第三章 核反应堆结构与材料 复件
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(完整版)反应堆本体结构
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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。
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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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。
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
➢ 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。
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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
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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。
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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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。
第三讲 反应堆本体结构
1
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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
➢ 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。
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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
第三章 反应堆保护
图3.5 逻辑处理单元原理图
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 γ 射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反响的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反响率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内全部中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也渐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约 10-14s)放射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中放射出来的，把这些中子叫缓发中子。
其次章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
集中时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反响堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最终被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
慢化密度：在 r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。
c c第三章—中子集中理论中子角密度：在 r 处单位体积内和能量为 E 的单位能量间隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸取为止在介质中运动所穿行的直线距离。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
2号轴封的作用是阻挡1号轴封的泄漏。它的润滑是由1号 轴封水泄漏量的一部分保证。2号轴封设计成在应急情况 下，无论是转动状态或者静止状态，都能在密封面两端承
组 受全系统压力下运行。此时它可以代替1号轴密封，并且 象全液膜密封那样工作。在1号轴封发生故障时，能在一
件 回路额定压力下工作（旋转或不旋转）约30分钟，以便设 备停运。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
在 役 水 压 试 验 限 制
在 役 水 压 试 验 限 制
压力容器内冷却剂的流动
通过三个入口接管沿压力容器内壁与堆芯吊 篮之间的环形空间向下流动，到压力容器底 部后转向，通过堆芯支承板和堆芯下栅格板 向上流经堆芯，带出核反应放出的热量，经 过上栅格板后，从三条出口管道排出
冷却剂在压力容器内流动时约有94%用于堆 芯排热，有6.04%没有用来冷却燃料元件， 称为旁路流量。
热屏和轴承
1号轴封构成密封系统中最重要的元件，它基本上是一种 全液膜密封。它由两个不锈钢覆盖氧化铝的环构成，下边 为动环，与轴联结在一起，随泵轴旋转：上边是静环，与
一 定子联结在一起不转动，但可以上下移动。两个环的端面 不接触，构成曲面型液膜密封件。
号 在正常运行时，在两环之间形成液膜，液膜是由密封两端 轴 的压降产生的。动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑
3-2 反应堆本体结构
核反应堆结构与材料材料PPT课件
2021/5/1
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核燃料的应用
2021/5/1
30
