《压水反应堆》PPT课件
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反应堆结构课件3第三章
16
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。
48
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
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。
48
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。
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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
第六章 压水反应堆水处理系统
离子交换过程可用下式表示：
R A M R M A
精品课件
在水质净化系统中，其交换原理 可用下式表示：
精品课件
⊙ 离子交换树脂的选择性
化学置换反应规律： （1）离子电荷 ①在低浓度水溶液中，交换离子的电荷越大，越易被树脂吸 附，对阳离子有下列顺序：
对阴离子则有：
②高浓度的低价离 子往往具有较高的交换“势”，这就是 树
脂的再生原理。
精品课件
（2）离子半径与水合作用 原子序数越大，水合能越小，因此有以下选择性 吸附顺序：
活度系数越高，交换“势”也越大。
精品课件
6.2.4 离子交换树脂的交换容量与净化 效率
⊙ 离子交换树脂的交换容量
离子交换树脂的交换容量系指单位体积或重量树脂能够交换的 离子数量。交换容量可用下面两种方法表示： （1）总交换容量 单位体积或重量的离子交换剂中交换基团的总数，毫克当量/ 毫升湿树脂。 （2）工作交换容量 穿透容量，动态条件下单位体积或重量树脂中能够参加交换反 应的基团数。工作交换容量与总交换容量之比称为离子交换树 脂的利用率。
• 在反应堆回路传热表面的沉积，使传热 效率降低
• 积累过多时，可能造成堆芯局部流道阻 塞或换热面过热，引起严重事故
• 在停堆检修时，沉积的活化腐蚀产物的 放射性，会给维修工作带来很多麻烦
–及时有效地除去冷却剂中腐蚀产物，避免 腐蚀产物在回路中的过量积聚
精品课件
机械过滤的应用 • 冷却剂净化 • 主泵轴封水过滤 • 离子交换器后过滤 • 燃料水池澄清过滤 • 试剂的过滤 • 补给水、二路蒸汽发生器排污水和汽轮机
⒈ 溶胀
树脂一经浸入水中，水即扩散到树脂网状结 构
的空隙中，离解，形成水合离子，树脂体积也因此
R A M R M A
精品课件
在水质净化系统中，其交换原理 可用下式表示：
精品课件
⊙ 离子交换树脂的选择性
化学置换反应规律： （1）离子电荷 ①在低浓度水溶液中，交换离子的电荷越大，越易被树脂吸 附，对阳离子有下列顺序：
对阴离子则有：
②高浓度的低价离 子往往具有较高的交换“势”，这就是 树
脂的再生原理。
精品课件
（2）离子半径与水合作用 原子序数越大，水合能越小，因此有以下选择性 吸附顺序：
活度系数越高，交换“势”也越大。
精品课件
6.2.4 离子交换树脂的交换容量与净化 效率
⊙ 离子交换树脂的交换容量
离子交换树脂的交换容量系指单位体积或重量树脂能够交换的 离子数量。交换容量可用下面两种方法表示： （1）总交换容量 单位体积或重量的离子交换剂中交换基团的总数，毫克当量/ 毫升湿树脂。 （2）工作交换容量 穿透容量，动态条件下单位体积或重量树脂中能够参加交换反 应的基团数。工作交换容量与总交换容量之比称为离子交换树 脂的利用率。
• 在反应堆回路传热表面的沉积，使传热 效率降低
• 积累过多时，可能造成堆芯局部流道阻 塞或换热面过热，引起严重事故
• 在停堆检修时，沉积的活化腐蚀产物的 放射性，会给维修工作带来很多麻烦
–及时有效地除去冷却剂中腐蚀产物，避免 腐蚀产物在回路中的过量积聚
精品课件
机械过滤的应用 • 冷却剂净化 • 主泵轴封水过滤 • 离子交换器后过滤 • 燃料水池澄清过滤 • 试剂的过滤 • 补给水、二路蒸汽发生器排污水和汽轮机
⒈ 溶胀
树脂一经浸入水中，水即扩散到树脂网状结 构
的空隙中，离解，形成水合离子，树脂体积也因此
《压水反应堆》PPT课件
为1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件数如下：
1区：53个燃料组件，富集度为1.8％；
2区：52个燃料组件，富集度为2.4％；
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
Harbin Engineering University
Harbin Engineering University
换料方式及特点
力 有较长的堆芯设计寿命，以适当减少换料次数 堆芯构造紧凑，换料操作简单方便
Harbin Engineering University
压水堆动力装置根本配置
上封头
典
型
压
堆芯吊篮
水
堆
本 上隔板 体 堆芯
构 围板
造 下隔板
堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
Harbin Engineering University
压力容器
Harbin Engineering University
Harbin Engineering University
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反响堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外 泄的高压设备。它的完整性直接关系到反响堆的正常运 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。 因此是压水堆的关键设备之一。
率峰因子。
核反响堆的这种装卸料方式构成了它所特有的运行和控制的
复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具有的产生裂变
反响的潜力(称为后备反响性)很大，而新堆初始装料的后备反响
性就更大，必须妥善地加以控制。
Harbin Engineering
反响性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物 通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以
核反应堆压水堆控制绪论课件
06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
压水堆核电厂完PPT课件
•28
非能动安全壳冷却系统
•29
堆 腔 充 水 系 统
堆腔淹没技术
•30
模块化施工,工期48个月
•31
•32
•33
三、EPR
•34
三、EPR
高功率(1500MWe—1700MWe)
•4通道安全系统
•双层安全壳
•严重事故预防及缓解
• 稳压器卸压
• 堆芯扑集器
• 非能动氢复合器
•全数字化仪控,先进控制室
❖ 环形压力容器锻
件
•27
❖ AP不依赖AC电源 --非能动余热导出
非能动堆芯冷却系统
--非能动安全注入
--非能动安全壳冷却
❖ 长时间的安全停堆
大于72小时不用操作 员干预
Accumulator—安注箱Core makeup tank—堆芯补水箱 Sump Screen—地坑过滤器 PRHR--非能动余热热交换器 Depressurization valves— 卸压伐 Spargers—喷射器
•2
