反应堆结构课件

反应堆结构核岛调试处目录1.压水堆结构概述2.反应堆压力容器3.堆内构件4.堆芯结构5.控制棒组件6.控制棒驱动机构7.堆内测量装置8.反应堆本体运行问题1. 压水堆结构概述反应堆的功能反应堆的功能 堆芯是核反应堆的心脏，是实现持续链式核裂变堆芯是核反应堆的心脏，是实现持续链式核裂变反应的区域反应的区域 l确保堆芯能按核设计要求进行安全的可控的链式确保堆芯能按核设计要求进行安全的可控的链式反应；反应；l确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要求有确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要求有效地导出；效地导出；l实现三道屏障的前两道屏障实现三道屏障的前两道屏障1. 压水堆结构概述l堆芯功率应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；堆芯功率应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；l尽量减少堆芯内不必要的尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料中子吸收材料，以提高中子经，以提高中子经济性；济性；l有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力；l有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；l堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。

堆芯结构紧凑，换料操作简易方便堆芯设计应满足的基本要求堆芯设计应满足的基本要求1. 压水堆结构概述l压力容器（俗称压力壳）压力容器（俗称压力壳） Reactor Pressure Vessel (RPV)l堆芯堆芯 (Core)l堆内构件堆内构件 (Reactor Vessel Internals)l控制棒驱动机构控制棒驱动机构 Control Rod Drive Mechanism（（CRDM)反应堆本体主要包括：反应堆本体主要包括：1. 压水堆结构概述1. 压水堆结构概述l堆芯的重量由下栅格板承受l下栅格板由堆芯支撑柱承重l支撑柱的力传递到堆芯支撑板l堆芯支撑板通过吊篮传递给压力容器上法兰l上部构件的重量通过导向管支撑板传递给压力容器上法兰l压力容器的重力通过管嘴下部传递给基础l吊篮断裂则由二次支撑组件承重力的传递了解各个部件的功能力的传递了解各个部件的功能1. 压水堆结构概述冷端双端断裂后吊篮的变形冷端双端断裂后吊篮的变形1. 压水堆结构概述其它其它l吊篮还用于建立一回路的流向通道l围板、吊篮、热屏用于降低RPV的辐照水平1. 压水堆结构概述常用词汇l压力容器：压力容器：Reactor Pressure Vessel (RPV)l堆芯堆芯 ：：Corel堆内构件堆内构件 : Reactor Vessel Internalsl控制棒驱动机构控制棒驱动机构: Control Rod Drive Mechanism（（CRDM)l顶盖：顶盖：Monobloc Closure Headl排气管：排气管：Vent Pipel吊篮：吊篮：Core Barrell围板：围板：Bafflel支撑板：支撑板：Core Support Forgingl下栅格板：下栅格板：Lower Core Platel流量分配孔板：流量分配孔板：Diffuser Platel热屏：热屏：Thermal Shieldl二次支撑组件：二次支撑组件：Secondary Support assembly2.反应堆压力容器安全一级设备，规范等级为一级，抗震类别为I类,质保要求为核级（H级）。

¡反应堆压力容器的设计、制造、反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相安装和试验应与其安全功能相适应，采用公认法规和标准时，适应，采用公认法规和标准时，应对其进行评价，保证满足反应对其进行评价，保证满足反应堆压力容器的安全功能应堆压力容器的安全功能¡在设计、制造、安装和试验中，在设计、制造、安装和试验中，必须使异常泄漏、裂纹快速扩必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小展及破坏的概率降低到最小¡应能承受各种工况下的静态和应能承受各种工况下的静态和动态载荷，并保持其结构完整动态载荷，并保持其结构完整性2.反应堆压力容器l包容反应堆堆芯燃料组件，固定、支承堆内构件，确保燃料包容反应堆堆芯燃料组件，固定、支承堆内构件，确保燃料组件按规定位置在堆芯内支撑和定位；确保冷却剂按规定流组件按规定位置在堆芯内支撑和定位；确保冷却剂按规定流道畅通无阻，将热量带出反应堆道畅通无阻，将热量带出反应堆l作为一回路的一部分，压力容器是冷却剂与外界的压力边界作为一回路的一部分，压力容器是冷却剂与外界的压力边界它需要承受堆芯核裂变强它需要承受堆芯核裂变强γ放射性、中子的辐照及冷却剂的放射性、中子的辐照及冷却剂的高温、高压载荷，还需要承受控制棒可能发生的撞击和一回高温、高压载荷，还需要承受控制棒可能发生的撞击和一回路管道传递的力。

压力容器的承压密封可以避免放射物质外路管道传递的力压力容器的承压密封可以避免放射物质外逸l与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用l利用压力容器顶部和底部的控制棒驱动机构、测量装置，控利用压力容器顶部和底部的控制棒驱动机构、测量装置，控制反应堆，监测堆芯温度、中子通量密度制反应堆，监测堆芯温度、中子通量密度2.1 2.1 反应堆压力容器的作用反应堆压力容器的作用2.反应堆压力容器 压力容器属于在核电站寿期内不更换的设备，在运行中压力容器被中子活化后具有强放射性，无法对其进行近距离检查和维修，因此电站堆压力容器使用寿命要求不少于40年 2.反应堆压力容器¡材料应具有高度的完整性材料应具有高度的完整性—保证材质纯度保证材质纯度—很好的渗透性、小的很好的渗透性、小的偏析偏析—成分和性能的均匀性成分和性能的均匀性—很好的可焊性很好的可焊性¡材料应具有适当的强度和足够的韧性材料应具有适当的强度和足够的韧性—防止脆性断裂的根本途径是防止脆性断裂的根本途径是韧性韧性（材料抗裂纹扩展的能力（材料抗裂纹扩展的能力））—脆性断裂脆性断裂是最严重的是最严重的失效形式失效形式¡材料应具有低的辐照敏感性材料应具有低的辐照敏感性—辐照提高了强度，降低了塑性，因而加剧脆性破坏的可能性，应控制辐照提高了强度，降低了塑性，因而加剧脆性破坏的可能性，应控制和降低材料的辐照催化倾向和降低材料的辐照催化倾向¡导热性能好导热性能好¡便于加工制造、成本低廉便于加工制造、成本低廉2.2 2.2 压力容器选材原则压力容器选材原则2.反应堆压力容器¡核压力容器的工况虽然苛刻，但使用的材料并不特殊，也是由工程通用材核压力容器的工况虽然苛刻，但使用的材料并不特殊，也是由工程通用材料派生的。

料派生的 ¡普遍选用的是普遍选用的是低合金钢低合金钢————锰锰- -钼钼系列系列 C≤0.25 %、、Mn:1.15～～1.5 %、、Mo:～～0.6 %、、Ni:0.4～～1.0 %其余为其余为Fel良好的导热性；良好的导热性；l很好的可焊性很好的可焊性l脆性转变温度较低；（一般在脆性转变温度较低；（一般在-30℃-30℃至至5℃5℃））l抗辐照脆化能力；抗辐照脆化能力；l便于加工，成本较低便于加工，成本较低¡改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：—严格限制严格限制铜和磷铜和磷这两个主要的这两个主要的有害元素有害元素（（Cu<0.10%,P<0.012%Cu<0.10%,P<0.012%））—添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢的辐照损伤添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢的辐照损伤2.3 压力容器的材料压力容器的材料2.反应堆压力容器l压力容器的顶盖由上封头球冠和顶盖法兰焊接而成l顶盖法兰l端部圆周上开有均匀布置的螺栓孔,58个，并且法兰支承面上有二道放置密封环用的槽l球冠面l3只吊耳l设有61个的控制棒驱动机构的管座l4个温度测量引出管座l1根排气管管座材料：因科镍管座形状：杯形座管座组成：套管和法兰2.反应堆压力容器2.4 顶盖（顶盖（Monobloc Closure Head)2.反应堆压力容器2.5 2.5 堆容器本体堆容器本体§堆容器本体从上而下由： l   容器下法兰（Vessel Flange) l   一个外法兰(External Seal Ledge) l   管嘴直管段（Nozzle Shell) l   进出口管嘴（Nozzle) l   堆芯筒体(Core Shell) l   一节过渡段(Bottom Torus) l   一只半球形下封头（Lower Dome)一二期比较：少了一个筒体管节2.反应堆压力容器2.5.1 2.5.1 下法兰下法兰 Vessel Flange Vessel Flange ¡在法兰上，为装在法兰上，为装5858只锁紧螺栓钻有只锁紧螺栓钻有5858个未穿透的螺纹。

