压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计

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压水堆燃料棒若干设计准则的研讨

压水堆燃料棒若干设计准则的研讨随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到了越来越多的关注。

作为核反应堆中的核燃料元件，燃料棒的设计和制造质量直接影响着核反应堆的运行和安全。

本文将以压水堆燃料棒的设计为例，探讨燃料棒设计中的若干准则。

一、燃料棒的结构和材料燃料棒是核反应堆中的核燃料元件，其结构和材料的选择是至关重要的。

压水堆燃料棒通常采用锆合金作为外壳材料，铀-铜合金作为燃料。

锆合金具有高强度、耐腐蚀、耐辐照等优良特性，能够有效地保护燃料免受外界环境的影响。

铀-铜合金则具有较高的燃料密度和中子吸收截面，能够提高反应堆的热功率密度。

因此，在燃料棒的结构和材料选择时，应该充分考虑材料的力学性能、化学稳定性和辐照稳定性等因素。

二、燃料棒的寿命和更换核反应堆的运行时间越长，燃料棒的辐照损伤越严重，燃料棒的寿命也会逐渐缩短。

因此，在燃料棒的设计中，应该充分考虑其寿命和更换周期。

一般来说，燃料棒的寿命应该大于反应堆的设计寿命，以确保反应堆的长期稳定运行。

同时，燃料棒的更换周期也应该足够长，以降低更换成本和安全风险。

三、燃料棒的燃耗和补充燃料棒的燃耗是指燃料在反应堆中被裂变的程度。

燃耗越高，燃料的利用率就越高，但同时也会增加燃料棒的辐照损伤和寿命缩短的风险。

因此，在燃料棒的设计中，应该合理控制燃耗，以平衡燃料利用率和燃料寿命。

另外，燃料棒在运行过程中也会不断地失去燃料，因此需要定期进行补充。

补充燃料的时间和方式应该合理安排，以确保反应堆的稳定运行。

四、燃料棒的安全性和防护燃料棒作为核反应堆的核燃料元件，其安全性和防护措施是非常重要的。

燃料棒在运行过程中会产生大量的热量和辐射，因此需要采取有效的防护措施。

一般来说，燃料棒的外壳应该具有高强度、耐腐蚀和耐辐照等特性，以保护燃料免受外界环境的影响。

同时，燃料棒的运行状态也需要通过监测和检测等手段进行实时监控，以及时发现和处理可能的安全隐患。

总之，燃料棒作为核反应堆的核燃料元件，其设计和制造质量对反应堆的运行和安全具有重要影响。

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。

2-1 压水堆主要部件2-1-1 堆芯堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。

因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。

压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。

用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。

所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。

燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。

棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。

图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。

图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图图2-1(b) 压水堆燃料组件燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。

烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。

燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。

燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。

定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。

堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。

第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。

第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。

以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。

国家能源局公告 2017年第7号

国家能源局公告2017年第7号依据《国家能源局关于印发及实施细则的通知》（国能局科技[2009]52号）有关规定，经审查，国家能源局批准《压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验》等81项能源行业标准（NB），现予以发布。