第30页/共31页
感谢您的观看！
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核科学与技术学院
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典型陶瓷燃料性能
2021/5/1
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弥散体型燃料
• 弥散型燃料是由二氧化 铀或碳化铀等陶瓷燃料 颗粒，依照所需的物理 性质弥散在金属、非金 属或陶瓷基体上所组成 的燃料型式。
• 例如Al，不锈钢，Zr， 石墨等基体
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核心 包覆颗粒 燃料元件
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弥散体型燃料弥散相要求
④ 合金铀的相关说明
主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等
与金属铀相比，合金具有较好的机械性能、良好的 抗腐蚀性能，对抗辐射性能有所改善
加入合金元素会使中子吸收增加，需使用富集铀
锆的熔点高，中子吸收截面小，抗辐射性能好，同 时铀在锆中的溶解度大（铀－锆合金 ）
熔点高，热导率高，便于轧制成型
1.216 10 4
exp(0.001867t)
K95 0.0191 1.216 104 exp(0.001867t)
Kp
1 ε 1 βε
K 100
2021/5/1
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二氧化铀的典型物性（2）
• 热导率（续）
燃耗对热导率的影响
低温时随燃耗升高热 导率下降
高温时变化不大
热导率随氧铀比增加 而减小
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
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二氧化铀的制备
哈工大反应堆结构与材料-核反应堆结构-3
❖ 热屏蔽
虽然堆芯吊篮的厚度
已能为压力容器壁提供对 堆芯快中子的辐照防护， 而借助热屏蔽可在辐照最 大区域(距压力容器壁最 近的堆芯四角)加强这种 防护，热屏蔽由四块不锈 钢板组合成不连续的圆筒 形，在反应堆中心轴的四 个象限位置上(即0°、 90°180°、和270°)直 接用螺钉连接在堆芯吊篮 外壁上。这些热屏蔽还支 撑辐照样品监督管。
固定堆芯上部支承筒； 固定导向管；
固定冷却剂搅混装置 。
❖ 堆芯上部支承筒：其作用是连接导向管支撑板与堆芯上 栅格板和保证两者间的空间距离，并在堆芯出口处为反 应堆冷却剂提供流道。堆芯上部支承还用作热电偶导管 的支承并使流到热电偶监测处的冷却剂受到适当的搅混。
❖ 导向管支撑板：它是一个焊接构件，由一块厚板、一个 法兰和一个环形段组成。在厚板上固定着棒束控制导向 管、热电偶导管和热电偶管座。环形段固定在厚板上， 而厚板与法兰相连接。该法兰与堆芯吊篮上法兰间放置 着压紧弹簧，并且一起被固定在反应堆压力容器和压力 容器顶盖之间。所有堆芯测温热电偶导管集装到四个热 电偶管座上，四个管座固定在导向管支撑板上，并通过 压力容器顶盖上的管座及管座顶端的密封机构穿出压力 容器。
❖ 堆内构件的主要功能
为反应堆冷却剂提供流道；
为压力容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射 的影响；
为燃料组件提供支撑和压紧； 固定监督用的辐照样品；
为棒束控制棒组件和传动轴以及上下堆内测量装置提 供机械导向；
平衡机械载荷和水力载荷；
确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定 的温度。
❖ 堆芯围板组件：
该组件安装在堆芯吊篮内部，它是由围板和 辐板组成的，围板将布置燃料组件的整个活 性区的外形紧紧围住，以便从燃料组件外面 旁路流走的冷却剂减至最少，八层辐板确保 围板和堆芯吊篮间的牢固连接。
反应堆本体结构
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。
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（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。
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
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。
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
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。
53个插有控制棒组件
157个无盒燃料组件
(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。
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（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。
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
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。
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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
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。
53个插有控制棒组件
157个无盒燃料组件
核反应堆结构
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❖ 反应堆的分类
.
❖ 核电厂基本原理
.
