反应堆本体结构课件

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,112,*,第三讲 反应堆本体结构,（一）反应堆堆芯,反应堆,在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它,是整个核电站的,心脏,。,它以核燃料在其中发生特,殊形式的,“,燃烧,”,产生热量，来加热水使之变成蒸汽。,反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变,材料所在部分称为,反应堆堆芯,。,堆芯结构由,核燃料组件,、,控制棒组件,、,可燃毒物,组件,、,中子源组件,和,阻力塞组件,等组成。,堆芯又称活性区，是压水堆的心脏，可控的链式裂变反应在这里进行，同时它也是个强放射源。,堆芯布置,或,现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方形的,无盒燃料组件,构成,;,燃料组件按一定间距垂直坐放在堆芯,下栅格板,上（板上有能定位和定向的对中销），使组成的堆芯近似于圆柱状,;,堆芯的重量,通过堆芯,下栅格板,及,吊兰,传给,压力壳,支持。,堆芯的尺寸,根据压水堆的功率水平和燃料组件装载数而定。,大亚湾,900 MW,级压水堆第一个堆芯的布置共有,157,个横截面呈正方形的无盒燃料组件。,大亚湾准圆柱状核反应区,高,3.65m,，等效直径,3.04m,。,热功率,1800MW,，堆芯直径约,2.5m;3800MW,3.9m,。,高度为核燃料的高度，,3.64.3m.,157,个,无盒燃料组件,53,个,插有控制棒组件,66,个,装有可燃毒物组件,4,个,插有中子源组件,34,个,装有阻力塞组件,该堆芯首次装料时，由三种不同富集度的燃料,组件，堆芯四周有,52,个铀,-235,富集度为,3.1%,的,燃料组件组成，,内区则混合交错,布置,52,个富集,度为,2.4%,和,53,个富集度为,1.8%,的燃料组件。,换料时,将外区的燃料组件向内区倒换,，富集度为,3.25%,的新燃料组件则加在外区。经过一个运行周期后，三区装载的压水堆中，大约有,1/3,的燃料组件需要更换，而每个燃料组件在反应堆堆芯内的时间一般是三个运行周期。,堆芯布置换料策略,由外向内倒料方式的优缺点,优点：,可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为,3.25%,，高于首次装料。,因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂变产物，需要增加后备正反应性。,缺点,：,中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大，中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较高。,CPR1000,压水堆（岭澳二期核电厂）采用合理的,“,内,-,外,”,式换料策略。使得岭澳二期核电厂反应堆在总体性能上比未采用改进项的岭澳一期核电厂有明显提高。,采用,内外装料方式,，,通过加大堆芯中,235,U,的装入量，中子价值高的新燃料组件置于堆芯内区，,把内区辐照深度大的燃料组件移到堆芯的最外层，,并改为,18,个月换料,，从而实现低泄露燃料管理。,内外装料方式可以,减少中子的径向泄露,，,增加堆芯的反应性，提高燃料的卸料燃耗,。但该装料方式会使堆芯功率分布不平坦性增加，功率峰因子增大，因此，需采用,203,Gd,作可燃毒物来抑制功率峰,。,“内,-,外”式换料策略,对于,18,个月换料低泄露燃料管理策略，与常规的年换料方式相比，能够：,（,1,）降低压力容器中子注量率，有利于延长压力容器的寿命；,（,2,）减少换料大修次数，降低大修成本；,（,3,）增加年发电量，提高电站利用率；,（,4,）降低放射性废物产生量和人员受照量。,为了满足电网要求，避免在每年,6,9,月份用电高峰期进行大修，,18,个月,的换料方式实际上采取的是,长,/,短循环交替,进行的换料方式。即更换,72,个新,组件后，运行一个长燃料循环（,19,个月,）；下次换料则,更换,68,个新组件，再运行一个短燃料循环（,17,个月,）。,岭澳核电站则从第二循环开始进入混合堆芯阶段；从第三循环开始富集度提高到,3.7%,。循环周期暂维持,12,个月,。,堆芯的反应性控制,1,、控制棒调节：,依靠棒束型控制棒组件的提升或插入，来实现,电厂启动、停闭、负荷改变,等情况下比较,快速,的反应性变化。