《核工程概论》第3章 核反应堆结构和材料

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。
3.2 反应堆压力容器
反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内 构件，使核燃料的裂变链式反应限制在一个密 封的金属壳内进行。一般把燃料元件包系统称为第二 道屏蔽。
压力容器外形尺寸大、质量大，加工制造技术 难度大，特别是随着核电站单堆容量增大，压 力容器的尺寸也越来越大。
第3章 核反应堆结构和材料
3.1 概述
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足 物理设计和热工设计的基本要求，既要保证可控 的裂变链式反应可靠地进行，又要把裂变产生的 热量及时带出。一般来说压水堆主要是由反应堆 压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机 构等组成。
反应堆的外壳称为压力容器，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 力容器上带有若干个接口管嘴，整个容器重量由 出口管嘴下部钢衬与混凝土基座支撑。
近代压水堆的压力容器增大，下封头设有中子通 量测量管，需要较大的下堆腔。因此，在核电站 中，利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支 撑，整个压力容器依靠接管和与接管相连的钢垫 支撑在混凝土的基础上。
3.3 反应堆堆内构件
反应堆堆内构件包括吊篮部件、压紧部件、堆内 温度测量系统和中子通量测量管等。其作用是：
3.2 反应堆压力容器
压力容器的核安全设计标准中是安全一级的设备， 它在事故状态下的可靠性和完整性是核反应堆安 全的重要保证。正确选材是保证反应堆压力容器 安全的关键，其选材的原则：
（1）要保证材料的纯度； （2）材料应有适当的强度和足够的韧性； （3）材料应具有低的辐照敏感性； （4）导热性好，在温度变化时热应力较小； （5）便于加工制造，成本低廉。
（1）堆芯功率分布应尽量均匀； （2）尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料； （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； （5）堆芯结构紧凑，换料操作简便。
3.1 概述
目前大型压水堆的 燃料组件都不设组 件盒，冷却剂可以 产生横向搅混。堆 芯周围有围板包围， 围板固定在吊篮上， 吊篮外侧固定着热 屏蔽，用以减少压 力容器可能遭受的 中子辐照。
在反应堆堆芯内，冷却剂流量的主要部分用于冷 却燃料元件，其中有一小部分旁通流量用来冷却 上腔室、上封头和控制棒导向管，使这些地方的 水温接近冷却剂入口温度。
3.1 概述
反应堆堆芯是释放能量的关键部分，因此反应堆 堆芯结构性能的好坏对核动力的安全性、经济性 和先进性有很大的影响。一般说来，它应满足下 述基本要求：
反应堆压力容器顶盖
反应堆压力容器顶盖由顶 盖法兰和顶盖本体焊接成 一个整体。
（1）顶盖法兰
该法兰上钻有若干个螺栓 孔，法兰支撑面上有二道 放置密封环用的槽。
（2）顶盖本体
压水堆一般都采用半球形 顶盖，半球形顶盖用板材 热锻成形。
3.2 反应堆压力容器
压力容器筒体
压力容器筒体由以下几个部分组成。 （1）法兰段 法兰上钻有若干个未穿透的螺纹孔。法兰段上还 包括：与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支撑面； 一根泄漏探测管；一个支撑台肩。 （2）接管段 反应堆的进出水口从这里引出，根据一回路环路 数量的不同有不同的接口数。
3.2 反应堆压力容器
（3）筒身段 由上筒体和下筒体组成；
（4）过渡段 过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段连接起来。 （5）下封头 由热扎钢板锻压成半球形封头。装有几十根因科镍 导向套管，为堆内中子通量测量系统提供导向。
3.2 反应堆压力容器
反应堆容器支撑结构
根据反应堆压力容器在电站或舰船上所处的位置， 各自都采用不同的支撑结构。早期的压力容器底 部无通量测量装置，在堆的底部设有压力容器支 撑裙，将支撑裙焊接在压力容器的下封头或接管 段上。
3.1 概述
核反应堆运行周期之初，核燃料所具有的产生裂 变反应的潜力很大，必须妥善加以控制。可通过 布置一定数量的控制棒和在冷却剂中加入硼酸的 方法来实现对后备反应性的控制。
在堆芯内一般还布置一定数量的可燃毒物棒，目 的是补偿堆芯的部分后备反应性。
为了启动反应堆，在堆芯内必须布置中子源。中 子源有初级中子源和次级中子源两种。
3.1 概述
在压水堆中，所有燃料组件内都设有控制棒导 向管，约1/3的燃料组件的控制棒导向管布置 有控制棒。其它燃料组件的控制棒导向管内布 置可燃毒物棒或中子源棒。凡不布置控制棒、 可燃毒物或中子源棒的导向管，均用节流棒安 插在导管内以减少冷却剂旁流，这种棒称为阻 力塞。控制棒组件从上部插入堆芯实现反应性 控制和停堆。组件中心的仪表管允许从压力容 器底部将堆内中子通量测量探头伸入组件内任 意高度。
（1）使堆芯燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、 中子源组件和阻力塞组件定位及压紧；
（2）保证燃料组件和控制棒组件对中，对控制棒组 件的运动起导向作用；
（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γ射线对压力容器的辐照。
3.1 概述
堆芯支撑结构由上部支撑结构和下部支撑结构组 成。吊篮以悬挂方式吊在压力容器上部的支撑突 缘上，吊篮与压力容器之间形成一个环形腔，称 为下降段。冷却剂从入口管嘴进入反应堆，沿下 降段流到压力容器下腔室，然后折返向上通过堆 芯，在堆芯内吸收核裂变产生的热量，再经由上 栅格板、上腔室，经出口管嘴流出。