及控制棒驱动机构
06
第六节 防止堆内构件振动的可靠性措施
07
第七节 压力容器与堆内重型构件的制造工艺
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３．围板组件
围板组件安装在吊篮筒体内部，它是由多块围板、多块辐板和大量螺钉连接而成的。围板组件的主要功能是将布置燃料组件的整个活性区的外形紧紧围住，以使从燃料组件外边旁路流走的冷却剂减至最少，保重堆芯外围燃料组件能得到充分冷却。
围板加工精度要求很高。围板和辐板的组装成形也有严格的质量要求，这样才能尽可能地保证围板内表面与燃料组件最外层表面之间，有１mm宽的均匀水隙，从而达到充分冷却燃料组件的目的。
*
上栅格板图
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堆芯上部支承柱
堆芯上部支承柱的作用是承受轴向力，连接导向管支承板与堆芯上栅格板、保证两者间的空间距离和整体刚性，并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道，还可作热电偶导向管的支承等。这些支承柱是用钢管制作的，加工时要严格保证其长度精度。
*
控制棒导向组件
控制棒导向组件是一个比较精密的构件，结构形式比较复杂，尺寸精度要求也高，左图就是一个控制棒导向组件。
导向管
导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻力塞。
01
所有燃料组件的中心导向管的内径都相同，它们是堆内测量导管，可用来引进测量装置。
02
定位格架是燃料棒径向定位件，用来夹持燃料棒和加强燃料棒刚性。其结构对燃料棒周围的水力和热工性能有显著影响。合理的结构形式应通过实验来确定。
压水堆本体结构设计及其重型构件的制造资料讲解
下面从堆芯开始，由里向外，对压水堆本体结构逐层进 行研究。
2020/5/19
上一页
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第二节 堆芯
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些 堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部， 吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2 －１）。
目前，大型压水堆正方形栅格的燃料组件，主要采 用17×17的排列方式。每个这样的燃料组件，共有264 根 燃料棒，24根控制棒导向管和一根堆内测量导管，共计 289 个栅位。其排列方式如图２ －４所示。
2020/5/19
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2020/5/19
燃料组件组成
下管座 上管座 导向管 定位格架
2020/5/19
2020/5/19
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燃料棒示图Biblioteka 2020/5/19返回
燃料芯块
核电厂反应堆几乎都以ＵＯ2 陶瓷体为燃料， 其235Ｕ的富集度为2～4％，陶瓷芯块的直径一般 在6 ～10mm范围内。燃料芯块的高度不宜过大， 高度／直径一般在1.5 范围内为宜。这样可以限制 芯块过大而引起的收缩变形。芯块两端做成凹碟 形，以便补偿中心部位较大的热膨胀，减少包壳 可能产生的轴向变形。
此外，为了降低运行过程中包壳的内外压差，防止包壳的蠕变塌陷 和改善燃料元件的传热性能，现代的燃料棒设计都采用了预充压技术， 即在在包壳内腔预先充有3.5 ＭＰa 的惰性气体氦。当燃料棒工作到接近 寿期终了时，包壳管内氦气加上裂变气体的总压力应同包壳管外压力 （冷却剂工作压力15.5MPa以及停堆换料时的一个大气压力）相匹配， 防止包壳破损。
堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。 一般来说，它要满足下述基本要求：
2020/5/19
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第二节 堆芯
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些 堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部， 吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2 －１）。
目前，大型压水堆正方形栅格的燃料组件，主要采 用17×17的排列方式。每个这样的燃料组件，共有264 根 燃料棒，24根控制棒导向管和一根堆内测量导管，共计 289 个栅位。其排列方式如图２ －４所示。
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燃料组件组成
下管座 上管座 导向管 定位格架
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燃料棒示图Biblioteka 2020/5/19返回
燃料芯块
核电厂反应堆几乎都以ＵＯ2 陶瓷体为燃料， 其235Ｕ的富集度为2～4％，陶瓷芯块的直径一般 在6 ～10mm范围内。燃料芯块的高度不宜过大， 高度／直径一般在1.5 范围内为宜。这样可以限制 芯块过大而引起的收缩变形。芯块两端做成凹碟 形，以便补偿中心部位较大的热膨胀，减少包壳 可能产生的轴向变形。