一、压水堆核电厂结构
压水堆核电站原理
圍阻體 蒸汽產生器
調壓槽
蓄壓器
反應爐
圍阻體 噴灑泵 充水泵 餘熱移除泵
反應爐 冷卻水泵
燃料更換 水儲存槽
汽水分離 再熱器
變電所 低壓汽機
主變壓器
高壓汽機
高壓飼水 加熱器
主飼水泵
低壓飼水加熱器
冷凝器
冷凝水泵
發電機 勵磁機
循環水泵
•3
海水
一、压水堆核电厂结构
压水堆核电站主要由核岛、常规岛、电站 配套设施（BOP）等组成。
ACP1000 ACPR1000+ CAP1400 ACP100 快堆BN800
压水反应堆工作原理图PPT课件
压水堆核电站工作原理
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管道水
一回路
二回路
基本参数： 一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力~55bar, 出口饱和蒸汽
输配电
核电厂中的能量转换与转递
水的热能 核能
蒸汽的热能 叶轮的机械能
电能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水 的热量传递 冷却水的载热和热 量释放
反应堆
反应堆压力容器
堆芯(活性区)
• 功能
– 反应堆的心脏 – 产生自持链式核裂变反应 – 以热的形式释放裂变能
• 组成
– 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
压水堆燃料组件
棒束长
: 约3~4m
燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
低压缸
高压缸
发电机
结束语
当你尽了自己的最大努力时，失败也是伟大的， 所以不要放弃，坚持就是正确的。
When You Do Your Best, Failure Is Great, So Don'T Give Up, Stick To The End
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管道水
一回路
二回路
基本参数： 一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力~55bar, 出口饱和蒸汽
输配电
核电厂中的能量转换与转递
水的热能 核能
蒸汽的热能 叶轮的机械能
电能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水 的热量传递 冷却水的载热和热 量释放
反应堆
反应堆压力容器
堆芯(活性区)
• 功能
– 反应堆的心脏 – 产生自持链式核裂变反应 – 以热的形式释放裂变能
• 组成
– 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
压水堆燃料组件
棒束长
: 约3~4m
燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
低压缸
高压缸
发电机
结束语
当你尽了自己的最大努力时，失败也是伟大的， 所以不要放弃，坚持就是正确的。
When You Do Your Best, Failure Is Great, So Don'T Give Up, Stick To The End
《压水反应堆》课件
3
主要工作过程
核反应-蒸汽产生-电力输出循环
压水反应堆的优缺点
优点
• 燃料使用率高 • 反应堆稳定，故障少 • 发电效率高，成本低
缺点
• 核废料难以处理 • 核能存在安全隐患 • 原材料的供应问题
压水反应堆的应用
在发电中的应用
压水反应堆广泛应用于核电站的发电过程中
在船舶中的应用
较小型的压水反应堆可作为核动力潜艇的动力源
未来发展方向
压水反应堆将逐渐趋向模块化、高效化等方向的 发展，持续成为能源领域的重要研究方向总结来自压水反应堆的优势和不足
我们了解到压水反应堆具有高效、稳定的特点，但 仍需要进一步解决核废料等问题
在能源领域的重要性和前景
压水反应堆在绿色能源研究中具有重要的地位，并 将在未来继续发挥重要作用
《压水反应堆》PPT课件
本课件将为您讲解压水反应堆，探讨它的构成，优缺点和应用以及安全问题。 欢迎学习！
什么是压水反应堆
定义
压水反应堆是一种利用核反应产生热能产生蒸汽发电所用的核反应堆
分类
目前，压水反应堆按照功率水平和使用的燃料可分为多种类型
压水反应堆的构成
核反应堆
包括燃料组件、调控元件、反应堆压力容器和堆内 循环系统
压水反应堆的安全问题
1 常见故障及处理方法
反应堆机组主要有管道泄漏、冷却液流量减 少等若干常见故障需要采取相应措施
2 安全措施
核反应堆的安全措施包括生产安全措施、安 全操作规程、应急救援联合方案等方面的措 施
压水反应堆的发展趋势
技术进步
随着技术的不断更新和发展，压水反应堆的技术 性能得到了大幅提升
主蒸汽发生器
将反应堆内产生的热量转化为蒸汽能量，用于发电
压水堆
堆芯支撑结构由上部支撑结构和下部支撑结构组成。吊篮以悬挂方式吊在压力容器l部的支撑凸缘上，吊篮与 压力容器之间形成一个环形腔，称为下降段。冷却剂从入口管嘴进入反应堆，沿下降段流到压力容器下腔室，然 后折返向上通过堆芯，在堆芯内吸收核裂变产生的热量，再经由上栅格板、上腔室，经出口管嘴流出。从反应堆 流i的冷却剂通过蒸汽发生器将热量传递给二回路侧的水。经冷却的水从蒸汽发生器出来后，经南主泵唧送回堆芯， 以此往复循环。
（3）能动的安全性：指必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
（4）后备的安全性：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
国际核能界认为现有核电厂系统过千复杂，必须着力解决设计上的薄弱环节，提出应以固有安全概念贯穿于 反应堆和核电厂设计安全的新论点。 其定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由反应堆自然的安全性和非能动的安全性即可控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋千正常运行 或安全停闭。
发展史
压水堆是世界上在运行的核电站中采用的主要堆型， 装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。 最早用作核潜艇的军用反应堆。1957年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆芯、 堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。秦山核电站就采用了国外现行压 水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作。
基本结构
图1各种类型的动力反应堆中，压水堆由于具有结构紧凑、体积小、功率密度高、平均燃耗较深，放射性裂变 产物不易外逸，良好的功率自稳自调特性、比较安全可靠等优点，获得了广泛的应用。舰船压水堆与核电厂压水 堆本体结构基本类似，图1为典型核电厂压水堆堆芯的基本结构，其主要组成包括：
（3）能动的安全性：指必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
（4）后备的安全性：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