个未穿透的螺纹¡下法兰还包括有：下法兰还包括有：—与与反反应应堆堆容容器器顶顶盖盖匹匹配配的的不不锈锈钢钢支支承承面面，，反反应应堆堆容容器器的的密密封封由由两两个特殊设计的、连在个特殊设计的、连在顶盖法兰上的顶盖法兰上的O O形密封形密封环来保证环来保证—一根泄漏探测管一根泄漏探测管— 一个支承台肩，用来支承堆内构件一个支承台肩，用来支承堆内构件—四个键槽，用来对准反应堆容器顶盖和堆内构件四个键槽，用来对准反应堆容器顶盖和堆内构件2.反应堆压力容器2.5.2 2.5.2 密封结构密封结构-0-0型环型环(O Ring or Gasket)(O Ring or Gasket)§为了确保安全运行，防止放射性冷却剂外泄，在压力容器顶盖和筒体法兰连接处设置有内外两道同心的“O”形环进行密封§“O”形密封环由不锈钢管或镍基合金管制成2.反应堆压力容器2.反应堆压力容器2.5.2 2.5.2 密封结构密封结构-0-0型环型环2.5.2 2.5.2 密封结构密封结构-0-0型环型环 为随时观察密封装置的可靠性，在两道“O”形环之间设有泄漏监督警报装置，以便及时发现泄漏，并进行处理——一根泄漏探测管一根泄漏探测管§这根管子倾斜穿过上法兰后，头部露出在两只O形密封环之间的支承面上.§内密封环的泄漏是由引漏管线上的一台温度传感器进行探测。

§当反应堆在额定功率下稳定运行时，内密封环不允许泄漏；在启动和停堆时，内密封环允许的最大泄漏率为20L／h2.反应堆压力容器2.反应堆压力容器2.5.3 2.5.3 外法兰外法兰 External Seal Ledge压力容器本体外侧法兰下部还有一个法兰此法兰在堆顶换料水池充水前，用一个环形密封板搭在它与池底面上就能起到对堆坑的密封作用，防止堆顶换料水池充水时堆坑进水 2.反应堆压力容器2.5.3 2.5.3 管嘴管嘴 Nozzlel用于将压力容器的重量传递到基础上l进口管嘴与吊篮配合形成冷管段通道l出口管嘴与吊篮开孔配合形成热管段通道2.反应堆压力容器¡过渡段把半球形的下封头过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段联接起来和容器的筒体段联接起来 ¡由热轧钢板锻压成半球形由热轧钢板锻压成半球形封头¡下封头上装有下封头上装有5050根因科镍根因科镍导向套管，为堆内中子通导向套管，为堆内中子通量测量系统提供导向量测量系统提供导向¡利用部分穿透焊工艺将导利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在下封头内向套管焊在下封头内 2.5.4 过渡段及下封头过渡段及下封头Bottom Torus/ Lower Dome导向装置导向装置- -径向支承块径向支承块l壁焊有4个周向分布的径向支承块（槽），与吊篮相对应的径向支承键相配，限制吊篮径向和周向摆动。

l径向支承块上装有可调整的U形块，以便在现场安装时调整配和尺寸 2.反应堆压力容器3. 堆内构件l堆芯下部支撑结构 lower internall堆芯上部支撑结构 upper internall压紧弹簧 hold down springl测量支承结构l在最初组装和换料时，上部堆芯支承结构是作为一个整体安装和卸出的l在所有燃料组件卸出以后，下部堆芯支承结构也可以作为一个整体卸出下部堆芯支承结构一般只有在作反应堆容器监视时才卸出组成：3. 堆内构件堆内构件的主要功能如下：堆内构件的主要功能如下：l为反应堆冷却剂提供流道；l为压力容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射的影响；l固定监督用的辐照样品；l为燃料组件提供支撑和压紧；l为棒束控制组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供机械导向；l平衡机械载荷和水力载荷；l确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度堆内构件的设计要求堆内构件的设计要求保证：l在正常工况下为堆芯提供均匀的冷却剂分配；l在事故工况下，堆芯几何形状的变化被限制在不会使其丧失适当的冷却能力的范围内；l即使在最大的假想事故情况下，堆芯几何形状的变化被限制在不使其临界或次临界的堆芯形状受到严重破坏的范围内。

堆内构件的设计考虑了能经受各种运行工况并考虑各种载荷3. 堆内构件3.1 3.1 堆芯下部支撑结构堆芯下部支撑结构l堆芯吊篮组件堆芯吊篮组件( (含堆芯支承板含堆芯支承板) )l热中子屏蔽热中子屏蔽l堆芯围板组件堆芯围板组件l堆芯下栅格板堆芯下栅格板l流量分配孔板流量分配孔板l堆芯二次支承和测量通道堆芯二次支承和测量通道 (1)(1)堆芯吊篮组件堆芯吊篮组件BarrelBarrell上上部部加加固固环环, ,其其作作用用是是将将堆堆芯芯下下部部支支撑撑结结构构的的重重量量及及其其承承受受的的载载荷荷传传递递给给压压力力容容器器筒筒体体的的上上法兰法兰l焊接到加固环上去的环段焊接到加固环上去的环段l焊焊接接到到堆堆芯芯吊吊篮篮下下环环段段上上去去的的堆芯支承板堆芯支承板Ø一块多孔板，锻件一块多孔板，锻件Ø承担堆芯组件的全部重量承担堆芯组件的全部重量Ø开开有有圆圆孔孔，，以以便便冷冷却却剂剂流流入入堆芯堆芯Ø也开有安装支承柱的孔也开有安装支承柱的孔加固环加固环环段环段¡吊篮上法兰端面上有螺孔，供堆内构件吊具与吊篮组件连接用，当压力容器进行在役检查或新堆内构件装入压力容器时，用吊具将其由压力容器吊至存放架存放或吊入压力容器内。

(2)(2)热屏蔽热屏蔽(Segmented Neutron Shield)(Segmented Neutron Shield)¡热屏蔽的布置：由四块不锈钢板组合成不连续的圆筒形，在反应堆中心轴的四个象限位置上，直接用螺钉连接在堆芯吊篮外壁上¡作用：虽然堆芯吊篮的厚度已能为压力容器提供对堆芯快中子的辐照防护，而借助热屏蔽可在辐照最大区域(距压力容器壁最近的堆芯四角)加强这种防护辐照样品监督管焊在热屏蔽的外侧 反应堆容器材料放在辐照样品监督管内，靠特殊工具取回，而不必拆卸下部堆芯支承结构如果适当加大压力容器的内径，使堆芯与压力容器之间水层加厚，并选用耐辐照性能较好的压力容器材料，则可考虑不设热屏蔽(2)(2)热屏蔽热屏蔽(3)(3)流量分配孔板流量分配孔板 Diffuser Plate¡安装在堆芯下栅格板与吊兰底板之间，是一块比较薄的板，上面开了许多孔¡作用：用于分配进入堆芯的冷却剂流量，使冷却剂能够根据物理及热工方面提出的要求合理的流进各燃料组件内(4)(4)堆芯下栅格板堆芯下栅格板¡直接支承整个堆芯的重量并且给燃料组件的下管座定位，确保燃料组件之间的间隙，因此对表面平面度要求十分严格；¡在板面上按座装燃料组件的要求：装上157对定位销，以使燃料组件在堆芯中的横向位置被固定下来；¡比较薄，且开有157×4个流通冷却剂的圆孔；¡100t的燃料组件座装在它的上面，产生很大的铙度，因此必须用一定数量的支撑柱。

¡作用在堆芯下栅格板上的力通过下述两种途径传递给堆芯吊篮作用在堆芯下栅格板上的力通过下述两种途径传递给堆芯吊篮: :—通过周边支承在一个与堆芯吊篮环段相焊接的圆环上；通过周边支承在一个与堆芯吊篮环段相焊接的圆环上；—通过支承柱将力分配到堆芯吊篮的支承板上通过支承柱将力分配到堆芯吊篮的支承板上 (5)(5)堆芯围板组件堆芯围板组件¡堆芯围板组件确立了堆芯燃料区的边界¡围板组件是由几十块围板（垂直板）组成的曲折形限流板，和轴向的8层辐板（水平加强板）用螺钉联接而成l整个围板组件按对中要求，用螺钉、圆柱销将其固定在吊篮筒体内壁上它处于堆芯上、下板之间，将堆芯围住，并保证边缘的燃料组件与围板有1mm水隙l在辐板上开设有若干个流水孔，有一股旁通流量进入吊篮筒体与围板之间，该水层起着反射层作用，同时冷却吊篮筒体内壁和围板 连接连接¡围板与辐板靠螺钉相连¡辐板与吊篮筒体的连接也是通过螺钉堆芯二次支承和测量通道堆芯二次支承和测量通道¡堆芯二次支承由一块厚的底板、二块支承板和多个能量吸收装置等组成—厚底板的外形与堆容器下封头底部形状相似，通过多个能量吸收装置悬挂在堆芯下栅格板的底面上¡测量通道管由二次支承组件的固定板定位。