,（即调节快反应）,2,、硼浓度调节：,调整溶解于冷却剂中硼的浓度来补偿因,燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变,等引起的比较,缓慢,的反应性变化。,（即调节慢反应）,注：,在新的堆芯中，还用,可燃毒物棒,补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。,堆芯组件,1,、核燃料组件,现代压水堆普遍采用了,无盒,、,带棒束型,核燃料组件。组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有,14,14,，,15,15,，,16,16,和,17,17,排列等几种栅格型式。,优点：减少了堆芯内的结构材料；,冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。,下面看一下,17,17,型燃料组件的总体图。,燃料芯块,燃料组件与燃料元件,标准的,1717,型,组件：燃料棒径为,9.5mm,，棒间距,12.6mm,，横截面尺寸,214214mm,2,，总高为,4058mm,。,每个这样的组件共有,264,根燃料元件棒,，,24,根控制棒导向管,和,1,根堆内测量导管,，共计,289,个栅元格。,测量导管,位于组件中央位置，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。,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力塞组件提供了通道。,AFA2G,燃料组件,从结构上看，核燃料组件是由,燃料元件棒,和组件的,“骨架结构”,两部分组成。,燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。,它是由,燃料芯块,、,燃料包壳管,、,压紧弹簧,和,上、下端塞,组成。燃料芯块在包壳内叠装到所需要的高度，然后将一个压紧弹簧和三氧化铝隔热块放在芯块上部，用端塞压紧，再把端塞焊到包壳端部。,（,1,）燃料元件棒,(a),燃料芯块,芯块是由富集度为,2-3%,的,UO,2,粉末,（陶瓷型芯块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径为,8-9,毫米,，直径与高度之比为,1,：,1.5,。,（大亚湾采用直径,8.192mm,，高度,13.5mm,）,每一片芯块的两面呈,浅碟形,，以减小燃料芯块因,热膨胀和辐照肿胀,引起的变形。,一根燃料棒内装有,271,个燃料芯块。,UO,2,陶瓷型芯块：,主要优点,：,熔点高,（,-2800,），具有良好的,中子辐照稳定性,和,高温下的化学稳定性,，与包壳不发生化学反应，即使包壳破裂与冷却剂（水）也不太会发生化学反应。,主要缺点,：热导率低，以致燃料的中心温度高达,2000,左右，中心与表面温差达,1000,以上。因此，燃料芯块的热应力很大，特别是在堆内燃烧到后期，核燃料过分膨胀会挤压包壳管。,(b),包壳,作用,：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却剂相接触。,目前压水堆燃料元件包壳几乎都是,Zr-4,合金,冷拉而成（长,3-4,米，直径为,9-10,毫米，壁厚,0.5 -0.7,毫米）。,Zr-4,合金的,中子吸收截面小,，在高温下有较高的,机械强度,和,抗腐蚀性能,。熔点高（,1800,）。,包壳内装有,UO,2,芯块。上下两端设有,氧化铝隔热块,，顶部有,弹簧,压紧，两端用,锆合金端塞,封堵，并与包壳管焊接密封在一起。,注意：,Zr-4,包壳与水相容温度不超过,350,，与二氧化铀相容温度在,500,以下，包壳熔点为,1250,，包壳温度达到,820,后锆与水反应产生氢气，在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。,具有良好的,核性能,，即中子吸收截面要小，感生放射性要弱；,具有良好的,导热性能,；,与核燃料的,相容性,要好；,具有良好的,机械性能,；,有良好的,抗腐蚀能力,；,具有良好的,辐照稳定性,；,对包壳材料的要求：,燃料包壳的选择,（,1,）不锈钢：,高温强度好；,热中子吸收截面大,(,a,：,3.0,巴,),；,快堆用做燃料包壳。