第三章 压水反应堆1
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【反应堆结构与材料】第三章 压水反应堆-1
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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• 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：
• 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。
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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
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
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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。
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。
压水反应堆
o主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达
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，
➢ 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
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
堆芯布置
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。
(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，
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
或 n 235 U U 236 * 140 Xe 94Sr 2n
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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，
➢ 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
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
堆芯布置
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。
(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，
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
或 n 235 U U 236 * 140 Xe 94Sr 2n
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(完整版)第三章压水堆核电站
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
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。
压水反应堆水化学
压水反应堆水化学压水反应堆水化学是指压水反应堆中与水相互作用的化学过程。
压水反应堆是一种核反应堆设计，它使用水作为冷却剂和减速剂，以控制和稳定核裂变反应过程。
在这种反应堆中，水化学是非常重要的，因为它涉及到核反应堆的燃料元素、冷却剂、结构材料和放射性废物的相互作用。
压水反应堆中的水化学主要包括废水处理、燃料元素的溶解、燃料包壳的腐蚀以及水母质的行为等方面。
首先，压水反应堆中产生的废水需要进行处理，以去除放射性核素和其他污染物。
废水处理过程中通常包括沉淀、滤过、吸附等步骤，以确保废水在放出环境之前达到安全标准。
其次，压水反应堆的燃料元素需要在水中溶解，以促进核反应的进行。
在核反应堆中，燃料棒是由铀或钚等放射性元素制成的。
当燃料棒置于水中时，水化学过程会导致铀或钚等元素从燃料棒中溶解出来。
这些溶解的放射性核素需要通过适当的措施进行处理和隔离，以防止对环境和人类健康造成危害。
此外，压水反应堆中的燃料包壳也需要注意腐蚀问题。
由于水中存在氧气和其他溶解的气体和离子，燃料包壳可能会受到腐蚀。
腐蚀会导致燃料包壳的退化和开裂，进而影响核反应堆的安全和性能。
因此，需要进行适当的防腐蚀处理，以延长燃料包壳的寿命并确保堆的运行稳定。
另外，由于压水反应堆使用的是轻水，水中的氢原子和氧原子之间的化学相互作用也需要考虑。
例如，氧原子可以与金属材料反应形成氧化物，从而引起材料的腐蚀。
此外，水中的氢原子还可以与放射性核素发生还原反应，导致核素的转化和迁移。
这些水中的行为和反应需要加以研究和管理，以确保核反应堆的安全运行和废物的处理。
总之，压水反应堆水化学是一个复杂而关键的领域，涉及到核反应堆的运行安全、废物处理和环境保护等方面。
从废水处理到燃料元素的溶解、燃料包壳的腐蚀以及水质的行为，都需要进行综合研究和管理，以确保核反应堆的安全性和可持续性发展。
第三讲 压水堆堆芯
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。
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3.65m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
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。
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，
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。
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。
《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
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
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压力容器
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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
压水堆核电站基础：第三章 热工水力学基础知识
系统与设备（3）
3
235U每次裂变释放的能量(单位：MeV）
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168（84） 极短 5（2.5） 中 7（3.5） 长
裂变产物的β射线 7（3.5） 短
裂变产物的γ射线
6（3） 长
非裂变反应（n，γ） 7（3.5） 放出的β、γ射线
总计 系统与设备（3）
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸，
系统与设备（必3） 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
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热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是：
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积，m2；σ0 为黑体辐射常 数，ε 为物体的黑度，T为表面的绝对温度，K
为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
系统与设备（3）
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燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程，包括：
系统与设备（3）
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从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 （千焦/米2 •小时），称为热负荷；
Ts为包壳壁面温度，Tf为冷却剂主体温度； α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关，一般由实验确定。
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第三章 压水反应堆-1
核科学与技术学院 10
05:55
燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、 Harbin Engineering University 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。
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
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Harbin Engineering University
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核科学与技术学院
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换料方式及特点
Harbin Engineering University
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。
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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燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、 Harbin Engineering University 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。
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
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换料方式及特点
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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。
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。