带有移动式堆内通量测量小型裂变室的柔性轴可通过测量套管插入压力容器，进而穿入燃料组件中心的测量用导向管 二次支承组件是一种安全装置，用来限制发生堆芯吊篮断裂事故造成的后果二次支承组件是由一个外形与压力容器底部形状相似的防断底板和悬挂在堆芯支承板下面的4根圆柱形支柱，以及防断中板、吸能缓冲器等组成二次支承组件的防断底板与压力容器底面在热态时有十几毫米的间距在吊篮发生断裂时，堆芯突然垂直下落，此时设于支柱与防断底板间的四只吸能缓冲器依靠单薄的横截面产生变形而耗去冲击能量，从而防止压力容器受冲击而损坏由于吊篮实际仅下落十几毫米，因此控制棒也实际相对从堆芯燃料组件中抽出十几毫米这部分控制棒当量所引起的正反应性还不足以造成反应堆严重的超临界事故吊篮断裂堆芯下落时，二次支承组件还能够限制堆芯径向位移，从而确保控制棒组件能顺利下插停堆二次支承组件靠螺栓连接焊接固定，以防松动堆芯核测量用的50个测量探头套管通过压力容器底部测量通道插入压力容器，然后再导入燃料组件中央导向管这些测量套管进入压力容器后首先通过二次支承组件进行定位，支承并导向 2 2、堆芯上部支撑结构（压紧组件）、堆芯上部支撑结构（压紧组件）¡作用：—为燃料组件提供上部的定位—为棒束控制组件提供导向—堆芯冷却剂出口温度测量装置的支承¡堆芯上部支撑结构主要包括如下几个部件：—堆芯上栅格板；—堆芯上部支承柱；—导向管支撑板；—棒束控制导向管等 堆芯上部支承柱堆芯上部支承柱( (带搅混器）带搅混器）导向管支撑板导向管支撑板2 2、堆芯上部支撑结构（压紧组件）、堆芯上部支撑结构（压紧组件）棒束控制导向管棒束控制导向管堆芯上栅格板堆芯上栅格板压紧弹簧压紧弹簧堆芯围板堆芯围板热屏热屏堆芯吊篮堆芯吊篮无搅混器的支承柱无搅混器的支承柱入口接管入口接管0.250.25％的顶盖清洗流量％的顶盖清洗流量顶盖清洗流量的返回孔顶盖清洗流量的返回孔O O型密封环型密封环单个搅混器单个搅混器1.251.25％的直接流量泄漏％的直接流量泄漏堆内结构的中心定位堆内结构的中心定位出口接管出口接管下部堆内构件下部堆内构件整体件支承凸台整体件支承凸台(1)(1)堆芯上栅格板堆芯上栅格板¡它直接压在燃料组件上，其作用如下：—将燃料组件对中并压紧定位；—与堆芯下部支撑结构的流量分配孔板、堆芯下栅格板相配合，分配反应堆冷却剂；—固定堆芯上部支承筒；—固定导向管；—固定冷却剂搅混装置。

堆芯上堆芯上栅格板栅格板堆芯上栅格板是一块圆板，板上有方孔和圆孔板上设有导向筒组件的定位销孔上栅板的流水孔和下栅板一样，它们都与每个燃料组件的位置一一对应此外，上栅板设置有向下的定位销以压配每个燃料组件上管座的定位孔，使燃料组件上端压紧定位 (2)(2)堆芯上部支承筒堆芯上部支承筒（支承柱）（支承柱）其作用是连接导向管支撑板与堆芯上栅格板和保证两者间的空间距离，并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道堆芯上部支承筒还用作热电偶导管的支承，并使流到热电偶监测处的冷却剂受到适当的搅混 堆芯上部支承筒堆芯上部支承筒导向管支撑板导向管支撑板¡热电偶支承柱(3)(3)导向管支承板导向管支承板¡它是一个焊接构件，由一块厚板、一个法兰和一个环形段组成¡在厚板上固定着棒束控制导向管、热电偶导管和热电偶管座环形段固定在厚板上，而厚板与法兰相连接该法兰与堆芯吊篮上法兰间放置着压紧弹簧，并且一起被固定在反应堆压力容器和压力容器顶盖之间¡所有堆芯测温热电偶导管集装到4个热电偶管座上，四个管座固定在导向管支撑板上，并通过压力容器顶盖上的管座及管座顶端的密封机构穿出压力容器 导向管支承板导向管支承板导向管支撑板导向管支撑板导向管支承板俯视图导向管支承板俯视图(4)(4)棒束控制导向管棒束控制导向管¡控制棒束通过此导向管插入堆芯。

¡导向管由上下两部分组成，并用螺钉将它们一起固定在导向管支承板上¡导向管的下端有两个销钉，将其插入堆芯上栅格板上的销孔中来定位¡导向管的主要部分是方形管盒，包含有间断的导向板和流水孔槽，下部是开口的异形钢管带有连结的导向组件 3 3、反应堆堆内测量支承结构、反应堆堆内测量支承结构¡堆芯冷却剂出口温度测量装置的支承，温度测量装置布置在反应堆的上部¡堆芯中子通量测量装置的支承，中子通量测量装置布置在反应堆的下部 4. 堆芯结构4.1 堆芯布置4.2 燃料组件4.3 燃料元件棒4.4 其它堆芯组件4.5 大亚湾核电站改进型燃料4.1 堆芯布置l反应堆的核心部件，高温热源、强辐射源l157个几何形状和机械结构完全相同的燃料组件，构成一个高3.65m，等效直径3.04m的准圆柱状核反应区l在典型的燃料管理方案中，初始堆芯分成三个燃料浓集度不同的区，在堆芯外区放置浓集度较高的燃料组件，浓集度较低的燃料组件以棋盘的形式排列在堆芯的内区1区53个组件，浓集度1.8%；2区52个组件，浓集度2.4%；3区52个组件，浓集度为3.1%l通常每年进行一次换料，每次换料更换1/3 燃料组件，达到平衡换料时新燃料的浓集度为3.25%。

4.1 堆芯布置4.1 堆芯布置l157个个燃料组件（每个燃燃料组件（每个燃料组件料组件17*17的正方形的正方形））l三种不同富集度的燃料三种不同富集度的燃料分区布置分区布置Ø1区：区：53个，个，1.8%，内区，内区Ø2区：区：52个，个，2.4%，内区，内区Ø3区：区：52个，个，3.1%，外区，外区4.2 燃料组件l17X17型燃料组件，289个栅元，24根导向管，1根中子通量测量管，264根燃料棒l共157个燃料组件l无盒，带指形控制组件l组件内燃料元件棒按正方形排列l组件总重约650kg燃料组件的组成l燃料元件棒l控制棒导向管l中子通量测量管l控制棒组件l上管座l上格架l中间格架l下格架l下管座燃料芯块燃料芯块燃料棒燃料棒燃料组件燃料组件4.3 燃料元件棒燃料元件棒组成：l燃料芯块l燃料包壳l压紧弹簧l上端塞l下端塞上端塞包壳芯块下端塞l 燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件271块燃料芯块它的长为3852mm，外径9.5mm,棒间间距为12.6mml二氧化铀芯块叠置在锆-4合金包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在里面，从而构成燃料棒l 限制燃料和包壳的使用温度（2000-2450℃至350℃） MDNBR>=1.22l 充氦气 (2MPa) ：Ø 改善燃料芯块-包壳之间的传热Ø 减少冷却剂压力对包壳形成的压应力, 可以减少包壳的蠕变，从而限制燃料-包壳的相互作用 压紧弹簧4.3 燃料元件棒－燃料芯块燃料芯块 l制作：由低富集度的二氧化铀粉末经冷压，烧结成所需要密度的陶瓷型芯块，经滚磨成一定尺寸（直径8.19mm，高度13.5mm）的正圆柱体。

l外形：正圆柱体，芯块端面成蝶形+倒角lUO2芯块属于稳定的化合物，与水在高温下不发生反应，熔化温度高达2800 ℃，燃耗可达33000 MWd/tU以上lUO2芯块的缺点是密度低（～10.4 g/cm3）；导热性差；释放裂变气体使包壳内压在燃料寿期末高达150大气压；高温、辐照下会膨胀、致密、龟裂二氧化铀导热率小，致使铀芯温度远比芯块周边温度高（径向温度梯度﹥1000 ℃/cm）Nuclear FuelNuclear Fuel4.3 燃料元件棒－燃料芯块环脊环脊l描述：燃料包壳上竹节状隆起l起因：l由于燃料的热膨胀分均匀和非均匀两部分由温度梯度存在时，有限圆柱体内部的温度比外部的温度高得多，因而内部伸长比外部大，结果使圆柱形芯块成为“扯铃”状l燃料元件受到辐照后，变成扯铃状，造成元件棒沿轴向每隔一定距离就发生“环脊”现象圆柱状扯铃状竹节状燃料芯块两个端面为什么要加工成碟形？端头为什么燃料芯块两个端面为什么要加工成碟形？端头为什么要加工成倒角？要加工成倒角？l在功率运行时，二氧化铀芯块内存在10000C/cm以上的温度梯度，在该温度梯度作用下（圆柱体内部的温度比外部的温度高得多)，圆柱形的燃料芯块变成“扯铃”形状；而且辐照也是形成环脊变形的重要原因。