此外，为了降低运行过程中包壳的内外压差，防止包壳的蠕变塌陷 和改善燃料元件的传热性能，现代的燃料棒设计都采用了预充压技术， 即在在包壳内腔预先充有3.5 ＭＰa 的惰性气体氦。当燃料棒工作到接近 寿期终了时，包壳管内氦气加上裂变气体的总压力应同包壳管外压力 （冷却剂工作压力15.5MPa以及停堆换料时的一个大气压力）相匹配， 防止包壳破损。
堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。 一般来说，它要满足下述基本要求：
第四讲 压水堆本体(除堆芯)
第四讲 一回路主系统
之
压水堆堆内构件
压水堆的本体由反应堆堆芯、下部堆内构件、
上部堆内构件、压力容器（包括压力容器筒体及 顶盖）、控制棒组件及其驱动机构等组成。
功能：用来为堆芯组件提供支撑、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 撑。
（五）堆内构件
1、下部堆内构件
（ 1 ）基本功能
Zr-2和Zr-4合金是普遍应用的包壳材料。
（2）压力容器
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有：
有较高的机械强度；
足够的韧性，使用时不易脆化；
高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。
压力容器一般选择含锰钼镍的低合金钢，堆内构 件选择奥氏体不锈钢。
3、压力容器的运行限制
器的支承，支承结构
采用强迫通风冷却。
此外，为保证压力容器的制造质量，对其材 料在液态及固态时要进行化学成份分析；在锻压 成形和热处理后要进行机械性能试验和超声波探 伤等等。
60万千瓦压水堆的压力容器，在制造过程比 较顺利及工艺技术比较成熟的条件下，制造周期 约为18—24个月。
顶盖的几何尺寸图
顶盖的重量 55500kg
（2）辐照对脆性转变温度的影响
快中子辐照改变了钢材的晶格结构，使钢材的机械性 能发生变化。辐照使钢材的脆性转变温度升高。因此，在 运行图上，随着反应堆运行年份的增加，即压力容器的 “老化”，压力上部限制曲线会朝高温区平移，如图2-19。 从图上看出，在反应堆正常运行5年后，把压力提高 到15.0MPa，运行温度需要在140℃；20年后，须提高到 195 ℃。
把堆芯重量传递给压力容器； 固定燃料棒、控制棒和堆内测
量仪表装置；
疏散和分配冷却剂流量； 减少 和中子对压力容器的辐
之
压水堆堆内构件
压水堆的本体由反应堆堆芯、下部堆内构件、
上部堆内构件、压力容器（包括压力容器筒体及 顶盖）、控制棒组件及其驱动机构等组成。
功能：用来为堆芯组件提供支撑、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 撑。
（五）堆内构件
1、下部堆内构件
（ 1 ）基本功能
Zr-2和Zr-4合金是普遍应用的包壳材料。
（2）压力容器
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有：
有较高的机械强度；
足够的韧性，使用时不易脆化；
高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。
压力容器一般选择含锰钼镍的低合金钢，堆内构 件选择奥氏体不锈钢。
3、压力容器的运行限制
器的支承，支承结构
采用强迫通风冷却。
此外，为保证压力容器的制造质量，对其材 料在液态及固态时要进行化学成份分析；在锻压 成形和热处理后要进行机械性能试验和超声波探 伤等等。
60万千瓦压水堆的压力容器，在制造过程比 较顺利及工艺技术比较成熟的条件下，制造周期 约为18—24个月。
顶盖的几何尺寸图
顶盖的重量 55500kg
（2）辐照对脆性转变温度的影响
快中子辐照改变了钢材的晶格结构，使钢材的机械性 能发生变化。辐照使钢材的脆性转变温度升高。因此，在 运行图上，随着反应堆运行年份的增加，即压力容器的 “老化”，压力上部限制曲线会朝高温区平移，如图2-19。 从图上看出，在反应堆正常运行5年后，把压力提高 到15.0MPa，运行温度需要在140℃；20年后，须提高到 195 ℃。
把堆芯重量传递给压力容器； 固定燃料棒、控制棒和堆内测
量仪表装置；
疏散和分配冷却剂流量； 减少 和中子对压力容器的辐
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。
压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
所有燃料组件的中心导向管的内径都相同，它们是 堆内测量导管，可用来引进测量装置。
定位格架
定位格架是燃料棒径向定位件，用来夹持燃料棒和 加强燃料棒刚性。其结构对燃料棒周围的水力和热工性 能有显著影响。合理的结构形式应通过实验来确定。
17×17型燃料组件的定位格架是一种由许多Ｉconel718条带材料焊接而成的蜂窝状结构。燃料棒沿长度方向 按一定间隔布设8排定位格架。
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下管座
是用304型不锈钢制成的箱式结构，用来支 承元件棒和分配冷却剂流量。它由带圆形流水孔 的下孔板和具有四条脚的下框架组成。
上管座
也采用箱式结构。它由带槽形孔的上孔板、 侧板、框架、压紧弹簧、夹持器衬垫等所组成。
2021/1/7
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导向管
导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻 力塞。
2.尽量减少堆内不必要的中子吸收材料,以提高中子 经济性;
3.有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力; 4.有较长的堆芯寿命,以适当减少换料操作次数; 5.堆芯结构紧凑,换料操作很简易方便.
