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1、PWR系统与设备,上海交通大学机械与动力工程学院核科学与系统工程系,中国电力投资集团核电培训班课程,第二章 压水堆本体结构,典型压水反应堆本体结构,压水堆堆芯部分的横截面,堆芯，活性区：core；（注：快堆内还有blanket，再生区）燃料组件：fuel assembly;反应堆堆内构件：reactor vessel internals;控制棒驱动机构：control rod drive mechanism ;横截面：cross-section;剖面：cutaway section.,1、堆芯结构,堆芯是反应堆的核心部分，核燃料在这里实现链式裂变反应，并将核能转化为热能，此外，堆芯又是强放射源
2、。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。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（core barrel）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，加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流出。,压水反应堆内的燃料组件在堆芯中处在高温、高压、含硼水、强中子辐照、腐蚀、冲刷和水力振动等恶劣条件下长期工作，因此核燃料组件的性能直接关系到反应堆的安全可靠性。大多数较新型的压水反应堆的燃料组件内，按1717排列成正方形栅格。在每一组件的289个可利用的空位中，燃料棒占据264个，其余空位装有控制棒导向管（
3、control rod guide tube）（内装控制棒和可燃毒物棒），最中心的管供中子注量率测量用。组件中的燃料棒沿长度方向设有8层弹簧定位格架（spring spacer grid），将元件棒按一定间距定位并夹紧，但允许元件棒能沿轴向自由膨胀，以防止由于热膨胀引起元件棒的弯曲。,一、燃料组件,控制棒导向管、中子注量率(neutron fluence rate)测量管和弹簧定位格架一起构成一个刚性的组件骨架（framework）。元件棒按空位插于骨架内。骨架的上、下端是上、下管座。燃料组件就是由燃料元件棒及组件骨架等所组成。上、下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些定位销孔与堆内
4、上、下栅板上的定位销钉相配，从而使燃料组件在堆芯中按一定间距定位。上管座设置有压紧弹簧（hold-down spring），其作用是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对燃料组件的冲击。,压水反应堆燃料元件组件,(I) 燃料元件棒 燃料元件棒是反应堆运行时产生核裂变并释放热量的部件。下图示出了压水堆燃料元件，它的长度一般为34m，外径约为9.5mm。按设计要求将一定数量的二氧化铀燃料芯块（陶瓷芯块）装入锆-4合金管（燃料包壳）内。上、下两端都设有三氧化二铝的陶瓷隔热片，以减小芯块的轴向传热
5、。为防止运输过程中棒内芯块发生窜动，顶部设有螺旋形压紧弹簧。锆-4合金管的两端用锆合金端塞堵封并焊接。,(1) 燃料芯块目前压水堆燃料元件中的芯块都采用二氧化铀做成，核燃料富集度约为2；芯块直径约为89mm；高度与直径比一般为11.5。由于UO2热导率小，故在反应堆运行时芯块中心部分比周边部分的温度要高得多，从而使芯块形成下图(a)砂漏状；由于端部效应，芯块端面部分的径向变形比芯块中部的径向变形要严重得多，并由于芯块和包壳的相互作用，于是产生了下图(b)所示的“竹节状”，燃料元件包壳最易在这一部位发生破损。因此，燃料芯块一般都做成下图(c)那样的蝶形端面加倒角，从而减小芯块与包壳的相互作用。,
6、压水堆燃料芯块,(2) 包壳管燃料元件的包壳（cladding）是反应堆内防止强放射性物质外泄的第一道屏障，也是最重要的一道屏障，它的作用是包容裂变产物并把核燃料和冷却剂分隔开。目前压水堆中采用的包壳材料都是Zr-4合金（经冷加工与消除应力），因为Zr-4不仅有较高的高温机械强度和耐高温水腐蚀的性能，而且中子吸收截面小，用它作包壳可使用较低富集度的核燃料，提高卸料燃耗。包壳壁厚一般为0.550.65mm。由于装配以及补偿燃料芯块和包壳之间温差热膨胀的需要，并考虑到反应堆运行后芯块的肿胀，因此在燃料芯块与包壳管之间应留有一定间隙。在间隙处通常充以23MPa压力的氦气以改善元件棒的导热性能和包壳的