为了减小芯块在温度和辐照作用下的膨胀和肿胀，减少芯块与包壳的相互作用，导致重叠放置的芯块总长度增加，两端面做成蝶形l为了避免端头边缘与包壳之间产生局部应力，在边缘处加工成倒角4.3 燃料元件棒－燃料芯块4.3 燃料元件棒－燃料芯块芯块密度芯块密度- -影响到热系数影响到热系数l密度高是好的：可以使芯块的温度下降；l但是低密度芯块亦有利：高燃耗下，为了减小肿胀需要有气孔l实践中一般认为目前芯块密度是理论密度（10.98g/cm3）的92%-95%；l现代压水堆都取95%UO2理论密度为芯块的密度l大亚湾核电厂的芯块密度为10.4g/cm34.3 燃料元件棒－燃料芯块采用粉末压制的制块工艺并加入一些制孔剂采用粉末压制的制块工艺并加入一些制孔剂l为获得合适的芯块显微结构，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减至最少Ø致密化效应：燃料芯块在低燃耗时芯块的体积可能因辐照而收缩称为密实现象，可能导致包壳的塌陷l试验表明，采用大晶粒、并尽量减少小于2μm以下的气孔的芯块l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。

4.3 燃料元件棒－燃料包壳l三道屏障的第一道屏障l材料：锆-4合金l包壳外径9.5mml壁厚(0.57mm)的考虑：u结构强度：Ø抵抗冷却剂的外压，不发生倒塌而保持其形状；Ø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，不应该超过经验所确定的极限值u腐蚀：Ø氢脆效应，到燃料寿期末包壳的吸氢量不得超过容许值Ø包壳的腐蚀量不得大到破坏包壳材料完整性程度<10%）lM5合金：锆－合金：锆－1％铌－氧合金％铌－氧合金lZr－－4相比，腐蚀量相比，腐蚀量1/4,吸氢量吸氢量1/6,辐照生长辐照生长1/2，热蠕变，热蠕变1/3—不吸收中子不吸收中子—良好的机械性能（抗蠕变性能和延展性）良好的机械性能（抗蠕变性能和延展性）—正常运行时不与水发生反应正常运行时不与水发生反应—熔点高（熔点高（1800 ℃℃）） －－1250—T>820℃℃,锆水反应，释放热量和氢气失水事故要注意锆水反应，释放热量和氢气失水事故要注意燃料元件包壳燃料元件包壳4.3 燃料元件棒－燃料包壳锆的氢脆效应锆的氢脆效应¡Zr+H——>ZrH， ZrH使材料性能变脆，即氢脆效应¡措施—控制芯块的含水量¡UO2容易从周围吸收水份，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。

¡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10ppm4.3 燃料元件棒－燃料包壳集气空腔和充填气体集气空腔和充填气体¡芯块与包壳间留有轴向空腔和径向间隙(0.085mm)—补偿轴向热膨胀和肿胀—容纳裂变气体¡为了防止燃料棒在运输、吊装和运行过程中芯块在包壳内窜动，在轴向空腔处装入压紧弹簧¡预充压技术2MPa的氦气—防止包壳管的蠕变塌陷—改善燃料元件的传热性能—降低运行过程中包壳管的内外压差，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4.3 燃料元件棒－其它部件l隔热片 隔热片又叫芯块支承板，用来减小燃料芯块的轴向传热，减小端塞热应力和压紧弹簧的温度材料为三氧化二铝陶瓷片，置于燃料芯块组合体的两端l压紧弹簧 压紧弹簧用来防止芯块在运输、吊装过程中轴向窜动一般用镍基不锈钢作材料，置于包壳管内上端塞与上部隔热片之间空腔内l端塞 燃料棒的上下部用端塞与包壳管焊接密封，以防止氦气及裂变气体逸出，冷却剂进入，同时使压紧弹簧产生预压力，压住隔热片和燃料芯块另外，在组件组装时端塞有上下抽插的用途。

上端塞有一个进气孔，以便在燃料棒制成后进行充气，随后将其焊接密封4.4 其它堆芯组件核燃料组件的核燃料组件的““骨架骨架””结构结构功能:l确保燃料组件的刚度和强度，l承受整个组件的重量，l流体力产生的振动和压力波动，l承受控制棒快速落棒时的冲击力，并作为控制棒导向，l保证组件在堆内可靠地工作和燃料装卸及运输的安全 包括—定位格架—控制棒导向管—中子通量测量管—下管座—上管座4.4 其它堆芯组件-上管座¡上管座外形：一个箱式结构¡作用：—燃料组件上部构件—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¡组成：—承接板（304型不锈钢）—围板（304型不锈钢）—顶板（304型不锈钢）—四个板弹簧（因科镍718）—相配的零件（304型不锈钢） 上管座上管座 板弹簧板弹簧围板围板顶板顶板承接板承接板围板围板4.4 其它堆芯组件-上管座承接板¡呈正方形，¡上面加工了许多长孔—让冷却剂流经此板¡加工成的圆形孔—用于与导向管相连¡承接板起燃料组件上格板的作用，即使燃料棒保持一定的栅距又能防止燃料棒从组件中向上弹出围板、顶板围板、顶板¡围板是正方形薄壁管式壳体，它组成了管座的水腔。

¡顶板是正方形中心带孔的方板，以便控制棒束通过管座插入燃料组件的导向管，并使冷却剂从燃料组件导入上部堆内构件区域—顶板的对角线上有两个带有直通孔的凸台，它们使使燃燃料料组组件件顶顶部部定定位位和和对对中—与下管座相似，上管座顶板上的定定位位孔孔与与堆堆芯芯上上栅栅格格板板的定位销相配合的定位销相配合 板弹簧板弹簧¡板弹簧通过锁紧螺钉固定在顶板上¡弹簧的形状为向上弯曲凸出燃料组件，而自由端弯曲朝下插入顶板的键槽内¡当堆内构件入堆时，堆芯上栅格板将板弹簧压下引起弹簧挠曲而产生的压紧力将足以抵消冷却剂的水流冲力¡板弹簧的设计及其与上管座顶板键槽的配合使得在弹簧断裂这种概率极小的事故情况下，既可防止零件松脱掉入堆内，又能防止弹簧的任何一端卡入控制棒的通道，这就避免了棒束控制组件正常运动中可能发生阻碍的危险 4.4 其它堆芯组件-上管座4.4 其它堆芯组件-下管座下管座下管座¡下管座外形：—一个正方形箱式结构¡作用：—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¡组成：—一块方形孔板：起冷却剂流量分配的作用，又使燃料棒不能通过孔板 —四个支撑脚：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。

¡材料：—都用304型不锈钢制造4.4 其它堆芯组件-下管座导向管与下管座的连接l导向管与下管座的连接借助其螺纹塞头来实现，Ø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 4.4 其它堆芯组件-定位格架定位格架定位格架l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l格架的夹紧力设计：l既使可能发生的振动磨蚀到最小l又允许有不同的热膨胀滑移l也不致引起包壳的超应力l格架材料l由锆-4合金条带制成l格架形状l呈l7×17正方栅格排列4.4 其它堆芯组件-定位格架定位格架的具体结构定位格架的具体结构l条带的交叉处用电子束焊双边点焊连接l外条带比内条带厚，内条带的端部焊在外条带上l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l定位格架点焊在导向管上与其相连4.4 其它堆芯组件-定位格架燃料棒在定位格架的固定燃料棒在定位格架的固定¡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制的弹簧夹子产生的，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4.4 其它堆芯组件-定位格架搅混翼搅混翼l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的好，可以提高反应堆出力或增加反应堆热工安全裕量l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l但是在下述部位的情况不同：v外条带上只有刚性凸起v在导向管栅元里不需要设置弹簧v定位格架通过条带上的调节片直接点焊在导向管上与之相连4.4 其它堆芯组件-控制棒导向管控制棒导向管控制棒导向管l在标准的17×17燃料组件中，导向管占据24个栅元l作用：为控制棒插入和提出提供了导向的通道l材料：由一整根锆-4合金管子制成l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l流水孔：冷却控制棒4.4 其它堆芯组件-控制棒导向管控制棒导向管的控制棒导向管的缓冲段缓冲段¡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，—正常运行时有一定的冷却水流入管内进行冷却，—紧急停堆时水能部分地从管内流出¡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4.4 其它堆芯组件-中子通量管中子通量测量管中子通量测量管l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l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4.5 大亚湾核电站改进型燃料AFA 3G AFA 3G 和和AFA 2G AFA 2G 相比，主要改进的技术特点有：相比，主要改进的技术特点有：l上、下管座高度分别缩短上、下管座高度分别缩短3.55mm和和8mm ，，增加了上、增加了上、下管座间的内部距离，为燃料棒气腔增长提供了空间；下管座间的内部距离，为燃料棒气腔增长提供了空间；l优化结构格架设计并增加了三个中间搅混格架优化结构格架设计并增加了三个中间搅混格架(MSMG)，，较大地增加了热工裕量；较大地增加了热工裕量；l增加了导向管厚度增加了导向管厚度(含中子通量管含中子通量管)，使燃料组件刚度增，使燃料组件刚度增加了加了25%～～30%，克服了组件弯曲而引起的控制棒不完，克服了组件弯曲而引起的控制棒不完全插入的问题；全插入的问题；l燃料棒和其气腔的长度分别增加了燃料棒和其气腔的长度分别增加了15.6mm 和和16.3mm ；；制造状态下气腔的内压降低了制造状态下气腔的内压降低了1.1MPa ，，包壳材料改包壳材料改用用M5（（Zr-1%,Nb铌铌-0.12%O）），，其氧化、氢化、燃料其氧化、氢化、燃料棒辐照生长和蠕变分别是棒辐照生长和蠕变分别是Zr-4 包壳的包壳的1/3 、、1/6 、、1/2 和和1/3 。