上述标准由原子能出版社出版发行。

附件：行业标准目录国家能源局2017年4月1日标准编号标准名称代替标准号采标号批准日期实施日期1NB/T20426-2017压水堆核电厂调试阶段设备的保养要求2017-04-012017-10-012NB/T20427-2017核电厂防止人因失误管理2017-04-012017-10-013NB/T20428-2017核电厂仪表和控制系统计算机安全防范总体要求IEC62645:2014,MOD2017-04-012017-10-014NB/T20429-2017核电厂事故处理规程编写要求2017-04-012017-10-015NB/T20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程2017-04-012017-10-016NB/T20431-2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验2017-04-012017-10-017NB/T20432-2017核电厂安全重要仪表正常和预计运行事件工况工艺流管内或管旁放射性连续监测设备IEC60768:2009,MOD2017-04-012017-10-018NB/T20433-2017核电厂气态排出流（放射性）活度连续监测设备要求2017-04-012017-10-019NB/T20434-2017RK压水堆核电厂反应堆首次装料试验2017-04-012017-10-0110NB/T20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验2017-04-012017-10-0111NB/T20436-2017压水堆核电厂水化学控制2017-04-012017-10-0112NB/T20437-2017核电工程混凝土试验、检验规程2017-04-012017-10-0113NB/T20438-2017非能动压水堆核电厂屏蔽厂房屋顶结构施工技术规程2017-04-012017-10-0114NB/T20439-2017压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则2017-04-012017-10-0115NB/T20440-2017压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则2017-04-012017-10-0116NB/T20441-2017压水堆核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验技术规程2017-04-012017-10-0117NB/T20442.2-2017核电厂定期安全审查指南第2部分：安全性能2017-04-012017-10-0118NB/T20442.3-2017核电厂定期安全审查指南第3部分：程序2017-04-012017-10-0119NB/T20442.4-2017核电厂定期安全审查指南第4部分：辐射环境影响2017-04-012017-10-0120NB/T20442.5-2017核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析2017-04-012017-10-0121NB/T20442.6-2017核电厂定期安全审查指南第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态2017-04-012017-10-0122NB/T20442.7-2017核电厂定期安全审查指南第7部分：经验反馈2017-04-012017-10-0123NB/T20442.8-2017核电厂定期安全审查指南第8部分：老化2017-04-012017-10-0124NB/T20442.9-2017核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析2017-04-012017-10-0125NB/T20442.10-2017核电厂定期安全审查指南第10部分：人因2017-04-012017-10-0126NB/T20442.11-2017核电厂定期安全审查指南第11部分：设备合格鉴定2017-04-012017-10-0127NB/T20442.12-2017核电厂定期安全审查指南第12部分：设计2017-04-012017-10-0128NB/T20442.13-2017核电厂定期安全审查指南第13部分：应急计划2017-04-012017-10-0129NB/T20442.14-2017核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析2017-04-012017-10-0130NB/T20442.15-2017核电厂定期安全审查指南第15部分：组织机构和行政管理2017-04-012017-10-0131NB/T20443-2017RK核电厂运行辐射防护规定2017-04-012017-10-0132NB/T20444-2017RK压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则2017-04-012017-10-0133NB/T20037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求2017-04-012017-10-0134应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件2017-04-012017-10-0135RK应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风2017-04-012017-10-0136RK应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析2017-04-012017-10-0137RK压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求2017-04-012017-10-0138NB/T20447-2017RK与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护2017-04-012017-10-0139NB/T20448-2017核电厂系统和软件的验证和确认2017-04-012017-10-0140NB/T20449-2017RK核电厂应急柴油发电机组燃油系统设计准则2017-04-012017-10-0141NB/T20450.1-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第1部分：通用要求2017-04-012017-10-0142NB/T20450.2-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第2部分：焊接材料2017-04-012017-10-0143压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第3部分：焊接工艺评定2017-04-012017-10-0144压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第4部分：产品焊接和热处理2017-04-012017-10-0145压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第5部分：焊接检验2017-04-012017-10-0146核空气和气体处理规范工艺气体处理第3部分：放射性废气滞留设备2017-04-012017-10-0147压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR焊接钢管2017-04-012017-10-0148压水堆核电厂用其他材料第32部分：控制棒驱动机构用NS3306合金板材及带材2017-04-012017-10-0149压水堆核电厂用其他材料第33部分：控制棒驱动机构用GH5605合金棒2017-04-012017-10-0150NB/T20451-2017核电工程施工信息化管理通用要求2017-04-012017-10-0151NB/T20452-2017核电工程安全管理技术规程2017-04-012017-10-0152NB/T20453-2017。