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压水堆结构概述
❖ 核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电，而常规电厂则利用化 石燃料(如煤，燃油，天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。 ❖ 压水堆核电厂约占世界核电厂的60％多，我国已经
建成的均为压水堆型核电厂，尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同，但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型，压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控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的下方。
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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。
❖ 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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❖ 反应堆的分类
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❖ 核电厂基本原理
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压水堆结构概述
❖ 核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应 所释放的能量作为热源发电，而常规电厂则利用化 石燃料(如煤，燃油，天然气等)燃烧所释放的能量
作为热源发电。 ❖ 压水堆核电厂约占世界核电厂的60％多，我国已经
建成的均为压水堆型核电厂，尽管各压水堆核电厂 在设计细节上略有不同，但压水堆核电厂在总体上 已经基本定型，压水堆本体由反应堆压力容器、堆 芯、堆芯支撑结构、控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的下方。
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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。
❖ 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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核反应堆结构与材料材料1共33页文档
铀在锆中的溶解度大（铀－锆合金 ） 熔点高，热导率高，便于轧制成型 铀－锆－2在高燃耗情况下辐照稳定性不好（西平港） 美国铀－锆－钚合金 可用于快中子增殖
2020/4/14
核科学与技术学院
15
金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
核科学与技术学院
16
陶瓷型燃料
陶瓷型核燃料优点UO Harbin Engineering University 2
陶瓷燃料是指铀、钚、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物
无同素异形体，只有一 种结晶形态（面心立方 ），各向同性，燃耗深
常见的陶瓷燃料有UO2 ，PuO2，UC，UN
陶瓷型燃料主要用来解 决金属或合金型燃料工 作温度限制（相变及肿
9
Harbin Engineering University
核燃料
二、核燃料
反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称
主要指U，Pu易裂变同位素
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
2020/4/14
核科学与技术学院
10
核燃料的一般性要求
Harbin Engineering University
良好的热物性，例如热导率高
抗辐照能力强，燃耗深
燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相 容性好
熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变 机械性能好，易于加工
2020/4/14
核科学与技术学院
11
核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
2020/4/14
核科学与技术学院
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金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
核科学与技术学院
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陶瓷型燃料
陶瓷型核燃料优点UO Harbin Engineering University 2
陶瓷燃料是指铀、钚、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物
无同素异形体，只有一 种结晶形态（面心立方 ），各向同性，燃耗深
常见的陶瓷燃料有UO2 ，PuO2，UC，UN
陶瓷型燃料主要用来解 决金属或合金型燃料工 作温度限制（相变及肿
9
Harbin Engineering University
核燃料
二、核燃料
反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称
主要指U，Pu易裂变同位素
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
2020/4/14
核科学与技术学院
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核燃料的一般性要求
