核反应堆结构-4

导向管与下管座的连接借助其螺纹塞头来实现,螺 纹塞头的端部带有一个卡紧的薄圆环,用胀管工具 使圆环机械地变形并镶入管座内带凹槽的扇形孔中; 螺纹塞头旋紧在合金端塞的螺孔中将导向管锁紧在 下管座中. 组件重量和施加在组件上的轴向载荷,经导向管传 递,通过下管座分部到堆芯下栅格板上.燃料组件 在堆芯中的正确定位由对角线上两个支撑脚上的孔 来保征,这两个孔和堆芯下栅格板上的两个定位销 相配合,作用在燃料组件上的水平载荷通过定位销 传送到堆芯支承结构上.
集气空腔和充填气体 芯块和包壳间留有轴向空腔和径向间隙,它们的作 用是:第一,补偿芯块轴向的热膨胀和肿胀;第二, 容纳从芯块中放出的裂变气体,把由于裂变气体造 成的内压上升限制在适当的值,以避免包壳或密封 焊接处应力过大,同时,为了限制芯块在燃料元件 的运输和吊装过程中的轴向撞动,在轴向空腔处装 入压紧弹簧,弹簧一般是用不锈钢制造的. 此外,为了降低运行过程中包壳管的内外压差,防 止包壳管的蠕变塌陷和改善燃料元件的传热性能, 现代压水堆燃料元件棒设计都采用了预充压技术, 即在包壳管内腔预先充有30bar的惰性气体氦,当 燃料元件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同包壳管外面冷却剂的工作 压力值相近.
在实际设计中,多半是参考过去的例子确定包壳管的 壁厚,事实上,若算出了满足强度和腐蚀各因素的壁 厚,如果再加上一定的安全裕量亦就把由于水力振动 引起的挠曲,应力等因素的影响考虑进去了.大亚湾 核电厂燃料元件包壳管壁厚为0.57 mm. 包壳管内壁和燃料芯块的径向间隙的大小与导热系数 有密切关系,所以它是影响糊温度的重要因素,而芯 块的各种特性如导热系数,裂变气体的释放,蠕变和 塑性变形等都随着温度的变化而变化.因此间隙大小 必须设计得当,大亚湾核电厂燃料元件芯块与包壳直 径间的间隙约为0.17mm(间隙为0.085mm).
燃料元件包壳 目前压水堆燃料包壳管几乎都是锆-4合金冷拉而成 的.燃料元件包壳的外径一般都是根据过去的实践 和经验,定出大概的值,再根据这个值,计算出相 对于物理热工各限制的裕度,同时还要考虑水铀比 等各种因素甲大亚湾核电厂的核燃料元件包壳外径 为9.5mm. 压水堆燃料元件包壳的壁厚主要是从结构强度和腐 蚀两方面考虑.元件是靠包壳本身的强度抵抗冷却 剂的外压,不发生倒塌而保持其形状.随着燃耗的 加深,包壳管因燃料肿胀和裂变气体压力而造成的 周向变形,不应超过由经验所确定的极限值(目前压 水堆包壳的最大容许周向变量不应超过1%).
为了使导向管端塞定位 和连接锁紧,在导向管 管的四周加工了凹口, 锆-4合金制螺纹塞头拧 紧并焊在导向管的底部.
中子通量测量管 :放在燃料组件中心位置的通量测 量管是用来容纳堆芯通量探测器的钢护套管.通量 测量管由锆-4合金制成,直径上下一致,其在格架 中的固定方法与导向管相同. 下管座 : 下管座是一个正方形箱式结构,它起着燃料组件底 部构件的作用,又对流入燃料组件的冷却剂起着流 量分配作用.下管座由四个支撑脚和一块方形孔板 组成,都用304型不锈钢制造.支撑脚焊在方形孔 板上形成一个水腔,以供冷却剂流入燃料组件,方 形孔板上的孔布置成既起冷却剂流量分配的作用, 又使燃料棒不能通过孔板.
燃料芯块 燃料芯块由低富集度的二氧化铀粉末经冷压,烧结 成所要求密度的块,经滚磨成一定尺寸(直径 8.19mm,高度13.5mm)的正圆柱体. 燃料芯块设计要综合考虑物理,热工,结构等方面 的因素,为了减小芯块在温度和辐照作用下的膨胀 和肿胀,从而减少芯块与包壳的相互作用,每个芯 块的端面呈浅碟形,芯块形状目前皆采用碟形加倒 角的结构型式,即在芯块的两端面做成碟形,以便 补偿中心部位较大的热膨胀和肿胀,减小包壳管可 能产生的轴向变形,但端面只有碟形的芯块比平端 芯块有更大"环脊".所以普遍采用碟形加倒角芯 块.