7、应力状态。芯块与包壳之间的间隙及元件上端安置压紧弹簧处的空腔还可以容纳裂变过程中从燃料内释放出来的裂变气体。,组件骨架由弹簧定位格架、控制棒导向管和上、下管座等部件组成。它的功用是确保燃料组件的刚度和强度。 承受整个组件的重量； 流体力产生的振动和压力波动（流致振荡）； 承受控制棒下插时的冲击力； 准确为控制棒导向； 保证燃料装卸和运输的安全。,(II) 组件骨架,(1) 弹性定位格架弹簧定位格架是压水堆燃料组件的关键部件之一。定位格架设计得好，可以提高反应堆出力或增加反应堆热工安全裕量。右图示出弹簧定位格架，它是由冲压成型的带有刚性支承、弹性支承及混合翼条带和带导向翼的围板经组装并焊接而成的
8、弹性组件。,燃料组件全长有八个定位格架。其中位于活性区的6个定为格架的条带有突出的混流翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂的混合；燃料组件上、下两端两个弹性定为格架的条带上没有混流翼，而其它方面完全与前一种相同。,(2) 控制棒导向管每个燃料组件部带有一定数量的，由不锈钢或锆-4合金制成的控制棒导向管。它对控制棒在堆芯上下移动起导向作用。在没有控制棒的燃料组件导向管内，相应地布置有固体可燃毒物棒或阻力塞。控制棒与导向管之间留有一定的间隙，使少量冷却剂流通以冷却控制棒。导向管下段的内径比上段略小，以便当反应堆紧急停堆控制棒快速下插时起缓冲作用。,(3) 上管座上管座由上孔板、上框架和压紧弹簧组成。它
9、是燃料组件的上部构件，并形成一个箱形空腔。上孔板和控制棒导向管焊接在一起，来自燃料棒间的水冷却剂从上孔板流出，并在箱型空腔内混合后流向堆芯上栅板。与上管座相连接的压紧弹簧其所具有的压紧力能克服组件的水力提升力，防止组件的水力振动，并补偿燃料组件和堆内构件之间的轴向膨胀差。上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座的角上开有定位销孔，以便和上栅板的销钉对应定位。,(4) 下管座下管座由下孔板和下框架组成。它是燃料组件的底部构件。下管座与控制棒导向管采用螺纹连接并点焊，水冷却剂通过下孔板流入燃料棒间的冷却剂通道。下框架和下孔板焊成一体，并在底部角上开有定位销孔，用它与堆芯下栅板定位。燃料元件棒直立在下孔板上
10、方，作用在组件上的轴向载荷和组件的重量通过下管座传给下栅板。,控制棒组件是核反应堆控制部件。 (a) 在正常运行情况下用它启动、停堆、调节反应堆的功率; (b) 在事故情况下依靠它快速下插，致使反应堆在极短的时间内紧急停堆，从而保证反应堆的安全。目前，压水反应堆通常都采用棒束型控制棒组件，以银-铟-镉(80Ag-15In-5Cd)合金作为吸收体，做成细棒状，并用不锈钢作为包壳，每个控制棒组件带有2024根控制棒，每根控制棒插在燃料组件的导向管内，依靠星形架连接成一束，由一台控制棒驱动机构传动，使控制棒在导向管内上下移动。连接柄的终端有丝扣以便与控制棒传动杆的可拆接头远距离连接或脱扣，连接柄的下
11、端设有弹簧。当控制棒快速下插时起缓冲作用。,二、控制棒组件,棒束型控制棒组件,压水反应堆控制棒组件,Control Elements of Qinshan NPP II,棒束型控制棒组件结构图,早期压水堆普遍采用十字形的控制棒。而现代的压水堆则都已改用棒束型控制棒组件。 与十字型控制棒相比，棒束型控制棒组件由于其中子吸收体在堆芯内分散布置，所以堆芯通量不会有显著畸变，也提高了吸收体单位体积与单位重量吸收中子的效率；同时，棒束型控制棒组件提升后，留下的水隙较小，不再需要带有挤水棒，简化了堆内结构，缩短了压力容器的高度。,棒束型控制棒的优点：1) 棒径细，数量多、吸收材料均匀分布在堆芯中，使堆芯内