Harbin Engineering University
良好的热物性，例如热导率高
抗辐照能力强，燃耗深
燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相 容性好
熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变 机械性能好，易于加工
2020/4/14
核科学与技术学院
11
核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
核反应堆的构造与设计
核反应堆的构造与设计核反应堆是一种能够产生和控制核裂变或核聚变反应的设备，是核能利用的核心部分。
它的构造和设计直接关系到核能的安全性、效率和可持续性。
本文将介绍核反应堆的构造和设计原理，以及相关的安全措施。
一、核反应堆的构造核反应堆主要由以下几个部分构成：1. 燃料组件：燃料组件是核反应堆中最重要的部分，它包含了核燃料，如铀或钚等。
核燃料在反应堆中发生裂变或聚变反应，释放出巨大的能量。
燃料组件通常由多个燃料棒组成，燃料棒内部填充有核燃料，外部由包覆材料包裹。
2. 冷却剂：冷却剂是核反应堆中用于吸收和带走燃料产生的热量的物质。
常用的冷却剂有水、氦气、液态金属等。
冷却剂通过循环流动，将燃料产生的热量带走，保持反应堆的温度在安全范围内。
3. 反应堆容器：反应堆容器是核反应堆的外壳，用于包裹和保护核燃料和冷却剂。
反应堆容器通常由厚重的钢材制成，具有良好的密封性和辐射屏蔽性能。
4. 控制系统：控制系统用于控制核反应堆的反应速率和功率。
它包括控制棒、反应堆堆芯布置和监测设备等。
控制棒可以插入或抽出燃料组件，调节反应堆的反应速率。
监测设备用于实时监测反应堆的温度、压力和辐射等参数，确保反应堆的安全运行。
二、核反应堆的设计原理核反应堆的设计原理主要包括以下几个方面：1. 反应堆类型：根据核反应堆的工作原理和燃料类型的不同，可以将核反应堆分为裂变堆和聚变堆。
裂变堆利用核裂变反应释放能量，聚变堆利用核聚变反应释放能量。
不同类型的反应堆有不同的设计要求和特点。
2. 反应堆堆芯布置：反应堆堆芯布置是核反应堆设计中的重要环节。
合理的堆芯布置可以提高反应堆的热效率和燃料利用率，减少燃料浪费和核废料产生。
堆芯布置通常采用周期性或非周期性的方式，以满足反应堆的设计要求。
3. 安全措施：核反应堆的安全性是设计中最重要的考虑因素之一。
设计中需要考虑到核燃料的控制、冷却剂的循环、辐射屏蔽和事故应对等方面。
安全措施包括防止核燃料过热、防止冷却剂泄漏、防止辐射泄漏等。
核反应堆结构
钼：0.6％，镍：0.4-1.0％ 。
改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施
低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018 n/cm2的照射后，脆性转变温度明显升高，这是危及 反应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制铜和磷这 两个主要的有害元素(Cu<0.10％重量；P<0.012％重 量)，添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢 的辐照损伤。此外，钢应具有快速冷却的回火马氏
运行区间：安全部门规定了相对无塑性转变温度的应力随温度变 化的限制如图所示。在图上见到两条曲线：压力上部限制曲线 (压力容器的强度随温度变化)；压力下部限制曲线(对一回路泵的
限制，或对堆芯出现水蒸发的限制)。
辐照老化：在辐照作用下，低合金钢的脆性转变温 度会提高。在运行图上随着压力容器的“老化”， 压力上部限制曲线就会朝高温区平移，允许运行区 就越来越窄 。
支承结构冷却：压力容器支承结构采用强制通风循 环进行冷却，从而使支承环下法兰的温度维持在混 凝土能承受的温度值之内。
反应堆压力容器的运行
压力容器有两种可能的破裂方式：延性 断裂和脆性断裂 。
延性断裂：如果机械应力超过材料的屈服应力，承 载段就开始塑性变形，如载荷继续增加，变形会越 来越大，承载断面越来越小，直至最终断裂。这种 经过塑性变形而后断裂的现象称为延性断裂。为了 防止发生延性断裂，已经有了充分行之有效的设计 规程和标准．设计过程中必须考虑部件在异常工况 下可能承受的载荷和材料物性的变动．
过渡段：过渡段把半球形的下封头和容器和筒体段 联接起来。
下封头：由热轧钢板锻压成半球形封ห้องสมุดไป่ตู้。下封头上 装有50根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系 统提供导向。利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在 下封头内。
改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施
低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018 n/cm2的照射后，脆性转变温度明显升高，这是危及 反应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制铜和磷这 两个主要的有害元素(Cu<0.10％重量；P<0.012％重 量)，添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢 的辐照损伤。此外，钢应具有快速冷却的回火马氏
运行区间：安全部门规定了相对无塑性转变温度的应力随温度变 化的限制如图所示。在图上见到两条曲线：压力上部限制曲线 (压力容器的强度随温度变化)；压力下部限制曲线(对一回路泵的
限制，或对堆芯出现水蒸发的限制)。
辐照老化：在辐照作用下，低合金钢的脆性转变温 度会提高。在运行图上随着压力容器的“老化”， 压力上部限制曲线就会朝高温区平移，允许运行区 就越来越窄 。
支承结构冷却：压力容器支承结构采用强制通风循 环进行冷却，从而使支承环下法兰的温度维持在混 凝土能承受的温度值之内。
反应堆压力容器的运行
压力容器有两种可能的破裂方式：延性 断裂和脆性断裂 。
延性断裂：如果机械应力超过材料的屈服应力，承 载段就开始塑性变形，如载荷继续增加，变形会越 来越大，承载断面越来越小，直至最终断裂。这种 经过塑性变形而后断裂的现象称为延性断裂。为了 防止发生延性断裂，已经有了充分行之有效的设计 规程和标准．设计过程中必须考虑部件在异常工况 下可能承受的载荷和材料物性的变动．
