核反应堆结构-1

反应性控制：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 换料时全部卸出。
二、链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下 去，这种反应过程称为链式裂变反应。

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。


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。

反应堆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，它应满足下述基 本要求： 1、堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大 的功率输出； 2．尽量减小堆芯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，换料操作简易方便。
反应堆的分类
核电厂基本原理
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、控制棒驱动机构等组成 。

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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3、可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中 子能够引起铀-238，钍-232转化，所以称这两种核 素为可裂变核素。铀-238，钍-232可分别转化为钚239及铀-233所以又将它们称为可转化核素。 4、一次核燃料和二次再生核燃料：在三种易裂 变核素中，由于铀-235是存在于天然矿物中的，所 以叫一次核燃料。而铀-233和钚-239是用人工方法 制造两得到的，所以又称为二次再生核燃料。
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。

换料方式
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。 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。

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。
在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％；



冷却剂流向 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，加热后的冷却剂经由上栅格板、上腔室，经出 口管嘴流出，并由此导入环路的热管段，随后，反 应堆冷却剂通过蒸汽发生器底部半球形封头上的入 口接管进入蒸汽发生器，流经蒸发段的倒置U形管 后，由底部出口接管离开蒸汽发生器。蒸汽在蒸汽 发生器的二回路壳侧产生。经冷却的水从蒸汽发生 器出来后，流经一个U形过渡管段，到达位于反应 堆冷却剂泵底部的泵入口接管，泵将反应堆冷却剂 升压，以补偿系统的压降。反应堆冷却剂经泵的出 口接管，进入环路冷管段，由此，反应堆冷却剂流 回反应堆容器，构成闭合环路。

燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、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。
核反应堆结构
哈尔滨工程大学
核反应堆与核电厂基本原理
反应堆的基本工作原理
一、一些关于核燃料的基本定义：
1、核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转 换物质称为核燃料。核燃料中必须是：①含有铀235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或二 种；②能够产生裂变并释放裂变能。 2、易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂 变的核素称为易裂变核素，如铀-235、铀-233，钚239三种核素。
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。