所谓"环脊"就是由于燃料的热膨胀分均匀和非均 匀两部分.有温度梯度存在时,有限圆柱体内部的 温度比外部的温度高得多.因而内部伸长也就比外 部大,结果氧化物燃料元件受到辐照时,有时在元 件棒沿轴向每隔一定距离就发生"环脊"现象.这 些环节峰与芯块界面重合,并围绕包壳圆周伸展开 来,使燃料棒的芯块与包壳之间的间隙变得小. 二氧化铀芯块在辐照期间变成砂漏时钟形是形成环 脊变形的重要原因,环脊的产生与以下参数有关: 功率大小,功率增长速率,燃耗,芯块密度,端面 形状及燃料与包壳的间隙等.
控制棒导向管 : 在标准的17×17燃料组件中,导向管占据24个栅元, 它们为控制棒插入和抽出提供导向的通道,导向管 由一整根锆-4合金管子制成.其下段在第一和第二 格架之间直径缩小,在紧急停堆时,当控制棒在导 向管内接近行程底部时,它将起缓冲作用,缓冲段 的过渡区呈锥形,以避免管径过快变化,在过渡区 上方开有流水孔,在正常运行时有一定的冷却水流 入管内进行冷却,而在紧急停堆时水能部分地从管 内流出,以保证控制棒的冲击速度被限制在棒束控 制组件最大的容许速度之内,又使缓冲段内因减速 而产生的最大压力引起导向管的应力不超过最大许 用应力.缓冲段以下在第一层格架的高度处,导向 管扩径至正常管径,使这层格架与上面各层格架以 相同的方式与导向管相连.
测量导管位于组件中央位置,如果燃料组件处于堆 芯需要测量中子通量的位置,测量导管就为插入堆 芯内测量中子通量的探测器导向并提供了一个通道. 根据燃料组件在堆内所处的具体位置,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 或阻塞组件提供了通道. 燃料棒在组件中,其两端分别与上管座,下管座之 间留有间隙,允许燃料棒膨胀,而不会引起棒弯曲. 燃料棒在组件中无结构上的功能,全部结构强度都 由定位格架,上管座,下管座和控制棒导向管提供, 也就是说,从结构上看,核燃料组件是由燃料元件 棒和组的"骨架"结构两个部件所组成.
具体结构,在格架栅元中,燃料棒的一边由弹簧施力,另一 边顶住锆合金条带上冲出的两个刚性凸起,两边的力共同作 用使棒保持中心位置.弹簧力是由跨夹在锆合金条带上的因 科镍718制成的弹簧夹子产生的,弹簧夹子由因科镍718片 弯成开口环而制成,然后把夹子跨放在条带上夹紧定位,并 在上下相接面上点焊,以把条带全部围起来,最终成形的弹 簧组合件形成两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料 棒,这样,弹簧作用在条带上的力自然抵消了,也就减少了 格架的应力,但是在下述部位的情况不同:外条带上只有刚 性凸起,在导向管栅元里不需设置弹簧. 安装:定位格架通过条带上的调节片直接点焊在导向管上与 其相连.在格架的四周外条带的上缘设有导向翼,并按照避 免装卸操作时相邻组件的格架相互干扰的方式布置,在高通 量区的六个格架(即从下至上第2至第7个格架)在内条带上还 设置有搅混翼,以促进冷却流的混合,有利于燃料棒的冷却 和传热.
芯块密度 芯块的密度对导热系数有很大影响,所以为了使芯 块的温度下降,密度高是好的,但是在高燃耗的情 况下,为了减小肿胀需要有气孔,因此低密度芯块 亦很有利,实践中一般认为目前芯块密度是理论密 度的92-95%,现代压水堆都取95%UO2理论密度为 芯块的密度.大亚湾核电厂的UO2芯块密度为重 10.4g/cm3. 在某些因素,如径向温度梯度,辐照的影响下,燃 料芯块出现收缩导致燃料密实化(即热致密化和辐照 致密化),从而造成燃料包壳的塌陷.一般说来,燃 料密实化的速率取决于燃料的气孔尺寸,密度和晶 粒大小等因素.实验表明,采用大晶粒(大于10μm) 并尽量减少小于2 μm以下的气孔的芯块,可以消除 燃料的密实化.