过渡段：过渡段把半球形的下封头和容器和筒体段 联接起来。
下封头：由热轧钢板锻压成半球形封ห้องสมุดไป่ตู้。下封头上 装有50根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系 统提供导向。利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在 下封头内。
核反应堆结构-gas_reactor
涂敷颗粒类型有代表性的有两种:一种称BISO颗粒， 采用两种涂敷层，内层是低密度疏松热解碳层，用 以贮存裂变气体，外层是高密度的致密热解碳层， 用以承受裂变气体的压力，防止裂变产物进入氦回 路；另一种称TRISO颗粒，采用三种涂敷层，即在 热解碳的疏松层外的两层致密层之间加一层碳化硅 (SiC)层，用以防止金属裂片铯、锶、钡等的扩散迁 移。
高温气冷堆
概述 早在1956年英国就建成了净电功率45兆瓦的卡特霍 尔(Calder Hall)电站。这种第一代气冷堆采用石墨 慢化，二氧化碳冷却，金属天然铀燃料，镁合金(镁 铍)包壳，故称镁诺克斯型(Magnox)气冷堆。后来 在英、法、意和日本等国建造了一大批这样的堆。 经过改进，堆芯功率密度由开始的0.55MW／
高温气冷堆的特点：
（1）高温、高效率 高温气冷堆的氦气出口温度高，可达750~950 ℃， 不仅发电效率较高，而且可用作高温工业供热，这 是任何其他堆型所不能达到的，由此开辟了核能利 用的广阔途径。在发电方面，采用高效率的蒸汽循 环后，热效率可达40％。若采用直接循环氦气轮机， 则不仅使电站设备及系统大大简化，降低比投资， 而且可以充分利用氦气出口温度高的特点，进一步 提高发电热效率，当反应堆出口氦气温度达850℃时 其热效率即可达45％，可与新型的火电站相媲美 。
（4）对环境的污染
由于采用性能稳定的氦气作冷却剂，反应堆一回路 反射性剂量较低，而且由于它的热效率高，排出的 废热也比轻水堆少35~40％。因此，它是核电站中
较清洁的堆型，可以建在人口较密的城镇附近。
（5）有综合利用的广阔前景 如果进一步提高氦气的出口温度到900℃(左右)，与氦 气轮机直接连接，热效率可达50％以上，在出口温度 提高到，1000~2000℃(左右)时，还可能将反应堆产 生的热直接用于炼铁，化工及煤的气化等工业生产中 去，达到综合利用的目的。另外，高温氦气技术经验 的取得可为将来发展气冷快堆和核聚变反应堆创造条 件。 由于这些特性，使高温气冷堆具有一回路反射性低， 易于维护和检修；固有安全性高，事故安全性好；对 环境反射性排放量少等优点。因此有可能较安全地建 造在人口稠密区，有利于选址和工业布局。
核反应堆物理知识点总结
核反应堆物理知识点总结核反应堆的基本原理核反应堆是通过核裂变或核聚变反应释放能量，实现能量的控制和转换。
核反应堆中的燃料通常是放射性同位素，如铀、钚等。
在裂变反应中，这些放射性同位素被中子轰击后裂变成两个或更多的裂变产物，伴随着大量的能量释放；在聚变反应中，两个轻核子融合成一个重核子，同样伴随着释放大量的能量。
裂变反应的示意图如下所示，以铀-235为例：铀-235 + 中子→ 钒-141 + 锶-92 + 3中子 + 能量聚变反应的示意图如下所示，以氘与氚核聚变产生氦和中子为例：氘 + 氚→ 氦 + 中子 + 能量核反应堆的结构核反应堆通常由反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂、反应堆堆芯、反应堆容器等部件组成。
其中，反应堆压力容器是核反应堆的主要设备之一，用于容纳反应堆的燃料组件和控制棒，同时提供辐射屏蔽和冷却外壳。
燃料组件是反应堆的核心部件，包含了核燃料和结构材料，用于裂变或聚变反应产生能量。
控制棒是用来调节核反应堆功率的设备，通常由吸中子材料组成，可以调整中子通量，控制核裂变反应的速率。
冷却剂则是用来带走反应堆核心区的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理主要包括裂变链式反应、控制反应堆功率、调节中子通量、冷却反应堆核心等几个方面。
首先，核反应堆的工作是通过裂变链式反应来释放能量的。
在核反应堆中，加速中子被注入燃料组件，引发铀或钚等放射性同位素的核裂变，并释放更多的中子，在一连串的核裂变中，释放出巨大的能量。
其次，为了控制核反应堆的功率，需要调节中子通量。
一般情况下，核反应堆的功率是通过控制棒来调节的，控制棒的进出深度会影响中子的散射，从而调节核反应堆的功率。
最后，为了防止核反应堆过热，需要冷却反应堆核心。
核反应堆中通过冷却系统可以带走核反应堆核心的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的安全控制核反应堆的安全控制是核能工程的重要一环，主要包括核反应堆冷却系统设计、核反应堆辐射屏蔽设计、控制系统设计等。
《核工程概论》第3章 核反应堆结构和材料
3.3 反应堆堆内构件
下栅板组件
下栅板组件由吊篮底板、流量分配板、堆芯下栅 板和可调整的支撑柱组成。
堆芯的燃料组件直立在堆芯下栅板上，每个燃料 组件下端的定位销孔与堆芯下栅板上的定位销相 配，使燃料组件在堆芯内精确定位。
下栅板上开有许多流水孔道，以保证水流过燃料 元件。根据热工水力要求，在堆芯下栅板与吊篮 底板之间设有流量分配板，以使冷却剂按一定流 量分配要求去冷却燃料元件。
堆芯具有很高的功率密度，为防止元件过热，必 须保证元件棒能获得充分冷却，同时还必须限制 堆内燃料元件的最大表面热流密度，实践中通常 限定燃料元件棒单位长度发热率。
3.4 燃料组件
燃料芯块
燃料芯块设计要综合考虑 物理、热工、结构等方面 的因素，燃料芯块由低富 集度的UO2粉末经冷压后 烧结而成，经滚磨成一定 尺寸的圆柱体。由于芯块 在高温和辐照作用下会发 生不均匀肿胀，使燃料芯 块形成沙漏形，从而使燃 料元件变成竹节状。
目前电站压水堆普遍采用 17×17排列的燃料组件， 每 个 组 件 由 289 个 栅 元 ， 设有24根控制棒导向管和 一根堆内中子通量测量管， 其 余 264 个 栅 元 装 有 燃 料 棒。整个棒束沿高度方向 设有8~10层弹簧定位格架， 将元件棒按一定间距定位 并构成一束。
3.4 燃料组件
3.2 反应堆压力容器