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。

核电站核岛主设备用焊接材料--吴祖乾

六、低合金钢药皮焊条
低合金钢药皮焊条采用美国ASME/AWS A5.5“低合金低合金钢药皮焊条采用美国ASME/AWS A5.5“低合金钢药皮焊条标准”。标准中列出与Mn-Ni-Mo钢相关的两钢药皮焊条标准”。标准中列出与Mn-Ni-Mo钢相关的两种焊条，即E8018种焊条，即E8018-G和E9018-G，但标准对这两种焊条的 E9018熔敷金属未提出具体的成分要求。焊缝金属在620OC± OC焊后热处理状态下的力学焊缝金属在620OC±15 OC焊后热处理状态下的力学性能要求如下：
十、焊接和堆焊用不锈钢焊丝（焊带）焊接和堆焊用不锈钢焊丝（焊带）
不锈钢焊丝（焊带）采用ASME/AWS A5.9“不锈钢光不锈钢焊丝（焊带）采用ASME/AWS A5.9“不锈钢光焊丝和填充丝标准”中有下列用于核设备焊接和堆焊用不锈钢焊丝类别，即ER308L、ER309L、ER316L和不锈钢焊丝类别，即ER308L、ER309L、ER316L和 ER347等。标准没有规定焊丝使用范围，即焊丝不仅 ER347等。标准没有规定焊丝使用范围，即焊丝不仅可以用于埋弧焊，也可用于气体保护焊。法国RCC- 标准列出了奥氏体法国RCC-M标准列出了奥氏体-铁素体不锈钢用埋弧焊丝、焊带和焊剂卡片，符合美国ASME/AWS 弧焊丝、焊带和焊剂卡片，符合美国ASME/AWS A5.9 和法国NFA 81318和NFA35583标准，牌号有308L、和法国NFA 81318和NFA35583标准，牌号有308L、 309L和316L。 309L和316L。
下面列出镍基合金焊丝（焊带）的化学成分
谢
谢！2009.6.11来自四、主设备焊接用焊接材料
1．低合金钢药皮焊条，埋弧焊焊丝和焊剂。 2．不锈钢药皮焊条，埋弧焊带和焊剂，气保护焊用焊丝。 3．镍基合金药皮焊条，埋弧焊焊带（焊丝）和焊剂，气保护焊用焊丝。 4．钴基合金焊材。

核电站核岛主设备用焊接材料--吴祖乾

四、主设备焊接用焊接材料
1．低合金钢药皮焊条，埋弧焊焊丝和焊剂。 2．不锈钢药皮焊条，埋弧焊带和焊剂，气保护焊用
焊丝。 3．镍基合金药皮焊条，埋弧焊焊带（焊丝）和焊剂，
气保护焊用焊丝。
4．钴基合金焊材。
五、低合金钢焊接材料
低合金钢焊接材料主要用于核反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器等承压设备的焊接。反应堆压力容器一般由Mn-Ni-Mo钢（A508Gr.3）锻件焊接而成。还需承受强烈的中子辐照，使壳体和焊缝遭受严重损伤。对核容器的焊缝金属除要求其常规性能达到产品技术条件外，还要求其特殊性能亦能满足设计所规定的要求，如无塑料性转变温度，辐照敏感性，低周疲劳性能和断裂韧性等。
3．反应堆堆内构件吊兰、导向筒等部件用304、347等不锈钢锻件和板材。
4．蒸汽发生器传热管用Inconel 690镍基合金。
5．主蒸汽管道用304 、316 等不锈钢大直径无缝管。
三、主设备焊接方法
1．核容器主焊缝采用药皮焊接打底、窄间隙埋弧焊填充盖面的焊接工艺。
2．所有与一回路水接触的反应堆压力容器和蒸发器下封头等均采用不锈钢焊带（焊丝）进行表面埋焊弧堆。
十一、镍基合金焊接材料
镍基合金及其焊接材料在核岛主设备中应用甚广。核反应堆压力容器的驱动管座、各种测量的管座以及各种支承块等均采用Inconel 600或Inconel 690制造。蒸发器传热管大多采用镍基合金制造如Inconel 690等。镍基合金堆焊也是在核岛主设备中采用较多的一种工艺，如蒸发器管板、反应堆压力容器顶盖管座段，接管安全段预堆边等。
3．核容器接管端面采用镍基合金埋弧焊或焊条堆焊，并用镍基合金焊丝与不锈钢安全端进行熔化极气体保护焊。
4．堆内构件不锈钢吊兰筒体等采用不锈钢焊丝进行钨极氩弧焊或热丝钨极氩弧焊。