明显地提高了燃料棒的可靠性；明显地提高了燃料棒的可靠性；l采用采用Gd2O3 作可燃毒物作可燃毒物4.5 大亚湾核电站改进型燃料5 控制棒组件与其它组件5.1 概述5.2 控制棒组件5.3 可燃毒物组件5.4 中子源组件5.5 阻力塞5.1 概 述 总体而言，每个控制棒组件、可燃毒物组件以及中子源组件在燃料组件中的位置是类似的，都是都占据燃料组件中除去燃料元件的264个位置和一个中子测量通道以外的的24个位置l控制棒组件：G棒、R棒与N棒数目始终不变，但S棒数目会随换料周期有变化l中子源组件：初级中子源只在第一循环使用，第二循环之后取出；次级中子源一直保留l可燃毒物组件：只在第一循环使用，之后取出l阻力塞：除去有控制棒与这些组件以外的位置全部用阻力塞塞住5.1 概 述每一种组件都包括：l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l24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堆芯相关组件结构堆芯相关组件结构压紧组件压紧组件l材料：零部件全部用304型不锈钢制造l底板：底板上钻有固定可燃毒物棒、中子源棒和阻力塞的螺纹孔，有留有冷却剂流经的通道。

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l弹簧导向筒：与底板相焊，为内外两圈螺旋形压紧弹簧提供横向支承l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 5.1 概 述5.1 概 述星形架的结构星形架的结构 l中中心心毂毂环环：毂环上端加上多道凹槽，以便与传动轴相啮合并供吊装用，毂环底端为一体的圆筒l弹弹簧簧(用因科镍718制) ：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l固定弹簧用的螺螺柱柱及及弹弹簧簧托托环环（用A1S1630不锈钢制）与毂环之间用螺纹连接，然后施焊，以保证运行时无故障l翼片l下部呈圆筒形的指状物Ø星星形形架架的的所所有有部部件件（（除除弹弹簧簧及及托托环外）均用环外）均用304型不锈钢制造型不锈钢制造5.1 概 述吸收剂棒与星形架的连接吸收剂棒与星形架的连接Ø吸收剂棒固定在星形架的指状物上：v棒与指状物之间先用螺纹连接，v然后用销钉保持接点紧固，v最后将销钉焊接固定，以保证无故障运行。

5.1 概 述第一燃料周期后续（第2—6）燃料周期第7周期后类型数目组别组件数类型数目组别组件数类型数目组别组件数控制36G14控制36G14控制36G14G28G28G28N18N18N18N28N28N28R8R8R8停堆13SA1停堆17SA5停堆25SA5SB8SB8SB8SC4SC4SC4SD0SD0SD8控制组件总数49控制组件总数53控制组件总数61可燃毒物组件总数66可燃毒物组件总数0可燃毒物组件总数0初级中子源总数2初级中子源总数0初级中子源总数0次级中子源总数2次级中子源总数2次级中子源总数2阻力塞总数38阻力塞总数102阻力塞总数945.2 控制棒组件功能功能l控制棒组件用来控制反应堆：—控制核裂变的反应性—启动和停止反应堆（S棒）—调整反应堆功率（R棒/G棒/N棒）l在事故工况下依靠它快速下插使反应堆在极短的时间内紧急停堆，以保证反应堆安全控制棒组件的安全等级为三级5.2 控制棒组件控制棒设计的基本原则控制棒设计的基本原则l安全可靠、机动灵活及不对堆内功率分布产生过大的扰动l为实现安全可靠原则，控制棒应有足够大的总价值，能可靠地达到紧急停堆的要求，特别是在“卡棒”条件下，即有一束最大价值的控制棒“卡”在堆顶不下落的条件下，也能实现安全停堆。

l为实现机动灵活的原则，微分价值不能太小，以快速控制功率的意外波动微分价值也不能太大，否则会给弹棒事故带来严重后果l控制棒采用数量多、尺寸小的设计原则，以减少控制棒移动对堆芯功率分布的影响满足卡棒原则及功率分布） 设计能保证：在棒束控制组件或其驱动机构的任何零部件发生故障时，都能防止组件由堆芯弹出棒束控制组件的设计寿命为l5年，寿命只受燃耗的限制而不受机械性能劣化的限制5.2 控制棒组件两种控制棒类型两种控制棒类型大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒：大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒：l黑棒：黑棒： 黑棒的吸收剂材料为银一铟一镉合金，重量百分比分别为黑棒的吸收剂材料为银一铟一镉合金，重量百分比分别为8080％、％、l5%l5%和和5%5%这种合金做成挤压成形的芯块，封装在不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吸收剂材料与冷却剂接触¡黑棒束控制黑棒束控制组件所含的件所含的2424根吸收根吸收剂棒都是黑棒棒都是黑棒 l灰棒：灰棒：¡灰棒的吸收剂材料为不锈钢，灰棒的吸收剂材料为不锈钢，吸收中子的能力吸收中子的能力较小小。

¡灰的棒束控制灰的棒束控制组件只含有件只含有8 8根根黑黑棒，其余棒，其余1616根根为钢棒 ¡灰棒控制模式（灰棒控制模式（G1G1，，G2G2））5.2 控制棒组件大亚湾核电站控制棒分组的原则及各控制棒组的作用大亚湾核电站控制棒分组的原则及各控制棒组的作用l根据各棒组的功能进行分组：v停堆棒组（或称安全棒组）：（SA=5,SB=8,SC=4,SD=8） 反应性价值较大，专门用于事故停堆，一般要求其总价值大于堆内的剩余反应性 v功率补偿组：（G1=4,G2=8,N1=8,N2=8） 反应性价值适中，用于功率粗略调节及补偿部分剩余分应性 v温度调节组：（R=8） 用于反应性功率细调，以补偿冷却剂平均温度效应、硼浓度及空泡效应等小反应性变化的影响l但在事故停堆时，功率补偿棒组和温度调节棒组也一并下落，每组棒都具有安全棒组的功能l各棒组应考虑均匀分布及中心对称分布以避免提升一组控制棒时造成较大的象限功率倾斜l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5.2 控制棒组件棒束控制组件的组成棒束控制组件的组成l包括l一组24根吸收剂棒l用作吸收剂棒支承结构的星形架；Ø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。

l每一棒束控制组件有其本身的驱动系统，可单独动作或若干控制组件编组动作l在紧急停堆时，每一棒束控制组件靠重力快速插入准芯，以防止发生对电站有害的运行工况5.2 控制棒组件5.2 控制棒组件下端塞下端塞上端塞上端塞不锈钢包不锈钢包壳壳弹簧弹簧控制棒的结构控制棒的结构l黑棒与灰棒结构相似黑棒与灰棒结构相似l下端塞呈子弹头形状，以便在下端塞呈子弹头形状，以便在棒束控制组件移动时，吸收剂棒束控制组件移动时，吸收剂棒平稳地导向进入燃料组件中棒平稳地导向进入燃料组件中的导向管的导向管l吸收剂棒的上端塞具有螺纹端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头，以便与星形架的指状物相连接l银银—铟铟—镉或不锈钢的砌块在镉或不锈钢的砌块在不锈钢包壳内，上端塞下面由不锈钢包壳内，上端塞下面由预紧的螺圈形弹簧压紧定位预紧的螺圈形弹簧压紧定位5.2 控制棒组件束棒型控制棒的优点束棒型控制棒的优点l棒径细，数量多、吸收材料均匀分布在堆芯中，使堆芯内中子注量率及功率分布更为均匀l由于单根控制棒细而长，增大了柔性，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；l由于提高控制棒材料的吸收率，大大减少了控制棒的总重量。

l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l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 5.3 可燃毒物组件 为了减少控制棒数量，加深燃料燃耗深度，降低堆芯功率不均匀系数，在电站压水堆中同时采用调节控制棒组件和改变慢化剂（冷却剂）水中硼浓度两种控制方式但是，慢化剂水在不含吸收体硼状态下，随着水温升高体积膨胀密度下降，会使反应性减少，呈负温度效应而慢化剂中加入硼酸后，同时还会随水温升高水中硼随慢化剂体积膨胀部分被排出堆芯，出现正反应性效应因此当水中硼超过某一浓度值，两者的综合效应使反应堆呈正反应性温度效应时，将会影响堆的自稳调节性能为此，通常将慢化剂水中硼限制在某一浓度范围内，以确保堆的负温度效应¡ 然而新堆首次装料后的后备反应性却很高，控制棒组件和慢化剂中硼吸收体还不足以抑制住堆的这部分正反应性，因此必须要采取其他妥善的安全措施压水堆的可燃毒物棒组件，即是用来限制新燃料在第一运行循环内引起的过剩反应性随着反应堆的运行，燃料的不断消耗，剩余反应性的减少，此时可燃毒物也相应较快地消耗掉待反应堆进行第一次换料时，即可将这些可燃毒物取走。

