压水堆反应堆堆芯

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
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
（二）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
(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。
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 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。
本章主要讨论压水反应堆本体各构件的结构、功能、
(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。
（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
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。
为堆芯中子通量密度测量元件提供通道。
2、控制棒组件
控制棒组件提供了一种正常
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。
（四）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。
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。
(a) 定位格架
是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位
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
压水堆的本体由压力容器（包括压力容 器筒体及顶盖）、下部堆内构件、反应堆堆 芯、上部堆内构件、控制棒组件及其驱动机 构等组成。
反应堆本体结构的功用是：
o 使反应堆的核燃料在堆芯中能按照反应堆的设计要求来
实现自持链式裂变反应； 效地导出；
生氢气，在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。
(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，
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。
5、阻力塞组件
为了限制通过
未装控制棒、中 子源或可燃毒物 棒的燃料组件中 的控制棒导向管 的堆芯旁流量。
阻力塞形式为实心的不锈钢杆。为了减少结构
材料对中子的有害吸收，阻力塞棒一般做得粗短， 插入堆芯的高度较少。
可燃毒物组件和中子源组件都包含有阻力塞，
而阻力塞组件中全部24根棒位都是阻力塞。
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，
的反应堆停源自文库后再启动。常用锑-铍（Sb-Be）源。
123 51
S b n 51 S b
124 9 4
4 Be 22 He n
大亚湾核电厂首次装料中有2个次级中子源组件，
它们各有4根次级中子源棒和20个阻力塞，加上2个初级
中子源棒组件中的2根次级中子源棒，共有10根次级中 子源棒。次级中子源棒在换料时保留在堆芯中。
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。
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
的中子。常用Po-Be源，Po放出 粒子打击Be核
4 Be 6 C n
9 12
近年来锎-252被广泛使用。
大亚湾核电厂首次装料有2个初级中子源棒组
件，每个组件所含的24根棒中，有1根初级中子源
棒，1根次级中子源棒，16根可燃毒物棒和6个阻力 塞。
次级中子源组件：用于反应堆满功率运行两个月后
工作原理、工作条件及性能要求等。
反应堆的结构形式通常是与堆型、燃料种类、慢化剂
和冷却剂的性质等许多因素有关。
压水反应堆是五十年代美国发展核潜艇时，开始研究
和建造起来的。1957年世界第一座压水堆试验电站在 美国希平港建成。
经过多年的发展，本体结构上经历了多次的改进，现 人类首次实现核发电：1951年8月，美国爱达荷
以及加强元件棒刚性的一种弹性构件。
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（搅混和导向作用）的条带相瓦插后 经钎焊而成的蜂窝状结构。
(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。 流量分配；
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）。
140
94
Sr
94
Y
94
Zr
现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方
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。
已基本定型，其主要部件均已标准化和系列化。 州的阿科（Arco）试验基地建成的钠冷快中子增
殖试验反应堆。12月20日，首次核能发电试验，发
电功率100 W，点亮了4只电灯泡。
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。
3.2%的新燃料组件则加在外区。这样可以展平堆 芯功率，并可获得较高的燃耗深度，提高燃料的 利用率。（通常每年进行一次换料，每次换料更换
1/3 燃料组件）
图
（三）堆芯的反应性控制
可用以下两个方法：
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）
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。
控制棒：将80%Ag-15%In-5%Cd合金制成的芯块装入
不锈钢包壳管中，芯体和包壳之间有径向和轴向间隙，并 在轴向加上压紧弹簧，然后两端再焊上端塞密封。
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。
换料时将外区的燃料组件向内区倒换，富集度为
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。
包壳内装有UO2芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，
顶部有弹簧压紧，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830℃后锆与水反应产
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。
(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，圆筒内部上
一般用于功率较大的动力堆，目前压水堆已不用。
3、可燃毒物组件(仅在初次装料时使用）
(a) 作用 用来补偿初始堆芯因全部装入新的核燃
料而比后继循环有更大的剩余反应性。
(b) 结构
可燃毒物组件的毒物棒悬挂在一块方形
的连接板上，按核设计要求插入选定的核 燃料组件的控制棒导向管内。
毒物棒用不锈钢为包壳，硼硅酸盐玻璃
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275个燃料芯块。
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
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。
燃料芯块
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
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。
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。
（1） 燃料元件棒

-
Ba

144
89
-
Kr 3n
Nd
144
Ba

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144
La

-
144
Ce

-
Pr
144
89
Kr
89
Rb
236
89
Sr
89
Y
或
n
235
U

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U
*

-
140

-
Xe

140
-
94
Sr 2n
Ce
140
Xe

-
140
Cs

-
140
Ba
La
管（成分为B2O3+SiO2）为芯体。
4、中子源组件
(a) 作用 在反应堆初始运行之前和长期停堆之后，堆芯
中子可能太少。为了缩短反应堆启动时间和确 保启动安全，反应堆中采用中子源组件点火。
(b) 分类
在压水堆中使用了两种类型的中子源组件： 初级中子源组件和次级中子源组件。
初级中子源组件：产生新堆初次启动时，用于指示