当前压水堆的压力容器材料普遍选用低合金钢。 低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018cm2 的辐照后，脆性转变温度明显升高，这是危及反 应堆压力容器安全性的重要因素。改善低合金钢 抗辐照脆化能量的措施有：严格限制铜和磷的含 量，添加少量铝、钒、铬、铂、镍等元素。
反应堆压力容器是由容器本体以及双头螺栓连接 的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金 锻钢环形锻件焊接而成。反应堆压力容器包容堆 内构件、堆芯，以及作为冷却剂和慢化剂的水。 为防止锈蚀，凡与水接触的容器内表面都堆焊不 锈钢覆面层。
03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理
22
下部支承组件－吊篮组件
吊篮组件 热中子屏蔽 围板幅板组件 堆芯下栅格板 流量分配板 堆芯二次支承和测量通道
23
堆芯下部支撑结构
24
堆芯上部支撑结构
堆芯上栅格板 支承柱 控制棒束导向筒 上部支承板
25
堆芯上部支撑结构
26
堆芯上部支撑结构
27
压水堆堆芯组件
核燃料组件 棒束控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件
5
核电厂主回路系统简介
6
主、辅助系统
7
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性 3 要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，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 堆内构件的支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 (杂质少，纯度高)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：热应力 5 便于加工制造，成本低
15
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
46
初级中子源组件
作用： 1 提高中子通量 2 点火
初级中子源 2个组件：1＋1＋16＋6
材料：锎 结构与位置 1.06×17.7， 堆芯下部 初装料情况
47
次级中子源组件
次级中子源 2个组件：4＋20
材料：锑、铍 作用，二次启动
48
阻力塞组件
作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒
下部支承组件－吊篮组件
吊篮组件 热中子屏蔽 围板幅板组件 堆芯下栅格板 流量分配板 堆芯二次支承和测量通道
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堆芯下部支撑结构
24
堆芯上部支撑结构
堆芯上栅格板 支承柱 控制棒束导向筒 上部支承板
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堆芯上部支撑结构
26
堆芯上部支撑结构
27
压水堆堆芯组件
核燃料组件 棒束控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件
5
核电厂主回路系统简介
6
主、辅助系统
7
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性 3 要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，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 堆内构件的支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 (杂质少，纯度高)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：热应力 5 便于加工制造，成本低
15
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
46
初级中子源组件
作用： 1 提高中子通量 2 点火
初级中子源 2个组件：1＋1＋16＋6
材料：锎 结构与位置 1.06×17.7， 堆芯下部 初装料情况
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次级中子源组件
次级中子源 2个组件：4＋20
材料：锑、铍 作用，二次启动
48
阻力塞组件
作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒
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2.保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒的运动起导向作用；
3.分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动；
4.固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补偿堆芯和支撑部 件的膨胀空间；
5.减弱中子和伽玛射线对压力容器的辐照，保护压力容器，延长 压力容器的使用寿命。
2010.07 11
3.2 核反应堆材料
2010.07 15
3.2 核反应堆材料
核燃料在反应堆内长期工作，应满足： 1.热导率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不产生过高 的燃料温度梯度； 2.耐辐照能力强，以达到高的燃耗； 3.燃料的化学稳定性好，与包壳相容性好，对冷却剂具有抗腐蚀 能力； 4.熔点高，且低于熔点时不发生有害的相变； 5.机械性能好，易于加工。
3.1 压水堆结构
反应堆压力容器的组成
2010.07 6
3.1 压水堆结构
3.1.3 反应堆堆内构件
? 堆内下部构件
1.堆芯吊篮和堆芯支撑板 吊篮的筒体是圆筒形的不锈
钢构件，悬挂在压力容器上； 堆芯支撑板被焊接在吊篮下部， 堆芯的重量由支撑柱传递到支 撑板上。
2.堆芯下栅格板 下栅格板使用定位鞘固定燃
堆内下部构件
2010.07 8