核电站设备主要金属材料

1.核岛用金属材料概述不同堆型，其结构和用途虽有所不同，但在实现核裂变反应和可控制的过程是相同的，都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂（快堆除外）以及包容他们的压力容器或压力管道等，因而需要各种各样的材料来制作相关部件，以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。

按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同，核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。

有核级要求的设备，一般即称其所用材料为核电关键材料。

核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金；若进一步细分，则有碳（锰）钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等，按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。

核反应堆的发展，从一开始就包括了材料的开发与优化，材料的发展决定了其发展情况。

因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件，如辐照或冷却剂腐蚀等，要求所用材料必须能适合于这些应用条件；强调材料的另一个原因，是核电站系统比常规电站有更高的安全要求。

由于我国目前主要是建造第二代成熟的1000MW压水堆核电站、通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW级压水堆核电站。

因此，本讲义以压水堆核电站为例，对其不同设备的用材做一简单介绍。

在压水堆核岛中，主要设备除反应堆及压力容器外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同，故材料的使用要求和环境条件也不尽相同，不同程度地存在辐照或酸腐蚀等；不仅要考虑常规的一些要求（如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能），而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化，如晶间腐蚀，应力腐蚀和低应力脆断、以及材料间的相容性、与介质的相容性，以及经济可行性等。

为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据，下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及他们的所用材料体系简述如下。

1.1压水堆零/部件用金属材料1.1.1包壳材料包壳，是指装载燃料芯体的密封外壳。

核电站控制棒驱动机构驱动杆及其制备方法[发明专利]

专利名称：核电站控制棒驱动机构驱动杆及其制备方法专利类型：发明专利
发明人：杨春乐,杨孟嘉,陈志强,冉小兵,邓小云,戴长年,刘宝亭,米大为,唐茂,吴昊
申请号：CN201410038763.5
申请日：20140126
公开号：CN103789684A
公开日：
20140514
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明公开了一种核电站控制棒驱动机构驱动杆的制备方法，其包括以下步骤：1)选取原料并电炉冶炼+AOD精炼+LF炉精炼，获得钢水；2)将钢水浇注成电极；3)将电极电渣重熔获得钢锭，其中，以重量百分比计，钢锭含有≤0.150%C、≤1.00%Mn、≤1.00%Si、≤0.030%S、
≤0.030%P、≤0.50%Ni、11.50-13.50%Cr、≤0.06%Co、≤0.001%B和余量Fe；4)将钢锭锻造成管坯，对管坯进行热轧、热穿孔，获得荒管；以及5)将荒管加工成核电站控制棒驱动机构驱动杆。

根据本发明方法制备的CRDM驱动杆在CRDM中运行时，与钩爪啮合时耐磨性非常理想，不挠曲、不变形且有一定的刚度，在负载条件下可安全运行，寿命满足CRDM的设计规范和国家标准要求，质量也达到了国外同类产品的先进水平，实现了CRDM驱动杆的国产化。

申请人：中广核工程有限公司,中国广核集团有限公司
地址：518023 广东省深圳市福田区深南中路69号
国籍：CN
代理机构：广州三环专利代理有限公司
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压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述

