大亚湾核电站本体结构

图2-4 导向管的缓冲段结构及 其与下管座的连接
6、通量测量管

放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通 量探测仪的钢护套管。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。
7、定位格架


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。 格架的夹紧力设计成既使可能发生的振动磨蚀到最小， 又允许有不同的热膨胀滑移，也不致引起包壳的超应 力。 格架由锆 -4 合金条带制成，呈 l7×17 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，内条带的端部焊在外条带上，外条带端部由 三道焊缝连接，使格架能在运输及装卸料操作过程中 很好地保护燃料棒。



在格架栅元中，燃料棒的—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 元里不需要设置弹簧。 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来布置。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，以促进冷却剂 流的混合，有利于燃料棒的冷却和传热。


大亚湾核电站所采用的是比法国 标准900MW压水堆核电站所用的燃 料组件更为先进的改进型燃料组 件。 突出的特点是当探测出某个组件 有破损的燃料棒而且确定破损燃 料棒的位置之后，可以用乏燃料 池内安装的专用设施更换破损的 燃料棒，从而修复该燃料组件、 重新利用。
1、燃料芯块


直径8.19mm，高度13.5mm的正圆柱体 。 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。 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—些细 孔，即可以容纳绝大部分裂变气体，又使芯块致密化 效应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。
3、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。 为了使导向管端塞定位和连接锁紧，在导向管孔 的四周加工了凹口，锆 -4 合金制的螺纹塞头拧紧 并焊在导向管的底部。 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壁圆环，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；螺纹塞头旋紧在锆合金端塞的螺孔中 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，通过下管座分布到堆芯下栅格板上。燃料 组件在堆芯中的正确定位由对角线上两个支撑脚 上的孔来保证，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 同样通过定位销传送到堆芯支承结构上。

图2-8 吸收剂棒和 不锈钢棒的结构




下端塞呈子弹头形状，以便在棒束 控制组件移动时，吸收剂棒平稳地 导向进入燃料组件中的导向管。 当 控 制 棒 组件完 全 从 堆 芯抽出 时 (即最高位置)，吸收剂棒的总长度 能够保证棒的下端仍保持在导向套 管之内，使吸收剂棒和导向套管保 持对中。 吸收剂棒的上端塞具有螺纹端头， 以便与星形架的指状物相连接。 银—铟一镉或不锈钢的砌块在不锈 钢包壳内，上端塞下面由预紧的螺 圈形弹簧压紧定位。 黑的棒束控制组件所含的 24根吸收 剂棒都是银 —铟一镉合金制的黑棒。 灰的棒束控制组件只含有 8 根银 — 铟一镉合金制的棒，其余16根为钢 棒，因此吸收中子的能力较小。
(1)压紧组件结构




压紧组件由轭板、弹簧导内筒、底板、内外两 圈螺旋弹簧及销钉等组成，零部件全部用304 型不锈钢制造。图2-10展示了压紧组件的结构。 底板上留有冷却剂流经的通道，钻有插固定可 燃毒物棒、中子源棒和阻力塞的螺纹孔。 底板与弹簧导向筒相焊，导向筒为内外两圈螺 旋形压紧弹簧提供横向支承。底板承放在燃料 组件上管座的承接板上，而在这两块板之间留 有水流通过的空间。 轭板由弹簧导向筒的槽沟内滑动的两个销钉定 位和导向，轭板与弹簧导向筒配合并且当上部 堆芯板就位时，通过轭板压缩压紧弹簧，使堆 芯相关组件定位。 在压紧组件的底板上与燃料组件导向管相应的 位置上，加工有标准规格的螺纹孔，以便与堆 芯相关部件，即可燃毒物棒、初级中子源棒、 次级中子源棒和阻力塞等顶部的螺纹相配合； 紧固之后再用销钉定位并点焊，并保证运行及 操作过程中不会松动，而且有可能更换。
(3)初级中子源棒组件
初级中子源棒的核心是封装在双层套筒 内的锎 -252 （ 252Cf ），这一套筒由下 部及上部的氧化铝（AL2O3）制间隔棒定 位，装在不锈钢包壳内位于堆芯下部约 四分之一高度处，包壳两端封装。上端 塞顶部加工有螺纹，固定到压紧组件的 底板上去。 锎-252发生自发裂变而为监督初始堆芯 装料和反应堆启动提供所需的中子源。 初级中子源的工作寿期为制造后的 500 至1000天，该寿期与堆芯第一燃料运行 周期相一致。 大亚湾核电站的首次装料装有 2 个初级 中子源棒组件，每个组件所含的24根棒 中，有1根初级中子源棒，1根次级中子 源棒，16根可燃毒物棒和6个阻力塞。
堆芯上栅格板 堆芯围板
堆芯下栅格板
初始堆芯采用三种不同加浓度的 燃料分区布置
加浓度最高的燃料装在堆芯的外围，称为3区，另外两 种较低加浓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。 各区所装燃料的加浓度及组件数如下：

1区：53个燃料组件，加浓度为1.80%， 2区：52个燃料组件，加浓度为2.40%， 3区：52个燃料组件，加浓度为3.10%。
2.1堆芯概述

大亚湾核电站采用世界上已发展成熟且被广泛 应用、具有80年代末先进水平的压水反应堆堆 型，单机组电功率近百万千瓦。
图2-1 大亚湾核电站 反应堆本体结构剖面图

堆芯装有157个几何上 和机械上都完全相同 的燃料组件，燃料组 件被安置在承放堆芯 的下栅格板上，外侧 用包络堆芯的堆芯围 板定位。上栅格板放 置在燃料组件顶部的 压紧弹簧上，用以防 止在事故情况下由于 水力不稳定性而使燃 料组件上升。
(2)可燃毒物组件