国际核能界认为现有核电厂系统过千复杂，必须着力解决设计上的薄弱环节，提出应以固有安全概念贯穿于 反应堆和核电厂设计安全的新论点。 其定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由反应堆自然的安全性和非能动的安全性即可控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋千正常运行 或安全停闭。
发展史
压水堆是世界上在运行的核电站中采用的主要堆型， 装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。 最早用作核潜艇的军用反应堆。1957年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆芯、 堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。秦山核电站就采用了国外现行压 水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作。
基本结构
图1各种类型的动力反应堆中，压水堆由于具有结构紧凑、体积小、功率密度高、平均燃耗较深，放射性裂变 产物不易外逸，良好的功率自稳自调特性、比较安全可靠等优点，获得了广泛的应用。舰船压水堆与核电厂压水 堆本体结构基本类似，图1为典型核电厂压水堆堆芯的基本结构，其主要组成包括：
压水反应堆
堆芯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。 吊篮与压力容器之间形成环形腔称为下降段。
13:06
核科学与技术学院
10
冷却剂流向以及堆芯冷 却剂流量分配：
主要部分用于冷却 燃料元件，另一部分旁 流冷却控制棒和吊篮以 及冷却上腔室和上封头， 这非常重要，它用于冷 却控制棒导管区和上封 头，使该处水温接近冷 却剂入口温度，防止上 封头汽化。
13:06
核科学与技术学院
7
Harbin Engineering University
堆芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持续的 受控链式反应，从而成为不断释放出大量能量，并将核 能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中释放出大量 热量的锅炉。此外，堆芯又是强放射源，因此，堆芯结 构设计是反应堆本体结构设计中最重要的环节之一。
控制的复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具
有的产生裂变反应的潜力(称为后备反应性)很大，而新堆
初始装料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。
13:06
核科学与技术学院
14
反应性控制：控制棒+硼酸+可燃毒Ha物rbin Engineering University
通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以 控制部分后备反应性，在运行中还可以通过调节硼浓 度来补偿反应性的慢效应变化
压水堆压力容器布置非常紧凑，运行在很高的压力下，
容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力容器带有
偶数个(4~8)出入口管嘴，整个容器重量由出口管嘴下
部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承，可移动的上封
头用螺栓与筒体固定，由两道“O”形密封圈密封，上封
压水堆堆芯PPT课件
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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。
(a) 结构
➢ 控制棒组件是由连接柄和控制棒组成，24根控制棒分
别用导向螺母固定在连接柄的径向翼板上。
➢ 连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
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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 Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
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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。
o 核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有
效地导出；
o 反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保
持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的 完整性和安全性。 ➢ 可见，核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构
的设计和加工制造的质量。
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➢ 本章主要讨论压水反应堆本体各构件的结构、功能、
➢ 在一个燃料组件的全长上，有6-8个
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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。
(a) 结构
➢ 控制棒组件是由连接柄和控制棒组成，24根控制棒分
别用导向螺母固定在连接柄的径向翼板上。
➢ 连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
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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 Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
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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。
o 核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有
效地导出；
o 反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保
持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的 完整性和安全性。 ➢ 可见，核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构
的设计和加工制造的质量。
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➢ 本章主要讨论压水反应堆本体各构件的结构、功能、
➢ 在一个燃料组件的全长上，有6-8个
第二讲压水堆冷却剂系统(共11张PPT)