¡ 可燃毒物在堆内布置较灵活，可以利用它进一步改善堆功率分布，降低堆功率不均匀系数，如利用堆芯不同部位燃料组件导向管内放置不同数目的可燃毒物棒来展平径向功率分布；将可燃毒物棒有效高度做得较短，使中子吸收集中于活性区的中下段，以展平轴向功率分布可燃毒物棒在同一燃料组件导向管中，则采取对称布置，以免出现局部中子峰可燃毒物棒可燃毒物棒l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l包壳管的两端（上、下端塞）堵塞住并施密封焊l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 硼玻璃管不锈钢不锈钢内衬管内衬管不锈钢不锈钢包壳管包壳管5.3 可燃毒物组件5.3 可燃毒物组件l功能：功能：—是是降降低低溶溶解解在在一一回回路路冷冷却却剂剂水水中中的的硼硼浓浓度度，，保保持持慢慢化化剂剂的的负负温温度度系数l硼硼玻玻璃璃管管式式可可燃燃毒毒物物棒棒组组件件只只用用于于第第一一燃燃料料循循环环的的全全新新堆堆芯芯，，所所需需可燃毒物棒的数目取决于堆芯的初始总反应性。

可燃毒物棒的数目取决于堆芯的初始总反应性—大亚湾核电站的首次堆芯装有：大亚湾核电站的首次堆芯装有：¡4848个含个含l2l2根可燃毒物棒的组件根可燃毒物棒的组件¡1818个含个含l6l6根可燃毒物棒的组件根可燃毒物棒的组件¡加上加上2 2个初级中子源棒组件中的个初级中子源棒组件中的3232根根共共6868个组件个组件共含共含896896根可根可燃毒物棒燃毒物棒在第一次换料时将全部卸出，换上在第一次换料时将全部卸出，换上6464个阻力塞组件和个阻力塞组件和4 4个控制棒组件个控制棒组件可燃毒物组件的作用及布置可燃毒物组件的作用及布置5.4 中子源组件¡中子源组件的作用：中子源组件的作用：—1.提高堆内中子通量水平，增加仪表测量精度，为堆的安全启动提供可靠的依据¡为了安全启动反应堆，必须掌握反应堆的次临界度和堆内中子通量的变化情况，以避免因过快地抽提控制棒或其它方式引入正反应性而造成未预料到的超临界，而次临界状态的反应堆不具有足够的中子密度来形成可测量出的中子通量，所以要在反应堆内装入中子源来提高启动的测量准确度和克服测量上的盲区，以保证安全—2.在反应堆启动时起“点火”的作用¡分初级中子源组件和次级中子源组件。

大亚湾核电站的中子源组件大亚湾核电站的中子源组件¡大亚湾核电站第一循环反应堆堆芯使用4个中子源组件:—2个初级中子源组件:¡每个初级中子源组件包括：1个初级源棒和1个次级源棒， 16根可燃毒物棒和6个阻力塞—2个次级中子源组件:¡每个次级中子源组件包括：4个次级源棒和20个阻力塞棒¡在后继循环只使用两个次级中子源组件，位置不变¡在第一次换料时，将初级中子源棒卸出，换上套管塞¡中子源组件分别插在堆芯内沿直径方向相对两侧的靠近源量程核仪表探测器的燃料组件的控制导向管内，如下图所示 5.4 中子源组件SSSPSPP表示一次源，S表示二次源 初级中子源初级中子源l锎-252（252Cf）：发生自发裂变释放中子l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l初级中子源位于堆芯下部约四分之一高度处l锎-252封装在双层钢套筒内，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，包壳两端封装l上端塞顶部加工有螺纹，固定到压紧组件的底板上去中子源中子源双层钢双层钢套筒套筒5.4 中子源组件次级中子源次级中子源l反应堆运行后，在停堆再启动（或换料再启动）时，初级源已衰变完，往往不能再胜任再启动任务，故堆芯中必须设置次级源。

l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锑和铍锑和铍5.4 中子源组件次级中子源的工作原理次级中子源的工作原理¡次级中子源在堆内经中子辐照之后，—锑-123经(n、γ)反应生成锑-124，锑-124衰变放出ץ射线，生成碲-124—ץ射线打击铍时产生中子,而铍经历(γ、n)反应，产生中子并释放氦原子核至空隙空间 5.4 中子源组件次级中子源的布置次级中子源的布置¡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，一般不需要卸出 5.4 中子源组件l阻力塞是304型不锈钢材料制的短钢棒（为减少结构材料的中子有害吸收，阻力塞棒用不锈钢制成短棒（实心棒））—下端成子弹头形，—上端部的螺纹用来固定到压紧组件的底板上去构成阻力塞组件l作用：—阻力塞组件设计用于封闭不带有棒束控制组件、可燃毒物或启动中子源的燃料组件中的导向管，增加水流阻力，从而减少旁路冷却剂流。

l只有阻力塞组件全部24根棒位都是阻力塞l大亚湾核电站的首次装料含有38个阻力塞组件 5.5 阻力塞组件控制棒驱动机构的功能及安全等级控制棒驱动机构的功能及安全等级 ¡控制棒驱动机构是核电站反应堆控制系统和安全保护系统的一种伺服机构，是反应堆的重要动作部件¡控制棒驱动机构用来提升、下降、保持或快插控制棒，以完成反应堆启动、调节反应堆功率、维持功率和停止反应堆和事故情况下的快速停堆的功能¡控制棒驱动机构的耐压壳体为安全一级部件，其它部件为与安全有关的部件控制棒驱动机构的要求控制棒驱动机构的要求反应堆正常运行时，要求棒的移动速度缓慢，每秒的行程约为10mm，确保控制棒按设计速度提升或下插，动作应准确无误；在快速停堆或事故工况时，要求在得到事故停堆信号后即能自动脱开控制棒组件，使后者靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒安全插入堆芯的紧急停堆时间不超过2.15s，以保证堆芯运行安全稳定运行时，控制棒能够被夹持而停留在一定位置上；失去电源时应自动落棒控制棒驱动机构设计寿命与反应堆寿命相同，寿期末仍应具有运转能力控制棒驱动机构运行应平稳，无异常噪声，不允许发生失步、打滑、提不起和卡棒等异常现象。

具有足够的超载提升能力和抗冲击耐震动的能力结构紧凑，装卸、维修方便，且造价低廉PWRPWR采用的控制棒驱动机构类型采用的控制棒驱动机构类型磁力提升型丝杆滚子螺母型（或磁阻马达型）¡齿轮齿条型以前在某些压水堆中，常常同时选用磁力提升型(驱动全长控制棒组件)、齿轮齿条型（驱动短棒组件）两种机构近年来，德国、美、法等国的商业压水堆核电站取消了短棒组件及其驱动机构，只选用磁力提升型作为全长控制棒组件的驱动机构 磁力提升型控制棒驱动机构的优缺点磁力提升型控制棒驱动机构的优缺点控制结构简单、制造方便、磨损小、寿命长及使用安全可靠的优点，同时提升力大，寿命长，经济性也较好当按设计程序通直流电时，就能使控制棒上下运动，并由位置指示器指示其位置磁力提升型驱动机构的提升或下插运动形式不是连续的，也不可微调，而是以某一设计规定长度（称为步距或跨距）阶跃式地或称步进式地运动不过压水堆核电站是允许这样运动的 •控制棒驱动机构安装在压力容器顶盖的上部，其驱动轴穿过顶盖伸进压力容器内，与控制棒组件星形架的连接柄相连•为了防止高温高压的冷却剂泄漏，控制棒驱动机构的密封承压壳焊接在压力容器顶盖的管座上，驱动机构在壳内而控制线圈在壳外。

3.5.23.5.2控制棒驱动机构控制棒驱动机构由五个部件组成：由五个部件组成：¡驱动杆部件、运行线圈部件、耐压管部件、钩锁抓持部件、位置指示器部件¡下部套管安装在反应堆压力容器顶盖的管座之上，用螺纹联结后再用“    ”密封焊死整个机构竖立在反应堆容器顶盖上 与控制棒组件的连接柄相连电缆导管环首螺栓驱动轴棒行程室密封壳提升线圈移动线圈夹持线圈与控制棒组件的连接柄相连电缆导管环首螺栓驱动轴棒行程室密封壳提升线圈传递线圈夹持线圈1.1.控制棒驱动轴部件控制棒驱动轴部件¡驱动轴的主要功能：是把控制棒与驱动机构连接起来¡控制棒束驱动轴加工有环形沟槽（228步，15.9mm），以便使销爪能够将它步跃移动或保持在所要求的位置¡在此带沟槽驱动轴的下部是一个半挠性联合器，它也有环形沟槽，它使驱动轴与控制棒束组件上端头部联结在一起¡在换料时，将驱动轴与控制棒连柄拆开，并随上部堆芯支承结构一起拆出，控制棒组件仍然留在燃料组件内 2.2.运行线圈部件运行线圈部件( (磁轭部件磁轭部件)¡又称磁轭部件，是由安置在耐压壳外面的运行线圈¡从上到下依次是提升线圈、传递线圈和夹持线圈¡线圈的供电电缆穿过连结管，它直立地固定圈的上部盒上。