可燃毒物棒为装在304型不锈钢包壳管 内的一根硼玻璃管（成分为B203十 SiO2），硼玻璃管在内径全长还用薄 壁304型管状内衬支承，内衬用于防止 玻璃管坍塌和蠕变，而两个内部构件 之间允许有位移。包壳管的两端堵塞 住并施密封焊。内外包壳之间留有足 够的气隙空间，以便容纳释放出的氦 气，并限制其内压小于反应堆运行压 力。图2-11展示了可燃毒物棒结构。 可燃毒物棒束固定到压紧组件的底板 上去就构成可燃毒物棒组件。 大亚湾核电站的首次堆芯装有48个含l2 根可燃毒物棒的组件和18个含l6根可燃 毒物棒的组件，加上2个初级中子源棒 组件中的32根，共有含896根可燃毒物 棒的68个组件。在第一次换料时将全 部卸出，换上阻力塞组件。
4、堆芯相关组件

堆芯相关组件包括可燃毒物棒 组件、初级中子源组件、次级 中子源组件和阻力塞组件四种， 每一种组件都包括：
一个压紧组件形成的支承结构。
四种堆芯相关组件的压紧组件 结构都是相同的，它放置在燃 料组件上管座的承接板上； 24 根棒束。每根棒的上端塞先 用螺纹拧紧到压紧组件上，然 后用销钉定位，最后将销钉焊 接固定。

通常每年停堆换料一次，更换三分之一堆芯，即 52个 燃料组件，新燃烧的加浓度为 3.25％。将燃耗最深的 组件卸走，新燃料放入外区，而其余组件则在堆芯内 区按棋盘方式重新布置，使堆芯功率分布尽可能均匀。
2.2核燃料组件


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。

图2-12 初级中子源棒及中子源套筒的结构
(4)次级中子源棒组件
次级中子源棒利用初始非放射性的锑和 铍混合物制成的芯块，从304型不锈钢包 壳的底部堆砌至棒的中部，上下端塞封 装，里面充氦气压力至 4.5MPa ，以防止 堆芯寿期内由于冷却剂压力而使包壳塌 陷。 次级中子源在堆内经中子辐照之后，锑123经(n、γ )反应放出γ 射线并衰变为 锑-124，而铍经历(γ 、n)反应，产生中 子并释放氦原子核至空隙空间。大亚湾 核电站的首次装料中有2个次级中子源棒 组件，各有4根次级中子源棒和20个阻力 塞，加上2根初级中子源棒组件中的2根 次级中子源棒，共有10根次级中子源棒。 在满功率运行两个月之后，它们提供的 中子源可在停堆12个月之后再启动反应 堆。次级中子源棒在换料时保留在堆芯 中。
图2-5 燃料组件上管座的结构
5、导向筒



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提出提供 了导向的通道。 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。
3、吸收剂棒组件
大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒，即黑棒和灰 棒。除了吸收剂材料不同之外，所有吸收剂棒的结构 是相向的。 黑棒的吸收剂材料为银一铟一镉合金，重量百分比分 别为80％、l5%和5%。这种合金做成挤压成形的芯块， 封装在不锈钢包壳内，两端有钨极惰性气体保护焊接 的端塞，防止吸收剂材料与冷却剂接触。 灰棒的吸收剂材料为不锈钢，其结构形式与黑棒相似。
2.3棒束控制组件


棒束控制组件包括一组24根吸 收剂棒和用作吸收剂棒支承结 构的星形架；星形架与安置在 反应堆容器封头上的控制棒驱 动机构的传动轴相啮合。 图2-6展示出一个棒束控制组 件的概貌。
2、星形架



星形架由中心毂环、翼片和下部呈圆筒形的指状 物等组成，它们之间用钎焊相连接。毂环上端加 上多道凹槽，以便与传动轴相啮合并供吊装用。 与毂环底端成整体的圆筒中设置有弹簧组件，以 便在紧急停堆时，当棒束控制组件与燃料组件上 管座的连接板相撞击时吸收冲击能量。 固定弹簧用的螺柱及弹簧托环与毂环之间用螺纹 连接，然后施焊，以保证运行时无故障。除弹簧 （用因科镍718制）及其支承环（用A1S1 630不 锈钢制）以外，星形架的所有部件均用 304 型不 锈钢制造。 吸收剂棒固定在星形架的指状物上，棒与指状物 之间先用螺纹连接，然后用销钉保持接点紧固， 最后将销钉焊接固定，以保证无故障运行。销钉 位置以下的吸收剂棒端塞直径减小，以增加棒的 柔性，以便将组装时以及运行中与传动轴线之间 的不对中效应减至最小程度。

图2-4 导向管的缓冲段结构及其与下管座的连接
4、上管座

上管座是一个箱式结构，它起着 燃料组件上部构件的作用，并构 成了一个水腔，加热了的冷却剂 由燃料组件上管座流向堆芯上栅 格板的流水孔。上管座还构成燃 料组件的相关部件的护罩。上管 座由承接板、围板、顶板、四个 板弹簧和相配的零件组成。除了 板弹簧和它们的压紧螺栓用因科 镍718制造之外，上下管座的所 有零件用304型不锈钢制造。