o 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压
力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管
道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支撑结 构，以允许横向位移。
第8页，共11页。
o 蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面,以便 使系统具有足够的自然循环能力。
o 冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道有
第9页，共11页。
Ø 一回路中冷却剂的循环：<正常情况下> 主泵→反应堆堆芯→蒸汽发生器倒U型管 一次侧→主泵
Ø 当发生断电事故时，控制棒下落，堆芯裂变反应停止，
主泵由于惯性作用，继续惰转，流量随之减小，最后 进入靠自然循环排出衰变热。
第10页，共11页。
第11页，共11页。
卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全
阀及其管道和卸压箱组成。
西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀，卸压阀的开 启整定值比安全阀的开启整定值低。若卸压阀开启后使超压瞬变过程得 以缓解，安全阀可免于开启。法国法马通公司设计的稳压器，只装备三 只同一类型不同开启整定值的安全阀。
第6页，共11页。
将引起一回路压力升高或降低。
若压力低于设定值，压力控制系统启动加热器，使部分 3℃，因为冷却剂通过冷却剂泵后，温度略有升高。
反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。
水蒸发，升高蒸汽压力。 西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀，卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定值低。
卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成。 反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避开装卸料机构的起吊死区。 因此，在设备周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。 冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成。
力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管
道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支撑结 构，以允许横向位移。
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o 蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面,以便 使系统具有足够的自然循环能力。
o 冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道有
第9页，共11页。
Ø 一回路中冷却剂的循环：<正常情况下> 主泵→反应堆堆芯→蒸汽发生器倒U型管 一次侧→主泵
Ø 当发生断电事故时，控制棒下落，堆芯裂变反应停止，
主泵由于惯性作用，继续惰转，流量随之减小，最后 进入靠自然循环排出衰变热。
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卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全
阀及其管道和卸压箱组成。
西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀，卸压阀的开 启整定值比安全阀的开启整定值低。若卸压阀开启后使超压瞬变过程得 以缓解，安全阀可免于开启。法国法马通公司设计的稳压器，只装备三 只同一类型不同开启整定值的安全阀。
第6页，共11页。
将引起一回路压力升高或降低。
若压力低于设定值，压力控制系统启动加热器，使部分 3℃，因为冷却剂通过冷却剂泵后，温度略有升高。
反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。
水蒸发，升高蒸汽压力。 西屋公司设计的稳压器，上面装备有卸压阀和安全阀，卸压阀的开启整定值比安全阀的开启整定值低。
卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成。 反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避开装卸料机构的起吊死区。 因此，在设备周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。 冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成。
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• 压水堆压力容器布置非常紧凑，运行在很高的压力下，容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。 压力容器带有偶数个(4~8)出入口管嘴，整个容器重量由出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏 蔽层)支承，可移动的上封头用螺栓与筒体固定，由两道“O”形密封圈密封，上封头有几十个贯穿
件，用于布置控制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
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8
• 堆芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持续的受控链式反应，从而成为不断释放出大量 能量，并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中释放出大量热量的锅炉。此外，堆芯又 是强放射源，因此，堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重要的环节之一。
• 压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成 ，并由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后，依靠吊篮定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管
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；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，此后为反应堆 启动提供中子源。
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感谢下 载