,（,2,）,Zr,合金：,显著改善中子经济性,(,a,；,0.22,巴,0.24,巴,),Zr-2 (Sn Fe Cr Ni ),(%) 1.5 0.12 0.1 0.05,Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ),(%) 1.5 0.15 0.1 0.0,去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。,（,3,）,M5,：,锆铌合金，对,300,400,高温高压水和蒸汽具 有良好的抗蚀性能和力学性能。,(c),芯块和包壳间的间隙,芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙（,0.64mm,），其作用有两个：一是,补偿,包壳和芯块不同的,热膨胀,；二是,容纳,从芯块中放出的,裂变气体,。,(d),上、下端塞,燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料芯块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。,(e),上端塞上的进气孔,用于制造时往包壳内,充氮加压,至,3.1MPa,，用来,改善,间隙的,传热性能,和,降低,包壳管内,外压差,，以免包壳被外压压塌。（预充压技术）,(f),压紧弹簧,限制燃料元件的运输和操作过程中，芯块的轴向串动。,在一个燃料组件的全长上，有,6-8,个,弹性定位格架,。组装时，由,24,根控,制棒导向管,，,1,根测量仪表套管,把弹,性定位格架与,上、下管座,连接成一,体构成燃料组件“骨架”，,以支撑燃料元件棒并保持 燃料元件棒之间的间距,。使,264,根细长的燃料元件棒形成 一个整体，承受整个组件的重量和控制棒下落时的冲击力，并保证 控制棒运动的通畅。,（,2,）核燃料组件的,“,骨架,”,结构,中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。,是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位以及加强元件棒弹性的一种弹性构件。,17,17,型燃料组件定位格架是一种有许多上面带有,弹簧片,、,支撑陷窝,（横向支撑作用）,和,混流翼片的条带,（搅混和导向作用，促进冷却剂交混）,相瓦插后经钎焊而成的蜂窝状结构。,沿燃料元件全程有,8,个定位格架。合理的定位格架设计除了起到对燃料元件的夹持定位作用外，还要强化流体的扰动并使流动阻力尽可能小。,(a),定位格架,上管座和下管座是燃料组件,“,骨架,”,结构的头部和底部的连接构件，它们都是,箱形结构,。,下管座由,四个支撑脚,和一块方形,多孔的肋板,组成，是燃料组件底座，可引导冷却剂流入燃料组件，,并进行流量分配,；,上管座,孔板、顶板、弹簧,等组成，刚离开燃料组件的冷却剂在那里进行混合，然后再向上通过堆芯上栅板的流水孔。,(b),上管座和下管座,两个对角支撑脚上的销孔与下栅板上的两个定位销相配合，使燃料,组件定位。冷却剂通过肋板向上流入燃料组件内部。,导向管：,是燃料组件的结构部件，可为中子吸收剂棒、可燃毒物棒、中子源棒或其它组件提供插入通道。,控制棒导向管,：,它和格架固定在一起构成燃料组件的支撑骨架，并提供了插入,控制棒组件,、,可燃毒物组件,、,中子源组件,和,阻力塞组件,的通道。,每个导向管都是由上下直径不同的,Zr-4,合金管,组成，,上部大直径,起,导向作用,并和控制棒间保持,1mm,左右的间隙,，冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。,占导向管全长约,1/7,的,下部小直径段,，在紧急停堆控制棒快速下插时，,起水力缓冲作用,。,(c),控制棒导向管,（,d,）中子注量率测量导向管,测量导管,：,位于上下管座上的通孔之间，是一根上下直径相同的,Zr-4,合金管，它用和控制棒导管一样的方法固定到定位格架上。,为堆芯中子通量密度测量元件提供通道,。,控制棒组件提供了一种正常,运行和事故工况下快速控制,反应性的手段。下面看一下,17,17,型燃料组件的,棒束型,控制棒组件,的结构图。,大约,1/3,的燃料组件的控制棒,导向管是为控制棒组件占据的。,2,、控制棒组件,控制棒：由,星型支架,和,吸收剂棒,组成。,以连接饼为中心呈辐射状有,16,根连接,翼片,，每个翼片上装有,一个或两个指,状物,，每个指状物带有,一根吸收棒,。,通过螺纹固定，然后用销钉紧固，这,些吸收剂棒可插入对应燃料组件,24,根,导向管。,2,、控制棒组件,左图是有控制棒组件的燃料组件。