2021/1/7
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燃料棒
目前，压水堆和重水堆都采用棒束型燃料元件。采用ＵＯ2 芯块和 锆合金包壳的燃料棒，按一定间隔组成棒束组件，但压水堆采用富集铀， 重水堆采用天然铀。
下面从堆芯开始，由里向外，对压水堆本体结构逐层进 行研究。
2021/1/7
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第二节 堆芯
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些 堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部， 吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2 －１）。
堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。 一般来说，它要满足下述基本要求：
定位格架
定位格架是燃料棒径向定位件，用来夹持燃料棒和 加强燃料棒刚性。其结构对燃料棒周围的水力和热工性 能有显著影响。合理的结构形式应通过实验来确定。
17×17型燃料组件的定位格架是一种由许多Ｉconel718条带材料焊接而成的蜂窝状结构。燃料棒沿长度方向 按一定间隔布设8排定位格架。
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下管座
是用304型不锈钢制成的箱式结构，用来支 承元件棒和分配冷却剂流量。它由带圆形流水孔 的下孔板和具有四条脚的下框架组成。
上管座
也采用箱式结构。它由带槽形孔的上孔板、 侧板、框架、压紧弹簧、夹持器衬垫等所组成。
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导向管
导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻 力塞。
2.尽量减少堆内不必要的中子吸收材料,以提高中子 经济性;
3.有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力; 4.有较长的堆芯寿命,以适当减少换料操作次数; 5.堆芯结构紧凑,换料操作很简易方便.
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燃料棒
目前，压水堆和重水堆都采用棒束型燃料元件。采用ＵＯ2 芯块和 锆合金包壳的燃料棒，按一定间隔组成棒束组件，但压水堆采用富集铀， 重水堆采用天然铀。
下面从堆芯开始，由里向外，对压水堆本体结构逐层进 行研究。
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第二节 堆芯
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些 堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部， 吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2 －１）。
堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。 一般来说，它要满足下述基本要求：
压水堆本体结构
燃料组件就是由燃料元件棒及组件骨架等所组成。上、
下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些 定位销孔与堆内上、下栅板上的定位销钉相配，从而使 燃料组件在堆芯中按一定间距定位。
上管座设置有压紧弹簧（hold-down spring），其作用
是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下 而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各 种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对 燃料组件的冲击。
度（约553-573K）下，硼浓度大
故为使反应堆保持有负于温13度00 系g/数g时，才在出运现正行温时度通系常数将。硼
浓度限制在<1200ppm。因此在采用硼溶液化学控制的
同时，还必须使用一定数量的固体可燃毒物。
固体可燃毒物采用吸收中子能力较强，又能随着反应
堆运行与核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃 （Si2O3+B2O3基体），三氧化二钆等。将这些材料制 成棒状或管状，然后外面再加包壳。固体可燃毒物棒 一般设置在燃料组件的导向管内，每个燃料组件内插 入可燃毒物棒的数目和布置形式，由堆物理设计确定。
的底部构件。
下管座与控制棒导向管采用螺纹连接并点焊，
水冷却剂通过下孔板流入燃料棒间的冷却剂通 道。下框架和下孔板焊成一体，并在底部角上 开有定位销孔，用它与堆芯下栅板定位。燃料 元件棒直立在下孔板上方，作用在组件上的轴 向载荷和组件的重量通过下管座传给下栅板。
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区的6个定为格架的条带有突出的混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂的混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架的条 带上没有混流翼，而其它方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些 定位销孔与堆内上、下栅板上的定位销钉相配，从而使 燃料组件在堆芯中按一定间距定位。