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12
• 典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件)
为使堆芯的释热比较均匀，初始堆芯采用三种不同富集度的 燃料分区布置。富集度最高的燃料装在堆芯的外围，称为3 区，另外两种较低富集度的燃料以国际象棋棋盘的方式布置 在堆芯内区，称为1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件 数如下： 1区：53个燃料组件，富集度为1.8％； 2区：52个燃料组件，富集度为2.4％； 3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
可燃毒物棒用于第一燃料周期，目的是补偿堆芯的部分后备反应性，使堆冷却剂中的含硼浓度 可以减少到使慢化剂温度系数为负值，保证反应堆具有固有安全性。可燃毒物棒的总数为896根 。在第一次换料时全部卸出。
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• 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，以便监测接近临界
的下方。
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9
• 反应堆堆芯位于压力容 器内低于进出口管嘴处 ，由157~193(相应于900 ~1200MWe)个几何上和机 械上都完全相同的燃料 组件构成(大亚湾157个) 。燃料组件不设元件盒 ，冷却剂可以发生径向 交混。堆芯周围由围板 束紧，围板固定在吊篮 上。吊篮外固定着热屏 ，用以减少压力容器可 能遭受的中子辐照。
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14
• 换料方式及特点
采用分区倒料与棋盘式相结合的换料方式。即每次换料 时将三分之一堆芯新燃料组件(富集度为3.2％)放在堆芯四 周(也即外区)，将内区燃耗较深的(即富集度为1.8％)三分 之一燃料组件取出，而将外区的燃料组件(富集度2.4％和3. 1％)移向内区。
由于倒换到内区的燃料组件已经在外区使用过，缩小了 新旧燃料组件之间富集度的差别，因此有较高的燃耗深度和 较低的功率峰因子。
核反应堆的这种装卸料方式构成了它所特有的运行和控
制的复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具有的
产生裂变反应的潜力(称为后备反应性)很大，而新堆初始装
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• 燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、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。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。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从压力容器底 部将堆内通量测量探头伸入组件内任意高度。凡不布置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的燃料组 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)组成。吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上
15
料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。
• 反பைடு நூலகம்性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物
通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以控制部分后备反应性，在运行中还可以通 过调节硼浓度来补偿反应性的慢效应变化
为了补偿由于负荷、温度变化而引起的反应性的较快变化，以及提供反应堆的停堆能力，控制棒 组件是不可缺少的。棒束控制组件用于反应性控制，棒束控制组件又分为功率控制组件，平均温 度控制组件和停堆组件。反应堆紧急停堆时，控制棒组件依靠重力落入堆芯。
第三章 压水反应堆
王建军 2020/11/28
3.1 压水反应堆结构概述
压水堆
反应堆中冷却剂采用高压水的反应堆 反应堆堆芯内可能存在沸腾（最新设计） 是世界范围内最主流的反应堆堆芯（60%）
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2
堆芯设计基本要求
堆芯功率分布应尽可能均匀，以提高功率输出 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料 有最佳的冷却剂流量分配和最小流动阻力 有较长的堆芯设计寿命，以适当减少换料次数 堆芯结构紧凑，换料操作简单方便
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。
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11
• 冷却剂流向以及堆芯冷却剂流量分配：
主要部分用于冷却燃料元件，另一部分 旁流冷却控制棒和吊篮以及冷却上腔室和上 封头，这非常重要，它用于冷却控制棒导管 区和上封头，使该处水温接近冷却剂入口温 度，防止上封头汽化。
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3
压水堆动力装置基本配置
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4
上封头
典
型
压
堆芯吊篮
水
堆
本 上隔板 体 堆芯
结 围板
构 下隔板
堆芯支撑部02件:15
下封头
控制棒驱动机构
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压力容器
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• 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外泄的高压设备。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、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。因此是压水堆的关键设备之一。
件，用于布置控制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。
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• 堆芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持续的受控链式反应，从而成为不断释放出大量 能量，并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中释放出大量热量的锅炉。此外，堆芯又 是强放射源，因此，堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重要的环节之一。