压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。

1.反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。

因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。

压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。

上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。

为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。

为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。

2.反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。

美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。

随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。

并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。

压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计

第32卷第6期2011年12月热处理技术与装备RECHULI JISHU YU ZHUANGBEI Vol．32，No．6Dec ， 2011收稿日期：2011－10－11作者简介：兰银辉（1976－），男，工程师，主要从事核电站材料设计。

联系电话：0755－84478505；E －mail ：lanyinhui@cgnpc．com．cn·材料研究·压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计兰银辉1，熊少阳2，尤磊1，刘克明3（1．中广核工程有限公司，广东深圳518124；2．上海海洋大学爱恩学院，上海201306；3．江西省科学院应用物理研究所，江西南昌330029）摘要：控制棒驱动机构为核反应堆系统中的重要设备。

本文介绍了压水堆控制棒驱动机构的结构特点、功能及金属材料的选用原则，对所用奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、镍基合金和钴基合金的选用进行了具体分析。

关键词：控制棒驱动机构；奥氏体不锈钢；马氏体不锈钢；镍基合金；钴基合金中图分类号：TG142．7文献标识码：A文章编号：1673－4971（2011）06－0024－05The Metallic Material Design of Pressurized WaterReactor Control Rod Drive MechanismLAN Yin-hui 1，XIONG Shao-yang 2，YOU Lei 1，LIU Ke-ming 3（1．China Nuclear Power Engineering Company Co．，Ltd．，Shenzhen guangdong 518124，China ；2．Aien Institute ，shanghai Ocean University ，Shanghai 201306，China ；3．Jiangxi Academy of Sciences Institute of Applied Nanchang Jiangxi 330029，China ）Abstract ：Control rod drive mechanism is important equipment in nuclear reactor system of pressurized water reactor．The paper introduced its structure ，characteristic the function and the selected principle of the metallic material of PWR control rod drive mechanism ，and specificly analyzed the slection of martensitic stainless steel ，austenite stainless steel ，nickel base alloy and cobalt base alloy．Key words ：control rod drive mechanism ；austenite stainless steel ；martensitic stainless steel ；nickel base alloy ；cobalt base alloy压水堆控制棒驱动机构（简称CRDM ）是核反应堆系统中重要的机械设备，是反应堆控制和保护系统的一部分；它按照指令带动控制棒组件在堆芯内上下运动、保持和改变控制棒组件在堆芯内的高度，在紧急情况下断电释放控制棒组件，使其快速插入堆芯，从而达到反应堆的安全启动、功率调节、功率保持、正常停堆和紧急停堆；同时控制棒驱动机构是一回路冷却剂承压边界，是辐射防护的第二道屏障，必须保证反应堆压力边界的完整性，保证无任何冷却剂的泄漏。