燃料元件棒是堆芯的核心构件,是核链式裂变反应的中 心,也是设备的热源. 芯块温度限制:为了确保燃料元件棒在整个寿期内的完 整性,必须限制燃料和包壳的使用温度.用UO2作燃料 芯块,其最高工作温度应低于UO2的熔点(2865土5℃). 在目前的设计中,一般取2500~2600℃左右. 包壳温度限制:锆合金包壳的工作温度限为350℃以下 (锆-2合金一般取316℃),为防止元件棒烧毁,还应确 保在超功率运行时最小烧毁比不小于1.3. 堆芯具有很高的功率密度,为防止元件过热,必须保证 最热的元件棒也能获得充分的冷却.为此必须限制堆内 燃料元件的最大表面热流密度.实践中通常限定燃料元 件棒单位长度发热率即线功率不超过400W/cm,相应 的最大表面热流密度约为140W/cm2
燃料棒内有足够的预留空间和间隙,可以容纳燃料 释放出的裂变气体,允许包壳及燃料的不同热膨胀 和燃料肿胀,使包壳和端塞焊缝都没有超应力的风 险.间隙内充填一定压力的氦气,以改善间隙内的 热传导性能. 在燃料芯块柱与端塞之间装有一个不锈钢螺旋形压 紧弹簧,以防止运输或操作过程中芯块在包壳管内 窜动.改进型燃料组件燃料棒的端塞设计成便于组 件中燃料单棒的抽换.端塞以有一圈径向槽为特点, 便于专用的抽拔工具夹紧燃料棒.
压水堆堆芯组件
组成:压水堆堆芯由核燃料组件,控制棒组
件,固体可燃毒物组件,中子源组件和阻力 塞组件等组成,下面以大亚湾压水堆核电站 为例进行讨论.
核燃料组件
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把若干个燃料元件棒组装成为便于装卸,搬运及更换 的棒束组合体称为燃料组件,燃料组件在往堆内装载 和从堆内卸出的过程中是不拆开的一个整体.压水堆 的燃料组件在堆芯中处在高温,高压,强中子辐照, 冲刷和水力振动等恶劣条件下长期工作,因此燃料组 件性能的好坏直接关系到反应堆的安全可靠性,经济 性和先进性. 现代压水堆普遍采用了无盒,带指形控制组件的棒束 型核燃料组件,组件内的燃料元件按正方形排列. 现代压水堆大多核燃料组件由燃料棒,导向管,定位 格架和上下管座组成,燃料棒呈17×17正方形排列. 导向管与八层格架和上下管座连接,组成基本的燃料 组件结构骨架,而燃料棒被支撑并夹紧在这个结构骨 架内,棒的间距沿组件的全长保持不变,每个组件共 有289个栅元,设有24根导向管和一根堆内通量测量 管,其余264个栅元装有燃料棒.
核燃料组件的"骨架"结构
前面已经讲到17×17型压水堆核燃料组件是由 包括定位格架,控制棒导向管,中子通量测量管, 上管座和下管座所组成的"骨架"结构和核燃料元 件组成. 定位格架 作用:燃料组件中,燃料棒沿长度方向由八层格架 夹住定位,这种定位使棒的间距在组件的设计寿期 内得以保持.格架的加紧力设计成既使可能发生的 振动减到最小,又允许有不同的热膨胀滑移,也不 致引起包壳的超应力. 结构外形:格架由锆-4合金条带制成,呈17×17正 方栅格排列,条带的交叉处用电子束焊双边点焊连 接,外条带比内条带厚,内条带的端部焊在条带上, 外条带端部由三道焊缝连接;使格架能在运输及装 卸操作过程中很好地保护燃料棒.
在化学上要注意下面两点 : 燃料包壳到燃料寿期末期的吸氢量不得超过容许值 (有的文献认为,在寿期终了包壳含氢量为250ppm 是可以接受的,但无论如何不应高于600ppm). 包壳的腐蚀量不得大到破坏包壳材料完整性程度. 元件棒寿期末包壳壁最大腐蚀穿透深度应低于其原 来壁厚的10%,或限制氧化层的最大厚度不超过 2~3 μm.
燃料元件棒
典型结构:它是由燃料 芯块,燃料包壳管,压 紧弹簧,上端塞,下端 塞等几部分组成.二氧 化铀芯块叠置在锆-4合 金包壳管中,装上端塞, 把芯块燃料封焊在里面, 从而构成燃料棒.包壳 既保证了燃料棒的机械 强度,又将核燃料及其 裂变产物包容住,构成 了强放射性的裂变产物 与外界环境之间的第一 道屏障.
为获得合适的芯块显微结构,采用粉末压制的制块 工艺并加入一些制孔剂,使烧结后芯块内部存在一 些细孔,既可以容纳绝大部分裂变气体,又使芯块 致密化效应减至最少,芯块端面呈浅碟形和芯块内 部存在细孔这两项措施,对于防止燃料芯块的辐照 肿胀引起包壳蠕变导致包壳破损也有明显的良好效 果. 许多反应堆内都曾发生过锆的氢脆破坏,UO2芯块 容易从它的周围吸收水份,在反应堆启动后,燃料 吸收的水分将释放出来,并在辐照作用下分解为氢 氧根和氢,其中氢被锆合金吸收形成氢化锆,使材 料性能变脆,而产生氢脆效应.因此,应该控制芯 块的含水量.通常规定每3.66m不得超过60mg的含 水量或每块芯块的含水量不得超过重10ppm.