• 压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成 ，并由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后，依靠吊篮定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管
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；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，此后为反应堆 启动提供中子源。
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• 典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件)
为使堆芯的释热比较均匀，初始堆芯采用三种不同富集度的 燃料分区布置。富集度最高的燃料装在堆芯的外围，称为3 区，另外两种较低富集度的燃料以国际象棋棋盘的方式布置 在堆芯内区，称为1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件 数如下： 1区：53个燃料组件，富集度为1.8％； 2区：52个燃料组件，富集度为2.4％； 3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
可燃毒物棒用于第一燃料周期，目的是补偿堆芯的部分后备反应性，使堆冷却剂中的含硼浓度 可以减少到使慢化剂温度系数为负值，保证反应堆具有固有安全性。可燃毒物棒的总数为896根 。在第一次换料时全部卸出。
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• 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，以便监测接近临界
的下方。
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• 反应堆堆芯位于压力容 器内低于进出口管嘴处 ，由157~193(相应于900 ~1200MWe)个几何上和机 械上都完全相同的燃料 组件构成(大亚湾157个) 。燃料组件不设元件盒 ，冷却剂可以发生径向 交混。堆芯周围由围板 束紧，围板固定在吊篮 上。吊篮外固定着热屏 ，用以减少压力容器可 能遭受的中子辐照。
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• 换料方式及特点
采用分区倒料与棋盘式相结合的换料方式。即每次换料 时将三分之一堆芯新燃料组件(富集度为3.2％)放在堆芯四 周(也即外区)，将内区燃耗较深的(即富集度为1.8％)三分 之一燃料组件取出，而将外区的燃料组件(富集度2.4％和3. 1％)移向内区。
由于倒换到内区的燃料组件已经在外区使用过，缩小了 新旧燃料组件之间富集度的差别，因此有较高的燃耗深度和 较低的功率峰因子。
核反应堆的这种装卸料方式构成了它所特有的运行和控
制的复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具有的
产生裂变反应的潜力(称为后备反应性)很大，而新堆初始装
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• 燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、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。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。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从压力容器底 部将堆内通量测量探头伸入组件内任意高度。凡不布置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的燃料组 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)组成。吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上
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料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。
• 反பைடு நூலகம்性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物
通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以控制部分后备反应性，在运行中还可以通 过调节硼浓度来补偿反应性的慢效应变化
为了补偿由于负荷、温度变化而引起的反应性的较快变化，以及提供反应堆的停堆能力，控制棒 组件是不可缺少的。棒束控制组件用于反应性控制，棒束控制组件又分为功率控制组件，平均温 度控制组件和停堆组件。反应堆紧急停堆时，控制棒组件依靠重力落入堆芯。
第三章 压水反应堆
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3.1 压水反应堆结构概述
压水堆
反应堆中冷却剂采用高压水的反应堆 反应堆堆芯内可能存在沸腾（最新设计） 是世界范围内最主流的反应堆堆芯（60%）
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堆芯设计基本要求
堆芯功率分布应尽可能均匀，以提高功率输出 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料 有最佳的冷却剂流量分配和最小流动阻力 有较长的堆芯设计寿命，以适当减少换料次数 堆芯结构紧凑，换料操作简单方便
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。
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• 冷却剂流向以及堆芯冷却剂流量分配：
主要部分用于冷却燃料元件，另一部分 旁流冷却控制棒和吊篮以及冷却上腔室和上 封头，这非常重要，它用于冷却控制棒导管 区和上封头，使该处水温接近冷却剂入口温 度，防止上封头汽化。
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上封头
典
型
压
堆芯吊篮
水
堆
本 上隔板 体 堆芯
结 围板
构 下隔板
堆芯支撑部02件:15
下封头
控制棒驱动机构
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压力容器
5
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• 反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外泄的高压设备。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、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。因此是压水堆的关键设备之一。