该连接管的长度与棒行程指示套筒的长度接近¡由机构通风装置圈处提供均匀的气流 与控制棒组件的连接柄相连电缆导管环首螺栓驱动轴棒行程室密封壳提升线圈传递线圈夹持线圈3.3.承压套罩（承压套罩（耐压壳部件）¡它由密封罩和棒行程指示套筒组成¡棒行程指示套筒—两者之间采用梯形螺纹联结，并用Ω焊缝密封，当反应堆需要换料时，能拆下端塞，从该管顶部伸进专用开锁工具，使驱动杆与控制棒组件脱开—端塞内设有针阀，以便排气—端塞上的环首螺栓为运输、安装与拆卸等操作而设—该套管内的空间为驱动杆的升降行程范围，其外与位置指示器部件相配与控制棒组件的连接柄相连电缆导管环首螺栓驱动轴棒行程室密封壳提升线圈传递线圈夹持线圈密封罩密封罩¡密封罩永久性地固定在贯穿反应堆压力容器顶盖的管座上¡密封罩是个带有环形底座的圆筒，其中装有：—固定的提升磁极；—可移动的传递磁极及传递销爪；—固定的夹持磁极及夹持销爪¡在密封罩外表面上，沿着各线圈的端部，有包含软铁磁环的沟槽，用作磁力线通道并避免对相邻机构的寄生作用12：耐压壳：耐压壳 16：：固定衔铁固定衔铁18：：固定磁极固定磁极 22：提升磁极：提升磁极21：：提升衔铁提升衔铁1、、3、、7、、9：：磁通环磁通环密封连接密封连接¡耐压壳下端与反应堆压力容器顶盖上的控制棒驱动机构管座之间用梯形螺纹连接，并用“Ω”形密封焊接。

4.4.棘齿装置棘齿装置( (钩锁抓钩锁抓持部件持部件) )¡控制棒驱动机构的每个棘齿装有三个销爪，它们各自有固定销，按1200夹角装在传动轴槽纹杆的四周¡衔铁作用在联锁机构上，依据电磁线圈通、断电，以闭合或打开销爪5.棒位置指示器¡棒行程指示套筒位于密封罩的顶部，它们采用螺栓连接并用密封焊焊于密封罩上¡拆掉棒行程指示套筒后，就可接近机构的内部构件电缆导管环首螺栓驱动轴棒行程室与控制棒组件的连接柄相连密封壳提升线圈移动线圈夹持线圈¡它由装在棒行程指示套筒周围的一个初级线圈和一组次级线圈组成¡轴的移动影响初级和次级线圈之间的耦合，由此影响次级线圈两端的电压¡次级线圈的电压由数字处理装置转换成棒位指示 初级线圈次级线圈3.5.33.5.3控制棒驱动机构的运行说明控制棒驱动机构的运行说明¡保持¡提升¡插入¡落棒控制棒保持在某一位置控制棒保持在某一位置¡核电站正常运行期间，要求驱动机构将控制棒组件从堆芯提升到某一高度上保持不动，此时只有夹持线圈通电，保持钩爪承载驱动机构每提升一步，其三只电磁线圈励磁一周的程序如下驱动机构每提升一步，其三只电磁线圈励磁一周的程序如下: :1、夹持线圈通电，传动轴靠夹持销爪支承；2、 传递线圈也通电，传动轴同时靠夹持销爪和传递销爪支承；3、 夹持线圈断电，夹持销爪松开返回，传动轴靠传递销爪支承；4、 提升线圈通电，提升磁铁吸住可移动的传递磁铁，传递销爪带动传动轴提升一步；5、 夹持线圈通电，夹持销爪和传递销爪同时支承传动轴；6、 传递线圈断电，传递销爪松开返回，传动轴靠夹持销爪支承。

7、提升线圈断电，受弹簧力的作用，传递销爪下降一步•夹持线圈通电，传动轴靠夹持销爪支承•提升线圈也通电，在传递销爪松开的情况下，提升磁铁吸住可移动的传递磁铁，使传递销爪位于高一步的位置，而传动轴仍保持在原来的位置上•传递线圈也通电，传递销爪与夹持销爪同时支承传动轴•夹持线圈断电，夹持销爪松开返回，传动轴仅靠传递销爪支承•提升线圈断电，可移动的传递磁铁、落下，传递销爪带动传动轴插入堆芯一步•夹持线圈通电，夹持销爪与传递销爪同时支承传动轴驱动机构每插入一步，三只电磁线圈励磁一周的程序如下驱动机构每插入一步，三只电磁线圈励磁一周的程序如下7、 夹持线圈通电，传动轴靠夹持销爪支承；6、提升线圈通电，传递销爪上升一步；5、 夹持线圈通电，夹持销爪和传递销爪同时支承传动轴；4、夹持线圈断电，夹持销爪松开返回，传动轴靠传递销爪支承；3、提升线圈断电，受弹簧力和控制棒的重力的作用，传递销爪带动传动轴下降一步；2、夹持线圈通电，夹持销爪和传递销爪同时支承传动轴；1、传递线圈断电，传递销爪松开返回，传动轴靠夹持销爪支承操作线圈电流时序操作线圈电流时序 控制棒故障降落控制棒故障降落¡一旦驱动机构失去电源，驱动轴在延时150 ms后释放，控制棒束靠重力下落，从完全抽出时的最高位置下落到完全插入时的最低位置所需的时间，根据试验结果测定，不包括缓冲段为2.15s，包括缓冲段为3.2s。

¡在出现需要紧急停堆的情况下，就是通过切断驱动机构电源(三个工作线圈都断电，所有钩爪全部松开)控制棒束靠重力下落的，下落所需时间已在安全分析中加以考虑并得到认可 控制棒驱动机构设计概述控制棒驱动机构设计概述¡控制棒驱动机构应设计成在给定的空间内可以远远距距离离单单台台拆拆装装，并且应便于反应堆换料便于反应堆换料；¡结构设计应便于检修、更换内部零部件便于检修、更换内部零部件；¡承压零部件的密密封封设设计计应应安安全全可可靠靠、保证压力边界完整性，并且便于拆装；¡控制棒驱动机构的驱动轴组件与控制棒组件应采采用用可可靠靠的的可可拆拆连连接接连接和脱开应操作方便，便于远距离操作，并且应有连接和脱开的指示；¡控制棒驱动机构的顶盖应有排气装置顶盖应有排气装置； 控制棒驱动机构设计概述控制棒驱动机构设计概述¡控制棒驱动机构安装在反应堆压压力力容容器器顶顶盖盖的的管管座座上上，其其耐耐压压壳壳体体与与管管座座应应采采用用可可拆拆卸卸的的密密封封连连接接（包括采用专用工具切割），密封可靠、拆装方便；¡控制棒驱动机构的相同零部件应具有可互换性相同零部件应具有可互换性；¡承压零部件设计应按有关规定进行应力分类并满足其限值应力分类并满足其限值。

¡控制棒驱动机构所用的各种材材料料必必须须符符合合国国标标、、部部标标或或其其它它有有关关堆堆用用材材料料标标准准，并且应能承受反应堆冷却剂腐蚀、高温、机械和辐照等方面作用磁路中材料应具有相应的磁性能¡驱动轴组件等主要受力零部件设计载荷应考虑正常载荷、设计基准地震载荷、机构冲击载荷，其变变形形不不应应影影响响安安全全落落棒棒，，不不允允许许有有断断裂裂性性损坏损坏¡控制棒驱动机构内部零部件设计应考虑落棒时流道畅通落棒时流道畅通 7 堆内测量装置7.1 堆芯温度测量装置堆芯温度测量装置7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置7.1 堆芯温度测量装置堆芯温度测量装置l堆芯温度测量装置可提供40个堆芯温度信息，可监测堆芯功率的径向不均匀状态，并由此估算出冷却剂饱和温度裕度另外，还可进一步监测个别控制棒组件失步引起的局部温度变化；提供事故及事故后堆芯温度的变化l堆芯共有40只测温热电偶，分成2个系列，每列20只温度信号由热电偶导线管经4根热电偶支撑柱引出热电偶在堆芯安装、布置情况见后图热电偶的热端接点固定置于所测燃料组件水流出口处堆芯上栅板上方的角撑板上热导偶导线穿入不锈钢导线管，管内填充氧化铝绝缘材料。