12、中子注量率及功率分布更为均匀；2) 由于单根控制棒细而长，增大了挠性，在保证控制棒导向管对中的前提下，可相对放宽装配工艺要求，而不致引起卡棒，而且由于提高了单位重量和单位体积内控制棒材料的吸收率，大大减少了控制棒的总重量；3) 由于棒径小，所以控制棒提升时所留下的水隙对功率分布畸变影响小。不需另设挤水棒，从而简化堆内结构，降低了反应堆压力容器的高度。,根据运行要求，控制棒组件分为调节棒和安全棒两组。调节棒组件主要用来调节负荷，抵消部分剩余反应性，补偿运行时各种因素引起的反应性波动。安全捧组件在正常运行工况下提到堆芯之外，当发生紧急事故时，要求在短时间(约为2s)内迅速插入堆芯而停堆。此外，控制
13、棒组件应能抑制反应堆可能出现的氙振荡。,压水堆中采用硼溶液化学控制可减少控制棒的数量，降低反应堆的功率峰值因子，加深卸料燃耗。但当慢化剂温度升高时，液体毒物硼将随水的体积膨胀而被排出堆芯，如果硼浓度超过一定的数值，将使反应堆出现正的慢化剂温度系数，影响反应堆自稳调节性能。故为使反应堆保持有负温度系数，在运行时通常将硼浓度限制在1200ppm。因此在采用硼溶液化学控制的同时，还必须使用一定数量的固体可燃毒物。,三、可燃毒物组件,水中硼浓度的大小对慢化剂温度系数有显著影响。随着硼浓度的增加，慢化剂负温度系数的绝对值越来越小。因为：当水的温度升高时，水的密度减小，单位体积水中含硼的核数也相应减小，故
14、反应性增加。当水中硼浓度超过某一值时，有可能使慢化剂温度系数出现正值。,慢化剂温度系数与慢化剂的温度有关。在慢化剂的温度较低时，当硼浓度超过500g/g时就出现了正温度系数；但在反应堆工作温度（约553-573K）下，硼浓度大于1300 g/g时才出现正温度系数。,固体可燃毒物采用吸收中子能力较强，又能随着反应堆运行与核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃（Si2O3+B2O3基体），三氧化二钆等。将这些材料制成棒状或管状，然后外面再加包壳。固体可燃毒物棒一般设置在燃料组件的导向管内，每个燃料组件内插入可燃毒物棒的数目和布置形式，由堆物理设计确定。固体可燃毒物的合理布置，将进一步改善堆芯的功率分
15、布。并且适当缩短可燃毒物棒的轴向尺寸，非对称地布置偏于下半堆芯，从而展平轴向功率分布（因为，当控制棒未插入时，堆内轴向中子通量密度呈正弦分布；随着控制棒组件插入，中子通量密度峰值逐渐向底部偏移，且峰值也变大。故寿期初，控制棒插入较深，中子通量密度峰值偏下分布）。,固体可燃毒物组件示意图,可燃毒物组件由可燃毒物棒、连接板和压紧弹簧等组成。而且它与控制棒组件不同，装入堆芯后不作上下移动。可燃毒物组件只在第一炉料时使用，第一次换料（refuel）时用长柄工具抽出，放入废燃料组件水池中贮存，然后处理之。,阻力塞组件主要用来阻止控制棒导向管内冷却剂的漏流，使冷却剂更有效地冷却燃料元件。下图示出阻力塞组件
16、。它由阻力塞棒、连接板和压紧弹簧等组成。为减少结构材料的中子有害吸收，阻力塞棒制成短粗的实心棒状。在无控制棒及无可燃毒物棒的导向管内均插入阻力塞棒。阻力塞棒由实心的不锈钢杆做成，在堆芯内阻力塞组件固定在燃料组件上管座内，坐在管座上孔板上。 阻力塞组件,四、阻力塞组件,反应堆初次启动和再次启动都需要有起“点火”作用的中子源。人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107l08个中子。依靠这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提高堆芯内中子注量率，克服核测仪器的盲区，使反应堆能安全、迅速地启动。中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒的中子源组件只用于堆芯初次装料及首次启动。次级S
17、b-Be中子源原先并不放出中子，Sb在堆内活化以后，放出Gama射线，轰击Be产生中子。每根源棒可装Sb-Be530多克，在满功率运行两个月后，所达强度允许停堆12个月再启动，次级源寿命约为5年满功率-年。中子源组件由钋-铍源棒（Po-Be源，初级，近年来也广泛采用252Cf（锎），如大亚湾）、锑-铍源棒（Sb-Be光中子源，次级）、阻力塞棒及连接柄等组成。源棒的包壳材料也是不锈钢（Stainless Steel）。大亚湾核电厂首次装料有2个初级中子源棒组件，每个组件的24根棒中，有1根初级中子源棒，1根次级源棒，16根可燃毒物棒。6个阻力塞。2个次级中子源棒组件（各4根次级棒，20个阻力塞）为防止受反应堆水力冲击或振动，在堆芯上栅板就位时，需通过压紧杆、组合弹簧等将中子源组件压紧。,