上管座设置有压紧弹簧（hold-down spring），其作用
是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下 而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各 种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对 燃料组件的冲击。
度（约553-573K）下，硼浓度大
故为使反应堆保持有负于温13度00 系g/数g时，才在出运现正行温时度通系常数将。硼
浓度限制在<1200ppm。因此在采用硼溶液化学控制的
同时，还必须使用一定数量的固体可燃毒物。
固体可燃毒物采用吸收中子能力较强，又能随着反应
堆运行与核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃 （Si2O3+B2O3基体），三氧化二钆等。将这些材料制 成棒状或管状，然后外面再加包壳。固体可燃毒物棒 一般设置在燃料组件的导向管内，每个燃料组件内插 入可燃毒物棒的数目和布置形式，由堆物理设计确定。
的底部构件。
下管座与控制棒导向管采用螺纹连接并点焊，
水冷却剂通过下孔板流入燃料棒间的冷却剂通 道。下框架和下孔板焊成一体，并在底部角上 开有定位销孔，用它与堆芯下栅板定位。燃料 元件棒直立在下孔板上方，作用在组件上的轴 向载荷和组件的重量通过下管座传给下栅板。
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区的6个定为格架的条带有突出的混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂的混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架的条 带上没有混流翼，而其它方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
第三章 压水反应堆-1
15:23
核科学与技术学院
6
Harbin Engineering University
15:23
核科学与技术学院
7
Harbin 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外 是放置堆芯和堆内构件， 是放置堆芯和堆内构件Engineering University 泄的高压设备。 泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆的正常运 行和使用寿命，而且它在高温、高压、 行和使用寿命，而且它在高温、高压、强辐照的条件下 长期工作，它的尺寸大，重量重，加工制造精度要求高。 长期工作，它的尺寸大，重量重，加工制造精度要求高。 因此是压水堆的关键设备之一。 因此是压水堆的关键设备之一。
Harbin Engineering University
中子源 中子源棒束组件用于在临界增殖之前就产生一 个可测量的中子通量， 个可测量的中子通量，以便监测接近临界时的中子 增殖状况。中子源有初级中子源和次级中子源两种； 增殖状况。中子源有初级中子源和次级中子源两种； 初级中子源提供首次装料后反应堆启动所需的源强， 初级中子源提供首次装料后反应堆启动所需的源强， 次级中子源在反应堆运行中被活化而成为中子源， 次级中子源在反应堆运行中被活化而成为中子源， 此后为反应堆启动提供中子源。 此后为反应堆启动提供中子源。
15:23 核科学与技术学院 10
燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、Engineering 、导向管、 由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、 Harbin 控制棒 University 定位格架、压紧弹簧等几个部件组成。 定位格架、压紧弹簧等几个部件组成。 元件棒一般按14×14、15×15、17×17方式排列成正方 一般按14 元件棒一般按14×14、15×15、17×17方式排列成正方 形栅格，每个组件设有16~24根控制棒导向管 16~24根控制棒导向管， 形栅格，每个组件设有16~24根控制棒导向管，燃料组 件中心设有一根堆内通量测量管 测量管。 件中心设有一根堆内通量测量管。其中约三分之一燃料 组件的控制棒导管内，布置有控制棒组件。 组件的控制棒导管内，布置有控制棒组件。控制棒组件 可以从上部插入堆芯实现停堆。组件中心的仪表管允许 可以从上部插入堆芯实现停堆。 从压力容器底部将堆内通量测量探头伸入组件内任意高 凡不布置控制棒 可燃毒物棒或中子源棒的燃料组 控制棒、 度。凡不布置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的燃料组 均有节流组件安插在导管上端以减少冷却剂旁流。 节流组件安插在导管上端以减少冷却剂旁流 件，均有节流组件安插在导管上端以减少冷却剂旁流。 堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及吊篮) 由上部支承结构和下部支承结构( 由上部支承结构和下部支承结构 及吊篮) 组成。吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。 组成。吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。 吊篮与压力容器之间形成环形腔称为下降段。 吊篮与压力容器之间形成环形腔称为下降段。