3.1 压水堆结构
? 堆内上部构件
1.堆芯上栅格板 上栅格板用于固定堆芯组
件，带有和下栅板一样的流 水孔。
2.导向管支撑板 支撑板通过压力容器顶盖
和压紧弹簧来固定。它对堆 芯吊篮起到固定作用。
堆内上部构件
2010.07 9
3.1 压水堆结构
3.控制棒导向管 导向管内装有导向活塞，
一座110万千瓦沸水堆核电 站的压力壳，高约22 m，直径 6.4 m，壁厚约160 mm。
压力容器的制造材料要求 强度高、韧性好、耐高温腐蚀、 耐辐照，并且导热性能好，易 于加工和焊接。
2010.07 4
反应堆 容Байду номын сангаас顶 盖
压力 容器 筒体
3.1 压水堆结构
反应堆压力容器本体结构
2010.07 5
第三章 核反应堆结构与材料
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
控制棒驱动机构
堆芯
压力容器
压水堆的纵剖面
2010.07 2
3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
2010.07 3
3.1 压水堆结构
3.1.2 反应堆压力容器
三门核电站AP1000 的压力容器
一座100万千瓦压水堆核电 站的压力壳，高12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 t。
气体扩散法示意图
2010.07 13
3.2 核反应堆材料
离心机法：
在高速旋转的离心机中，由于很 强的离心力场的作用，较重的分子 靠近外周浓缩，较轻的分子靠近轴 线浓缩，从而可以实现轻、重同位 素的分离。
离心机法示意图
2010.07 14
3.2 核反应堆材料
激光法： 激光法是利用同位素质量差所引起的激发能差别，根据不
当控制棒组件在上下抽插时 导向筒起导向作用。
4.支撑柱 支撑柱是支撑板和上栅格
板之间的连接件。它的作用 是使两板保持一定距离，并 传递机械载荷。
堆内上部构件
2010.07 10
3.1 压水堆结构
堆内构件的作用： 1.使堆芯燃料棒组件、控制棒组件、可燃毒物组件等定位及压紧， 防止这些组件在运行过程中移动；
核动力反应堆通常使用的燃料分为三种类型： 金属型、陶瓷型和弥散体型。
2010.07 16
3.2 核反应堆材料
3.2.1.1 金属型燃料 金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。
金属铀的优点： 密度高、导热性好、单位体积内含易裂变 核素多、易加工。
缺点： 燃料可使用的温度低，一般在350~450 ℃ ； 化学活性强，在常温下也会与水发生剧烈 反应而产生氢气；在空气中会氧化，粉末 状态的铀易着火；在高温下只能与少数冷 却剂（二氧化碳和氦）相容。
2010.07 17
3.2 核反应堆材料
金属铀有三种不同的结晶构造： <665 ℃，菱形晶格的α相，铀的强度很高； 665~770 ℃，正方晶格的β相，铀变脆； >770 ℃，体心立方晶格的γ相，铀变得很柔软不坚固。
金属铀的熔点为1130 ℃，沸点约3600 ℃。
2010.07 18
3.2 核反应堆材料
核反应堆内使用的材料处于高温、高压、高中子通量和射线 辐照下，因此对核反应堆内的材料有一些特殊要求。
合理地选择反应堆材料是保证反应堆安全性、可靠性、经济 性的关键。
反应堆内的材料大致可分为： 1.核燃料； 2.结构材料； 3.慢化剂材料和冷却剂材料； 4.控制材料。
2010.07 12
3.2 核反应堆材料
同同位素原子(或由其组成的分子)在吸收光谱上的微小差别 (称为同位素位移)，用线宽极窄即单色性极好的激光，选择 性地将某一种原子(或分子)激发到特定的激发态，再用物理 或化学方法使之与未激发的原子(或分子)相分离。
目前对于铀同位素最具有实用价值的激光法： 原子蒸汽激光分离法(atomic vapor laser isotope separation) 分子激光分离法(molecule laser isotope separation)
料组件。相对于每个燃料组件， 栅格板上钻有冷却剂通道孔。
堆内下部构件
2010.07 7
3.1 压水堆结构
3.堆芯围板 围板是一组垂直平板，用于
包围堆芯，减小冷却剂旁流量。
4.热屏 热屏是具有一定厚度的不锈
钢钢筒，用于防止堆芯对压力 容器的直接辐射。
5.二次支撑组件 二次支撑组件由二次支撑板
和悬挂在堆芯支撑板下的支撑 柱组成。用于吊篮断裂时，缓 冲堆芯下落，保护压力容器。
3.2.1 核燃料
铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在 的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％
铀浓缩的工艺
气体扩散法：
气体扩散法的原理是基 于两种不同分子量的气体 混合物在热运动平衡时， 具有相同的平均动能，但 速度不同。较轻分子的平 均速度大，较重分子的平 均速度小。
α相铀的物理和力学性能都具有各向异性，在辐照作用下， 金属铀棒会变细、变长；
另一方面， α相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很低， 随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的肿胀。
在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等）， 能使铀稳定在β和γ相，从而改善某些机械性能；
3.分隔堆内冷却剂，使冷却剂按一定方向流动；
4.固定和引导堆芯温度和中子通量测量装置，补偿堆芯和支撑部 件的膨胀空间；
5.减弱中子和伽玛射线对压力容器的辐照，保护压力容器，延长 压力容器的使用寿命。
2010.07 11
3.2 核反应堆材料
2010.07 15
3.2 核反应堆材料
核燃料在反应堆内长期工作，应满足： 1.热导率高，以承受高的功率密度和高的比功率，而不产生过高 的燃料温度梯度； 2.耐辐照能力强，以达到高的燃耗； 3.燃料的化学稳定性好，与包壳相容性好，对冷却剂具有抗腐蚀 能力； 4.熔点高，且低于熔点时不发生有害的相变； 5.机械性能好，易于加工。
3.1 压水堆结构
反应堆压力容器的组成
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3.1 压水堆结构