第三讲 压水堆堆芯
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。
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。
和底部的连接构件，它们都是箱形结构。 流量分配；
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。
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
(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。
(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
殖试验反应堆。12月20日，首次核能发电试验，发
第三章--反应堆物理分析--D
化学补偿的优点：
减少控制棒数目，使电厂反应堆具有较大的剩余 反应性，减少换料次数提高经济效益。 降低功率峰因子，提高平均功率密度。 有了化学补偿控制，在正常运行期间，减少插入 堆芯控制棒的数目，减少对功率畸变的影响。 反应性变化控制较慢。 硼浓度大小对慢化剂温度系数有很大影响，为保 证反应堆安全，必须限制硼浓度的大小，一般压 水堆硼浓度不超过1300ppm。为了弥补不足，通常 装入一定量的固体可燃毒物来协调。
缺点：
可燃毒物的特点：
较大的中子吸收截面，且中子俘获后形成的产物 其吸收截面尽可能小。 可燃毒物消耗所释放的反应性英语燃料消耗所减 少的剩余反应性相匹配，使其在堆芯寿期末产生 的负反应性可以忽略。 补偿一部分燃耗所需的反应性，随着反应堆运行 可燃毒物与燃料一起消耗。 利用可燃毒物的合理布置，进一步展平堆内的功 率分布。
任务：
3.12 堆内燃料管理
核燃料管理：指核燃料的取得，辐照，处理等各种 工艺过程的管理。分为以下三方方面： 燃料的前端管理（采矿，冶炼，转型，浓缩，元 件制造） 堆内燃料管理（燃料装换，功率分布分析及反应 性控制等） 燃料的后端处理（燃料的储存，输运，后处理及 放射性废物处置）
（1）改变核燃料含量 （2）改变中子慢化能力 （3）改变中子泄露损失 （4）改变堆内吸收
压水堆的控制方式：
控制棒 液态化学补偿 固体可燃毒物 采用这三种方式向结合的控制，主要是因为初始剩 余反应性较大，当反应堆从冷态到热态补偿的负温 度系数较大，控制棒的效率低，中子通量分布不均 匀，功率峰因子增大，限制堆功率输出。 控制毒物的价值 剩余反应性 停堆深度
3.13 核反应堆动力学
反应堆周期：中子密度变化e倍所需的时间。 缓发中子的作用：缓发中子的份额虽然少，但其 缓发时间长，缓发效应大大增加了两代中子之间 的平均寿命，从而滞缓了中子密度的变化率。所 以缓发中子效应在研究反应堆的瞬态过程和反应 堆控制时不可忽略。反应堆控制实际上正是利用 了缓发中子的作用才得以实现。
技术类《反应堆热工水力》第3章(反应堆稳态工况下的水力计算)
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主要内容要点
第1部分 单相流体的流动压降 第2部分 两相流体的流动压降 第3部分 冷却剂的喷放-临界流动 第4部分 流动不稳定性 第5部分 自然循环
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第1部分 单相流体的流动压降
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1.1 系统压降计算公式
p p1 p2 pel pa p f pc
提升压降
加速压降
摩擦压摩降擦压降 形阻压降
Re 2320: 层流区； 2320 Re 104 :临界区与过渡区； Re 104 : 湍流区。
其中，2320 < Re < 4000 之间的流动称为临界区—交替出现层流和湍流的交界区。 随着层流和湍流的相互交替，流动呈现振荡性，因此，系统部件不应设计在这个区域 内运行，以免出现流动振荡或不希望有的传热效应。
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1.2 液体冷却剂压降
3）通道进出口效应对摩擦系数的影响
提升压降 摩擦压降
在通道的进口段，流动尚未定型，其摩擦阻力比定型时流 动的摩擦阻力要大一些。
实验表明，流体达到定型流动时的进口长度Le为:(1)湍流 时：Le≈40D；(2)层流时:Le≈0.0288DRe。
加速压降 形阻压降
未定型流动的摩擦压降，目前还没有精确的表达式，通常 由实验给出结果。
提升压降 摩擦压降 加速压降 形阻压降
非等温流动湍流摩擦系数，对于液体，大都采用西德尔-塔 特（Sieder-Tate）所建议的方程计算：
fno
fiso
w f
n
对于p=10.34～13.79MPa的水，n=0.6。
与非金属流体相比较，液态金属的热导率高，粘性系数低， 在加热或冷却时边界层内的流体温度与主流温度相差很少。 对于这种情况，可按等温工况考虑。
1 A22
《压水反应堆》课件
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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。
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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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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。
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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
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1
•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
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3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
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冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm
c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变
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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。
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
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压水堆动力装置基本配置
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Harbin Engineering University 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。
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反应性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物 Harbin 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 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。 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 12:03 核科学与技术学院 15 卸出。
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燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、 Harbin Engineering University 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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控制棒驱动机构
上封头
典 型 压 水 堆 本 体 结 构
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堆芯吊篮
上隔板
堆芯
围板 下隔板 压力容器
堆芯支撑部件
下封头 核科学与技术学院 4
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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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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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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
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
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换料方式及特点
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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。
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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的下方。
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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。
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。
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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 初始装料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。
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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％；