压水堆核电站燃料组件设计与建造规则

压水堆核电站燃料组件设计与建造规则《压水堆核电站燃料组件设计与建造规则》一、燃料棒的设计规则燃料棒是燃料组件的关键部分。

在设计燃料棒时，要确保燃料芯块的尺寸精准得很呢。

燃料芯块的直径和高度那可不能随便定，得根据压水堆的功率需求、热传导特性等来确定。

比如说，芯块直径要是太大了，热量在芯块内部传导就可能不均匀，就像你烤蛋糕，如果蛋糕太厚，中间可能就烤不熟。

这是不允许的，必须保证热量能从芯块中心均匀地传导到表面。

燃料棒的包壳材料也有严格要求。

包壳得能够承受高温、高压，还得抗腐蚀。

像锆合金这种材料就比较常用。

绝对禁止使用那些容易在反应堆环境下脆化或者与燃料发生不良反应的材料。

如果用了不合适的材料，就好比给鸡蛋用了破壳的包装，在反应堆里就会出大问题。

二、燃料组件的结构设计规则燃料组件的结构要能保证燃料棒的稳定排列。

燃料棒之间的间距得恰到好处，间距太小，冷却剂就不能很好地在燃料棒之间流动，带走热量，就像一群人挤在狭小的过道里，谁也走不动。

这是不行的。

间距太大呢，又会浪费空间，也影响整个组件的紧凑性。

控制棒导向管的设计也很重要。

控制棒得能够顺利地插入和拔出导向管，这关系到反应堆的控制。

要是导向管设计得歪歪扭扭，控制棒就没法正常工作了。

这就像火车轨道要是不直，火车就没法好好跑一样。

三、燃料组件建造过程中的规则在建造燃料组件时，对燃料棒的加工精度要求极高。

每一步加工工序都得严格把关，不能有马虎的地方。

加工出来的燃料棒表面必须光滑，要是有毛刺或者坑洼，在反应堆里就可能造成局部过热或者应力集中的问题。

这就好比你穿的衣服，要是到处是线头和破洞，穿着肯定不舒服，在反应堆里就是大隐患。

燃料组件的组装过程也得按照规定的顺序和方法来。

组装工人得经过严格的培训，禁止随意更改组装流程。

如果组装顺序错了，可能会导致整个组件结构不稳定，在反应堆运行过程中就可能散架，那可就危险极了。

压水堆核电站燃料组件的设计与建造规则是非常严格的，这都是为了保证核电站能够安全、稳定、高效地运行。

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档(可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）压水堆核电站主要设备及原理压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。

容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。

它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。

堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。

蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。

这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。

一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

一回路示意图稳压器结构图冷却剂主泵结构图二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。

做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。

这样构成第二个密闭循环回路。

二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。

汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。

它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。

核反应堆控制棒驱动机构电源系统(RAM)设计分析

核反应堆控制棒驱动机构电源系统（RAM）设计分析控制棒驱动机构（CRDM）的电源系统（RAM）是针对CRDM设备的专用供电系统，用以控制反应堆堆芯的快速反应性。

本文以大亚湾核电站的CPR1000堆型为参考电站，重点介绍了RAM系统设计单元组成、RAM系统运行方式及失去电源后的故障分析，为RAM系统的设计优化或改进提供一定的理论参考依据。

标签：CRDM；电源系统；功能；故障分析1. 引言核反应堆控制棒驱动机构（以下简称CRDM）是反应堆控制和保护系统的伺服机构。

每台CRDM具有三个磁力线圈，这些线圈通过通断电流来完成钩爪的吸合及释放动作，从而达到带动控制棒组件在堆芯内上下运动的目的。

CRDM 是反应堆本体中唯一的动设备，其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。

CRDM的电源系统（RAM系统）是针对CRDM设备的专用供电系统，连接核岛380V交流母线和棒位指示与棒控系统（RGL）；由于RAM系统关系到CRDM能否正確带动控制棒执行步进动作以及停堆落棒的功能，其重要性不言自明。

本文将以大亚湾核电站的CPR1000堆型为参考电站，进行RAM系统的组成、供电方式及失去电源的故障分析。

2. 厂内、外电源运行模式在核电厂机组正常运行时，由发电机组通过主变压器向超高压电网输送电力，并通过降压变压器向厂内用电设备供电。

在机组启动和停运时，由超高压电网向厂内用电设备供电。

在发电机出口母线失压，超高压电网向厂内供电失败，或厂用降压变压器故障时，由220KV后备电源经辅变向厂内用电设备供电。

在外电源全部断电或一回路失水事故时，由应急柴油发电机组向厂内应急设备供电。

6KV正常厂用配电系统向380V正常厂用配电装置母线供电。

每组LK*配电装置由一台额定容量为800KV A（或630KV A）的三相6.3/0.4KV干式变压器供电，干式变压器安装在柜子里，与相应的配电装置并列布置。

380V配电装置分为常规岛、核岛及两机组公用部分，核岛380V正常交流配电系统由LKA/B/C/D/E/J等组成，由LGC/D供电通过配电装置向核岛负荷供电。

控制棒驱动机构(CRDM)Ω密封环焊接

工程技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald100核电站核岛控制棒驱动机构（control r o d d rive m e c h a n is m，简称C R D M）是一种快速控制反应性的工具，用于在正常运行时调节反应堆功率，在事故工况下快速引入负反应性，使反应堆紧急停堆，保证核安全。