3.1.3 反应堆堆内构件
? 堆内下部构件
1.堆芯吊篮和堆芯支撑板 吊篮的筒体是圆筒形的不锈
钢构件，悬挂在压力容器上； 堆芯支撑板被焊接在吊篮下部， 堆芯的重量由支撑柱传递到支 撑板上。
2.堆芯下栅格板 下栅格板使用定位鞘固定燃
堆内下部构件
2010.07 8
3.1 压水堆结构
? 堆内上部构件
1.堆芯上栅格板 上栅格板用于固定堆芯组
件，带有和下栅板一样的流 水孔。
2.导向管支撑板 支撑板通过压力容器顶盖
和压紧弹簧来固定。它对堆 芯吊篮起到固定作用。
堆内上部构件
2010.07 9
3.1 压水堆结构
3.控制棒导向管 导向管内装有导向活塞，
一座110万千瓦沸水堆核电 站的压力壳，高约22 m，直径 6.4 m，壁厚约160 mm。
压力容器的制造材料要求 强度高、韧性好、耐高温腐蚀、 耐辐照，并且导热性能好，易 于加工和焊接。
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反应堆 容Байду номын сангаас顶 盖
压力 容器 筒体
3.1 压水堆结构
反应堆压力容器本体结构
2010.07 5
第三章 核反应堆结构与材料
3.1 压水堆结构
3.1.1 概述
堆芯支撑 结构
控制棒驱动机构
堆芯
压力容器
压水堆的纵剖面
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3.1 压水堆结构
堆芯和压力容器的断面
2010.07 3
3.1 压水堆结构
3.1.2 反应堆压力容器
三门核电站AP1000 的压力容器
一座100万千瓦压水堆核电 站的压力壳，高12~13 m，直 径5~6 m，壁厚250 mm，总重 量达400~500 t。
气体扩散法示意图
2010.07 13
3.2 核反应堆材料
离心机法：
在高速旋转的离心机中，由于很 强的离心力场的作用，较重的分子 靠近外周浓缩，较轻的分子靠近轴 线浓缩，从而可以实现轻、重同位 素的分离。
离心机法示意图
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3.2 核反应堆材料
激光法： 激光法是利用同位素质量差所引起的激发能差别，根据不
当控制棒组件在上下抽插时 导向筒起导向作用。
4.支撑柱 支撑柱是支撑板和上栅格
板之间的连接件。它的作用 是使两板保持一定距离，并 传递机械载荷。
堆内上部构件
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3.1 压水堆结构
堆内构件的作用： 1.使堆芯燃料棒组件、控制棒组件、可燃毒物组件等定位及压紧， 防止这些组件在运行过程中移动；
核动力反应堆通常使用的燃料分为三种类型： 金属型、陶瓷型和弥散体型。
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3.2 核反应堆材料
3.2.1.1 金属型燃料 金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。
金属铀的优点： 密度高、导热性好、单位体积内含易裂变 核素多、易加工。
缺点： 燃料可使用的温度低，一般在350~450 ℃ ； 化学活性强，在常温下也会与水发生剧烈 反应而产生氢气；在空气中会氧化，粉末 状态的铀易着火；在高温下只能与少数冷 却剂（二氧化碳和氦）相容。
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3.2 核反应堆材料
金属铀有三种不同的结晶构造： <665 ℃，菱形晶格的α相，铀的强度很高； 665~770 ℃，正方晶格的β相，铀变脆； >770 ℃，体心立方晶格的γ相，铀变得很柔软不坚固。
金属铀的熔点为1130 ℃，沸点约3600 ℃。
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3.2 核反应堆材料
核反应堆内使用的材料处于高温、高压、高中子通量和射线 辐照下，因此对核反应堆内的材料有一些特殊要求。
合理地选择反应堆材料是保证反应堆安全性、可靠性、经济 性的关键。
反应堆内的材料大致可分为： 1.核燃料； 2.结构材料； 3.慢化剂材料和冷却剂材料； 4.控制材料。
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3.2 核反应堆材料
同同位素原子(或由其组成的分子)在吸收光谱上的微小差别 (称为同位素位移)，用线宽极窄即单色性极好的激光，选择 性地将某一种原子(或分子)激发到特定的激发态，再用物理 或化学方法使之与未激发的原子(或分子)相分离。
目前对于铀同位素最具有实用价值的激光法： 原子蒸汽激光分离法(atomic vapor laser isotope separation) 分子激光分离法(molecule laser isotope separation)
料组件。相对于每个燃料组件， 栅格板上钻有冷却剂通道孔。
堆内下部构件
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3.1 压水堆结构
3.堆芯围板 围板是一组垂直平板，用于
包围堆芯，减小冷却剂旁流量。
4.热屏 热屏是具有一定厚度的不锈
钢钢筒，用于防止堆芯对压力 容器的直接辐射。
5.二次支撑组件 二次支撑组件由二次支撑板
和悬挂在堆芯支撑板下的支撑 柱组成。用于吊篮断裂时，缓 冲堆芯下落，保护压力容器。
3.2.1 核燃料
铀-235是三种易裂变核素(235U，239Pu，233U)中惟一天然存在 的一种，它在天然铀中的丰度为0.71％
铀浓缩的工艺
气体扩散法：
气体扩散法的原理是基 于两种不同分子量的气体 混合物在热运动平衡时， 具有相同的平均动能，但 速度不同。较轻分子的平 均速度大，较重分子的平 均速度小。
α相铀的物理和力学性能都具有各向异性，在辐照作用下， 金属铀棒会变细、变长；
另一方面， α相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很低， 随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的肿胀。
在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等）， 能使铀稳定在β和γ相，从而改善某些机械性能；