压水堆本体结构
紧急事故时，要求在短时间(约为2s)内迅速插入堆芯而 停堆。
另外，控制棒组件应能克制反应堆可能出现旳氙振荡。
三、可燃水中毒硼物浓组度旳件大小对慢化剂温度系数有明显
影响。伴随硼浓度旳增长，慢化剂负温度系数旳
压降水低绝 旳 小堆反对，密值故度中应减越反采堆小来应用旳越性，功硼小增单率溶。 长位因 。体峰液积为 当值化水： 水因学当 中中子控水 硼含，制旳 浓硼温 度旳加可核度 超深降升 出数卸低高 某也料控时 一相燃制，值应水时减耗棒，。旳数量，
水冷却剂从上孔板流出，并在箱型空腔内混合后流向 堆芯上栅板。与上管座相连接旳压紧弹簧其所具有旳 压紧力能克服组件旳水力提升力，预防组件旳水力振 动，并补偿燃料组件和堆内构件之间旳轴向膨胀差。 上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座旳角上开有定位 销孔，以便和上栅板旳销钉相应定位。
(4) 下管座
下管座由下孔板和下框架构成。它是燃料组件
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区旳6个定为格架旳条带有突出旳混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂旳混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架旳条 带上没有混流翼，而其他方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
组件旳关键部件之一。定位 格架设计得好，能够提升反 应堆出力或增长反应堆热工 安全裕量。
五、中子源组件
反应堆首次开启和再次开启都需要有起“点火”作用旳中子源。
人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107l08个中
子。依托这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提升堆芯内中 子注量率，克服核测仪器旳盲区，使反应堆能安全、迅速地开启。
中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒旳中
3) 因为棒径小，所以控制棒提升时所留下旳水隙对功率 分布畸变影响小。不需另设挤水棒，从而简化堆内构 造，降低了反应堆压力容器旳高度。
另外，控制棒组件应能克制反应堆可能出现旳氙振荡。
三、可燃水中毒硼物浓组度旳件大小对慢化剂温度系数有明显
影响。伴随硼浓度旳增长，慢化剂负温度系数旳
压降水低绝 旳 小堆反对，密值故度中应减越反采堆小来应用旳越性，功硼小增单率溶。 长位因 。体峰液积为 当值化水： 水因学当 中中子控水 硼含，制旳 浓硼温 度旳加可核度 超深降升 出数卸低高 某也料控时 一相燃制，值应水时减耗棒，。旳数量，
水冷却剂从上孔板流出，并在箱型空腔内混合后流向 堆芯上栅板。与上管座相连接旳压紧弹簧其所具有旳 压紧力能克服组件旳水力提升力，预防组件旳水力振 动，并补偿燃料组件和堆内构件之间旳轴向膨胀差。 上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座旳角上开有定位 销孔，以便和上栅板旳销钉相应定位。
(4) 下管座
下管座由下孔板和下框架构成。它是燃料组件
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区旳6个定为格架旳条带有突出旳混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂旳混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架旳条 带上没有混流翼，而其他方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
组件旳关键部件之一。定位 格架设计得好，能够提升反 应堆出力或增长反应堆热工 安全裕量。
五、中子源组件
反应堆首次开启和再次开启都需要有起“点火”作用旳中子源。
人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107l08个中
子。依托这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提升堆芯内中 子注量率，克服核测仪器旳盲区，使反应堆能安全、迅速地开启。
中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒旳中
3) 因为棒径小，所以控制棒提升时所留下旳水隙对功率 分布畸变影响小。不需另设挤水棒，从而简化堆内构 造，降低了反应堆压力容器旳高度。
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控制棒驱动机构：control rod drive mechanism ;
横截面：cross-section; 剖面：cutaway sec堆的核心部分，核燃料在这里实现链式裂
变反应，并将核能转化为热能，此外，堆芯又是强放 射源。 物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成。
（spring spacer grid），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。
组件中的燃料棒沿长度方向设有8层弹簧定位格架
控制棒导向管、中子注量率(neutron fluence rate)测量管