控制棒驱动机构由星形架和吸收剂棒组成。

星形架用不锈钢制成，它的中央是一个连接柄，其内部通过丝扣与控制棒驱动机构驱动杆上的可拆接头相连接。

连接柄下端装有弹簧组件，当控制棒快速下落时，弹簧可起缓冲作用，减少控制棒组件对燃料组件的撞击。

C RD M 是压水堆核安全Ⅰ级、质保Ⅰ级、抗震Ⅰ级的重要部件。

C P R 1000型机组C R D M 共61套，热电偶4套。

材质为控氮奥氏体不锈钢Z 2C N 19.10N ，规格为φ163.620-0.1×1.9±0.13 (m m)。

CR D M 的安装过程中，控制棒驱动机构耐压壳和压力容器顶盖接管座间采用Y型密封环密封即Ω密封环，对Ω密封环进行的焊接是关键部分。

C RD M 耐压壳与压力容器顶盖接管座间的Y型密封环，相当于焊接材料，材质为308L，焊接采用全自动脉冲钨极氩弧焊进行。

焊接接头属于密封焊接,焊接时不需要填充焊接材料，是一种自动密封焊接技术，用焊机的脉冲电流将Y型环熔化并使之熔合形成焊缝。

1 Z2CN19.10N材料物理化学性能分析控氮不锈钢Z 2C N 19.10N 是随着核电发展新研制的钢种，是为解决304不锈钢在沸水核反应堆运行中出现晶间腐蚀破裂事故，也能为核反应堆提供更好的材料，提高反应堆安全运行的可靠性。

控氮不锈钢Z2CN19.10N其化学成分如表1。

控氮不锈钢Z 2C N 19.10N 并含有一定量的氮元素，属于超低碳奥氏体不锈钢，其含碳量非常低，因此具有优良的抗晶间腐蚀能力，但另一方面也制约着材料的强度，而由于氮元素的固溶强化作用，向其中添加一定的氮元素，可以提高它的强度。

压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接施工工法

压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接施工工法一、前言核电站是维持国家能源安全的关键基础设施之一，是由核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机组等主要设备组成的大型工程。

压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接施工工法是核电站建设中的一项关键工艺，是对核电站安全性和可靠性的保障之一。

二、工法特点压水堆核电厂控制棒驱动机构的主要特点是结构复杂、操作精密、安全性要求高等方面，对焊接工艺和施工质量提出了严格的要求。

该工法强调前期规划、合理设计、严格施工和全面质量控制，并注重施工过程中的安全和环保。

三、适应范围压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接施工工法适用于压水堆核电站控制棒驱动机构的各类焊缝施工。

四、工艺原理该工法的工艺原理主要包括焊接工艺和施工措施两个方面。

焊接工艺中需要先根据焊接构造，选用不同的电极直径和焊接技术，再根据不同的焊接位置和形式采取不同的电流密度、焊接速度等措施进行操作。

施工措施中要注重前期准备、现场管控、焊接操作、焊接探伤等环节的协调和配合。

五、施工工艺1.前期准备在施工前，需进行施工现场的踏勘和测量，确定施工范围和序列。

同时要编制详细的施工方案，包括施工工艺、施工流程、施工进度、工程量计算、主要工艺参数和交底等。

2.现场管控现场管控包括对施工前、施工中和施工后进行防火、防爆、防腐、防污、防风等措施，同时要进行各项施工准备工作，包括设备和材料的摆放、清洁、检验、校验等工作。