每10只热电偶导线管穿入一根热电偶支撑柱内，热电偶支撑柱穿过压力壳顶盖管座导线管穿出支撑柱之外后经热电偶——导线管接头，热电偶导线至连接器与同材料延伸线相连，然后经冷端补偿给出温度信号热电偶支撑柱与压力壳管座之间为可拆卸密封结构导线管与热电偶支撑柱之间则是焊接密封结构热电偶导线管径3.17 mm，长度6.5～9.2 m，可测量程为0—1200℃l在每次停堆换料期间，反应堆减压冷却后先将热电偶从其延长线处断开，然后卸开可拆密封结构，给热电偶支承柱装上密封套后即可起吊压力壳顶盖换料结束压力壳顶盖就位时，重新安装热电偶按相反步骤进行 7.1 堆芯温度测量装置堆芯温度测量装置7.1 堆芯温度测量装置堆芯温度测量装置¡堆芯热电偶安装图¡4个热电偶支承柱¡热电偶导线穿入导线管¡10只导线管穿入1个热电偶支承柱7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置l堆内中子通量测量装置用来测量堆芯轴向和径向中子通量密度，从而检查堆芯的三维功率分布并确定堆芯热点的位置，监测燃料组件燃耗和堆芯有否偏离正常运行l利用堆内中子通量测量装置还可以校核堆外中子测量装置l在新堆启动时，堆内中子通量测量装置可以用来校核设计期望的堆内中子通量密度和堆功率的三维分布，监测首次装料可能引起的临界或超临界，校准堆外测量电离室，检查用于事故工况设计的热点因子是否是保守的。

l堆芯共有50个燃料组件的测量通道 7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置中子通量测量装置主要有：l探测器、l指套管、l导向管l密封隔离装置、l驱动装置l传递装置l读出和控制机柜7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置探测器¡探测器采用微型裂变室¡一个中央电极，上面覆盖一层富集度为90％的氧化铀（UO2）涂层两层密封的同心包壳¡测量中子注量率的范围：109～1.4×1014n/cm2·s¡探测器结构：外径＝4.70mm L＝66mm（包括头部）7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置 测量通道及密封装置保证反应堆冷却剂与堆芯中子注量率测量系统之间的密封，它包括：¡导向管¡手动隔离阀¡指套管¡密封段¡球检验阀¡自动阀等 7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置¡堆芯中子注量率测量传送装置¡可以将5个探测器通过50个中子注量率测量通道向堆芯插入或从堆芯取出，任选一个探测器和任何一个测量通道7.2 堆芯中子通量测量装置堆芯中子通量测量装置系统运行¡中子注量率测量系统是间歇式工作的在启动和升功率期间，需要频繁地进行测量工作。

正常运行时，至少每30个等效满功率天启用一次，最多每星期一次¡探测器从起点沿置于导管内的指形套管，以18m/min高速插向堆芯底部，然后以3m/min低速使探测器上升至堆芯顶部，再以3m/min的低速均匀下降，与此同时，注量率测量电路测出裂变室的输出电流当探测器到达堆芯底部时，测量停止驱动机构再以18m/min的高速，将裂变室抽回起点，一个完整的测量工作持续时间为2小时 8. 压水堆本体运行¡两种断裂方式：—塑性断裂—经过塑性变形而后断裂的现象—为了防止发生塑性断裂，已经有了充分行之有效的设计规程和标准—抗塑性断裂设计中通常假定材料是均匀而无缺陷的—实际上加工、热处理、焊接等工艺过程总会产生一些微裂纹和材质不均匀性—承载后，裂纹端部的应力增大并可能导致裂纹扩展—脆性断裂¡在适当条件下，裂纹无限扩展而形成断裂¡抵抗脆性断裂是材料的韧性8. 压水堆本体运行l脆性转变温度TNDT：随着温度的变化有一个明显的延性到脆性的转变点l当低于该温度时，材料完全呈脆性状态一旦容器本身存在一定大小的裂纹，在很低的应力下就可能发生灾难性的脆性裂断l压力容器钢经中子辐照后会使延性下降，脆性转变温度升高,钢的脆性增加。

l压力容器钢的塑性水平会随服役年限增加而下降脆性转变温度脆性转变温度8. 压水堆本体运行压力容器的运行图压力容器的运行图l堆运行过程中不应使压力容器在其材料的无塑性转变温度以下工作l并按照使用温度规定金属的应力限值和相应的压力压力容器的运行图压力容器的运行图随着压力容器的“老化”，压力上部限制曲线就会朝高温区平移，允许运行区越来越窄 把应力值转化成压力容器内水的压力，就得出压力容器的运行曲线图8. 压水堆本体运行8. 压水堆本体运行辐照对压力容器的影响 压力容器钢材在运行中，由于受到快中子的辐照，改变了钢材的晶间结构，其机械性能会发生变化，其中断裂负载、弹性极限、刚度、脆性会增加压力容器材料强度性能增加，而塑韧性则降低，对压力容器运行不利，因为高的塑韧性是压力容器的一项最主要的性能指标，其大部分设计准则取决于钢材具有足够的塑性变形能力，另外高的塑韧性有助于防止出现脆性破坏和低周疲劳破坏，有助于各加工制造工艺8. 压水堆本体运行钢材辐照前后拉伸试验的对比钢材辐照前后拉伸试验的对比压力容器脆性转变温度随辐压力容器脆性转变温度随辐照时间的变化曲线照时间的变化曲线不同辐照时间下的运行图不同辐照时间下的运行图由图可知随着压力容器的“老化”，应力（压力容器内冷却剂压力）限制曲线会向高温区平移。

这种变化意味着运行允许区的缩小 8. 压水堆本体运行反应堆压力容器检查机（反应堆压力容器检查机（MISMIS））¡法国的在役检查规范相当严格，它要求在探测到焊缝缺陷和瑕疵后，要对其尺寸的变化进行精确的跟踪为满足这种要求，研究成功了一种使用精精细细聚聚焦焦波波束束的技术，它与普通使用的发散波束相比，探伤的灵敏性和精确度要高得多¡要求从不同的角度对压力容器的整个壁厚进行检验—把聚焦点和方向不同的若干传感器固定在同一安装架上用于某一条焊缝或几条焊缝整个装置安装在一个遥控工具架上，操作时它靠压力容器筒体法兰定位这种装置称为反应堆压力容器检查机（MIS）¡对于进出口接管，检查焊缝除用聚焦超声波检验聚焦超声波检验外，还需辅之以射线检验射线检验—为此改进了检查接管用的遥控机械手，使能装入放放射射性性同同位位素素，，并使放射源与水隔离，在压力容器充满水的情况下能对接管进行射线检验—在容器接管、接管倒边堆焊和内壁堆焊在共同熔合区相连的所谓““三三结结点点部部位位””，由于承受很高的应力载荷，该部位的任何缺陷都必须受到严密监督采用聚焦超声波技术检验燃料组成与换料策略第第1循环循环第第2-6循环循环第第7、、8循环循环(过渡过渡期期)第第9循环循环三种富集三种富集度：度：1.8% (1区区) 、、 2.4% (2区区)和和3.1% (3区区)型号型号:AFA-2G新装新装燃料富集燃料富集度：度：3.25%型号型号:AFA-2G新装燃料富集度：新装燃料富集度：3.7%型号型号:AFA-2G新装燃料富集新装燃料富集度：度：4.45%型号型号:AFA-3G第九循环：第九循环：l 反应堆堆芯由反应堆堆芯由157 个先进燃料组件个先进燃料组件AFA 2G 与与AFA 3G 构成构成。

l 一号机组第九循环堆芯装入一号机组第九循环堆芯装入48 个个AFA 3G 燃料组件，其中含燃料组件，其中含608 根根Gd2O3 可燃毒物棒；二号机组第九循环堆芯装入可燃毒物棒；二号机组第九循环堆芯装入48 个个AFA 3G 燃料组件，燃料组件，含含400 根根Gd2O3 可燃毒物棒可燃毒物棒早期堆芯装料方案早期堆芯装料方案外外- -内交替装料内交替装料  新料经过一个循环的旧料经过两个循环的旧料•前八个燃料循环采用外前八个燃料循环采用外-内内交替装料交替装料•每次换料将三分之一堆每次换料将三分之一堆芯新燃料组件放在堆芯芯新燃料组件放在堆芯四周，将内区燃耗较深四周，将内区燃耗较深的三分之一组件取出，的三分之一组件取出，而将外区的燃料组件移而将外区的燃料组件移向内区•优点：可以展平堆芯功率优点：可以展平堆芯功率,获得较高的燃耗深度获得较高的燃耗深度,提高提高核燃料的利用率核燃料的利用率堆芯内各组件的种类和数目第一循环第二循环控制棒组件4961可燃毒物组件660初级中子源组件20次级中子源组件22阻力塞组件3894 合计157157辐照监督¡为了评定辐射对反应堆容器断裂韧性的影响，提供了若干反应堆容器材料和焊接材料的试样。

¡压力容器材料的无塑性转变温度随辐照变化的情况是通过装在材料辐照监督管的试样来检测的¡辐照监督管装在热屏蔽的外面谢谢大家。