压水堆本体结构优秀课件
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压水堆本体结构
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
压水堆与沸水堆46页PPT
就是极端的不公。 ——西 塞罗 57、法律一旦成为人们的需要，人们 就不再 配享受 自由了 。—— 毕达哥 拉斯 58、法律规定的惩罚不是为了私人的 利益， 而是为 了公共 的利益 ；一部 分靠有 害的强 制，一 部分靠 榜样的 效力。 ——格 老秀斯 59、假如没有法律他们会更快乐的话 ，那么 法律作 为一件 无用之 物自己 就会消 灭。— —洛克
60、人民的幸福是至高无个的法。— —西塞 罗
1、最灵繁的人也看不见自己的背脊。——非洲 2、最困难的事情就是认识自己。——希腊 3、有勇气承担命运这才是英雄好汉。——黑塞 4、与肝胆人共事，无字句处读书。——周恩来 5、阅读使人充实，会谈使人敏捷，写作使人精确。——培根
60、人民的幸福是至高无个的法。— —西塞 罗
1、最灵繁的人也看不见自己的背脊。——非洲 2、最困难的事情就是认识自己。——希腊 3、有勇气承担命运这才是英雄好汉。——黑塞 4、与肝胆人共事，无字句处读书。——周恩来 5、阅读使人充实，会谈使人敏捷，写作使人精确。——培根
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
《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
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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
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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
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压力容器
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
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。
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
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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：
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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
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。
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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
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
《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
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1、堆芯结构
❖ 堆芯是反应堆的核心部分，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。
❖ 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。
❖ 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。
(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
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。
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
压水堆本体结构
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 堆内力容器 （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; 控制棒驱动机构：control rod drive mechanism ; 横截面：cross-section; 剖面：cutaway section.
▪ 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。
▪ 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。
▪ 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。
▪ 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。
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。
▪ 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。
▪ 在没有控制棒的燃料组件导向管内，相应地布置有固
▪ 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。
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。
(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UO2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。
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。