3.焊接操作焊接操作中，需使用合适的焊接设备，进行焊条和电极钝化等工作，根据不同的焊接工艺措施，对各个焊接位置和构造进行焊接，保障焊接质量和安全。

4.焊接探伤焊接探伤主要采用射线探伤和超声波探伤两种方法。

其中，射线探伤探测精度高，检测范围广，超声波探伤具有非破坏性和高灵敏度等特点。

六、劳动组织压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接施工工法的劳动组织主要包括焊接作业人员、工程师、品管工程师、安全工程师等职位。

其中，焊接作业人员要经过培训和认证方可从事相关作业，有关工作人员需持证上岗。

压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接工法

压水堆核电厂控制棒驱动机构Ω焊缝焊接工法随着能源需求日益增长，压水堆核电厂作为一种可靠的清洁能源，为人类社会做出了巨大的贡献。

然而，在压水堆核电厂建设及运营中，遇到了一系列的技术难题，其中之一就是控制棒驱动机构Ω焊缝焊接工法的问题。

控制棒驱动机构是压水堆核电厂中重要的一部分，它负责控制反应堆的功率。

控制棒作为重要的安全措施，可以快速的控制反应堆功率的变化，防止反应堆失控。

但是，在实际操作过程中，控制棒驱动机构出现问题的情况屡见不鲜，就比如这里所说的Ω焊缝焊接工法。

Ω焊缝焊接工法是一种先进的焊接工艺，它可以有效地提高焊接强度、抗冲击性和耐腐蚀性。

然而，由于控制棒驱动机构涉及到辐射环境和高温等极端条件，在焊接过程中存在一定的困难。

首先，焊接工艺参数需要经过精细的设计和实验验证，以确保焊接过程中产生的热量能够持续且均匀的分布在整个焊缝中。

这需要对焊接环境、焊接材料和焊接工艺等多个因素进行精细的控制和调节，以达到最佳的焊接效果。

其次，焊接质量必须得到严格的监控和检测。

一旦出现缺陷或者问题，都会对控制棒驱动机构的正常运行造成影响，甚至会引发严重的安全事故。

因此，焊接过程中需要配备专业人员进行实时监测和检测，以及对焊接质量进行严格的评估。

最后，焊接后的部件必须得到完整的检测和验收，以确保焊接质量符合国际和国家标准。

这需要对焊接部件进行各种非破坏性检测，如X射线检测、超声波检测和磁粉探伤等，以确认焊接部件的完整性和可靠性。

综上所述，控制棒驱动机构Ω焊缝焊接工法是压水堆核电厂建设和运营中面临的重大难题之一。

要解决这个问题，需要通过技术创新、人才培养和工程实践等方面的努力，不断提高控制棒驱动机构的设计、制造和焊接质量，从而确保核电厂的安全稳定运行。

压水堆控制棒驱动机构及其装配方法[发明专利]

专利名称：压水堆控制棒驱动机构及其装配方法
专利类型：发明专利
发明人：卫晓春,薛松,戚丹鸿,米大为,潘令平,刘德明,胡桂民申请号：CN201810063147.3
申请日：20180123
公开号：CN108231217A
公开日：
20180629
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明属于核反应堆设备技术领域，公开了一种压水堆控制棒驱动机构，包括套管轴，在所述套管轴的外面从上到下依次设置提升磁极、动爪磁极、动爪衔铁、定爪磁极、定爪衔铁和止端螺母，在所述定爪磁极的上方连接缓冲轴和所述动爪衔铁，所述动爪衔铁部分套设在缓冲轴外围，在所述缓冲轴内通过第一连杆安装第一钩爪。

本发明还公开了控制棒驱动机构的装配方法，包括钩爪部件上段部分的组装、钩爪部件下段部分的组装以及整体调试验证结果。

本发明通过优化安装顺序、通过专用工具等方式使控制棒驱动机构部件在安装时能实现通用性，统一安装方法。

申请人：上海第一机床厂有限公司
地址：201308 上海市浦东新区倚天路185号
国籍：CN
代理机构：上海翼胜专利商标事务所(普通合伙)
代理人：翟羽
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