和弹簧定位格架一起构成一个刚性的组件骨架 （framework）。元件棒按空位插于骨架内。骨架的上、 下端是上、下管座。 下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些 定位销孔与堆内上、下栅板上的定位销钉相配，从而使 燃料组件在堆芯中按一定间距定位。 是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下 而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各 种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对 燃料组件的冲击。
(II) 组件骨架
组件骨架由弹簧定位格架、控制棒导向管和上、下管
座等部件组成。
它的功用是确保燃料组件的刚度和强度。
承受整个组件的重量； 流体力产生的振动和压力波动（流致振荡）； 承受控制棒下插时的冲击力； 准确为控制棒导向； 保证燃料装卸和运输的安全。
(1) 弹性定位格架
弹簧定位格架是压水堆燃料 组件的关键部件之一。定位 格架设计得好，可以提高反 应堆出力或增加反应堆热工 安全裕量。
第二章 压水堆本体结构
典型压水反应堆 本体结构
堆芯（活性区）
反 应 堆 本 体
堆内构件 反应堆压力容器 （压力壳）
控制棒传动机构 （控制棒驱动机构）
压水堆堆芯部分的横截面
堆芯，活性区：core；（注：快堆内还有blanket，再生区） 燃料组件：fuel assembly; 反应堆堆内构件：reactor vessel internals;
压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃毒 用作慢化剂兼冷却剂的水，从进口接管流入压力容器，
沿吊篮（core barrel）与压力容器内壁之间的环形通道 (也称下行流道)流向堆芯下腔室，然后转而向上流经 堆芯，加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流出。
因此，燃料芯块一般都做成下图(c)那样的蝶形端面加
压水堆燃料芯块
(2) 包壳管
燃料元件的包壳（cladding）是反应堆内防止强放射性
物质外泄的第一道屏障，也是最重要的一道屏障，它 的作用是包容裂变产物并把核燃料和冷却剂分隔开。 目前压水堆中采用的包壳材料都是 Zr-4 合金（经冷加 工与消除应力），因为 Zr-4 不仅有较高的高温机械强 度和耐高温水腐蚀的性能，而且中子吸收截面小，用 它作包壳可使用较低富集度的核燃料，提高卸料燃耗。 包壳壁厚一般为0.550.65mm。由于装配以及补偿燃料 芯块和包壳之间温差热膨胀的需要，并考虑到反应堆 运行后芯块的肿胀，因此在燃料芯块与包壳管之间应 留有一定间隙。在间隙处通常充以23MPa压力的氦气 以改善元件棒的导热性能和包壳的应力状态。 芯块与包壳之间的间隙及元件上端安置压紧弹簧处的 空腔还可以容纳裂变过程中从燃料内释放出来的裂变 气体。
一、燃料组件
压水反应堆内的燃料组件在堆芯中处在高温、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。
大多数较新型的压水反应堆的燃料组件内，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，其余空位装有控制棒导向管 （control rod guide tube）（内装控制棒和可燃毒物 棒），最中心的管供中子注量率测量用。
(1) 燃料芯块
目前压水堆燃料元件中的芯块都采用二氧化铀做成，
核燃料富集度约为2％；芯块直径约为89mm；高度与 直径比一般为11.5。
由于 UO 2 热导率小，故在反应堆运行时芯块中心部分
比周边部分的温度要高得多，从而使芯块形成下图(a) 砂漏状；由于端部效应，芯块端面部分的径向变形比 芯块中部的径向变形要严重得多，并由于芯块和包壳 的相互作用，于是产生了下图(b)所示的“竹节状”， 燃料元件包壳最易在这一部位发生破损。 倒角，从而减小芯块与包壳的相互作用。
燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区的6个定为格架的条带有突出的混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂的混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架的条 带上没有混流翼，而其它方面完全与前一种 相同。
右图示出弹簧定位格架，它 是由冲压成型的带有刚性支 承、弹性支承及混合翼条带 和带导向翼的围板经组装并 焊接而成的弹性组件。
(2) 控制棒导向管
每个燃料组件部带有一定数量的，由不锈钢或锆-4合
金制成的控制棒导向管。它对控制棒在堆芯上下移动 起导向作用。
体可燃毒物棒或阻力塞。
在没有控制棒的燃料组件导向管内，相应地布置有固 控制棒与导向管之间留有一定的间隙，使少量冷却剂
流通以冷却控制棒。
导向管下段的内径比上段略小，以便当反应堆紧急停
燃料组件就是由燃料元件棒及组件骨架等所组成。上、
上管座设置有压紧弹簧（hold-down spring），其作用
压水反应堆燃料元件组件
(I) 燃料元件棒 燃料元件棒是反应堆运行时产生核裂变并释放热量
的部件。下图示出了压水堆燃料元件，它的长度一 般为34m，外径约为9.5mm。按设计要求将一定数 量的二氧化铀燃料芯块（陶瓷芯块）装入锆-4合金管 （燃料包壳）内。上、下两端都设有三氧化二铝的 陶瓷隔热片，以减小芯块的轴向传热。为防止运输 过程中棒内芯块发生窜动，顶部设有螺旋形压紧弹 簧。锆-4合金管的两端用锆合金端塞堵封并焊接。