控制棒束顶端固定在一个枝状星形架上，控制棒与枝状接头相连。,(a),结构,连接柄,：,不锈钢制成，它的,中央是一圆筒,，圆筒内部上端用丝扣与控制棒驱动机构的驱动轴上的可拆结构相连接。,圆筒内的螺旋形弹簧,，当控制棒快速下插时,起缓冲作用,，以减少控制棒组件对燃料组件上管座的撞击。,控制棒,：,将,80%Ag-15%In-5%Cd,合金,制成的芯块装入不锈钢包壳管中，芯体和包壳之间有径向和轴向间隙，并在轴向加上压紧弹簧，然后两端再焊上端塞密封。,还有少量控制棒是不锈钢棒，他们吸收中子的能力较弱，称为“灰棒”。相应地，,Ag-In-Cd,棒称为“黑棒”。,黑棒：,Ag-In-Gd,棒，,80%Ag-15%In-5%Cd,合金,。,灰棒：,不锈钢棒,，吸收中子能力较弱。,黑棒组：,由,24,根,黑棒组成。,灰棒组,：由,8,根,黑棒，,16,根,灰棒组成。,控制棒材料,:,需考虑物理、机械性能，更重要还要考虑核特性。,要求：,在堆芯内受中子和,辐照后，能有很高的稳定性，还要,耐高温，耐腐蚀。,核特性：,主要是强烈的吸收中子的能力。,(b),分类,从运行要求上可把控制棒组件分成三类：,控制组,、,停堆组,和,温度调节组,。,控制组,：,在反应堆运行时可以插入或抽出，用以补偿各种反应性变化，并可提供停堆能力，以实现事故保护停堆。,停堆组,：,只用于停堆，当反应堆处于临界时总是全部从堆芯抽出，仅仅在事故保护停堆时才插入。,温度调节组,：,在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动。,(a),作用,用来,补偿,初始堆芯因全部装入新的核燃料而比后继循环有更大的,剩余反应性,。,3,、可燃毒物组件,(,仅在初次装料时使用）,(b),结构,可燃毒物组件的毒物棒悬挂在一块方形的连接板上，按核设计要求插入选定的核燃料组件的,控制棒导向管,内。,毒物棒用,304,型不锈钢,为包壳，,硼硅酸盐玻璃管,（成分为,B,2,O,3,+SiO,2,）,为芯体。,之所以称为“可燃毒物”，是因为其中的,10,B,吸收中子后衰变为,7,Li,，不断被消耗掉。,可燃毒物组件在燃料第一循环后全部取出，换上阻力塞组件。,（大亚湾）,66,个,可燃毒物组件中，,含有,16,跟可燃毒物棒的组件为,18,个,，,含有,12,跟可燃毒物棒的组件为,48,个。,硼玻璃管内装有,304,型不锈钢薄管作为内衬，以防玻璃管坍塌或蠕变。棒内有足够空腔容纳,10,B(n,),7,Li,反应产生的氦气。,(a),作用,在反应堆,初始运行之前,和,长期停堆之后,，堆芯中子可能太少。为了缩短反应堆启动时间和,确保启动安全,，反应堆中采用,中子源组件点火,。,4,、中子源组件,(b),分类,在压水堆中使用了两种类型的中子源组件：,初级中子源组件,和,次级中子源组件,。,初级中子源组件,：,新堆初次启动时,，产生用于,指示的中子,。常用,Po-Be,源,，,Po,放出, 粒子打击,Be,核,近年来锎,-252,（,T,1/2,= 2.54,年）被广泛使用。,2,个初级中子源组件,（每个组件,24,跟棒）,1,根初级中子源棒,1,根次级中子源棒,16,根次可燃毒物棒,6,个阻力塞,大亚湾核电厂首次装料,次级中子源组件,：用于反应堆,满功率运行两个月后,的反应堆停堆后再启动。常用,锑,-,铍（,Sb-Be,）源,。,大亚湾核电厂首次装料中有,2,个,次级中子源组件，它们各有,4,根次级中子源棒,和,20,个阻力塞,，加上,2,个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。,次级中子源棒在换料时保留在堆芯中。,为了,限制,通过未装控制棒、中子源或可燃毒物棒的燃料组件中的控制棒导向管的,堆芯旁流量,。,5,、阻力塞组件,对于那些既没有布置,控制棒又没有放置可燃毒,物棒束或中子源棒束的燃,料组件都放置阻力塞组件。,阻力塞形式为,实心的不锈钢杆,，长约,20cm,。,为了减少结构材料对中子的有害吸收,，阻力塞棒一般做得粗短，插入堆芯的高度较少。,可燃毒物组件和中子源组件都包含有阻力塞，而阻力塞组件中全部,24,根,棒位都是阻力塞。,大亚湾核电厂首次装料含有,38,个阻力塞组件,。,大亚湾核电厂首次装料堆芯的相关组件种类及数量,组件名称,组件的部件,组件数量,可燃毒物棒,初级中子源棒,次级中子源棒,阻力塞,16,根可燃毒物棒组件,16,0,0,8,18,12,根可燃毒物棒组件,12,0,0,12,48,初级中子源组件,16,1,1,6,2,次级中子源组件,0,0,4,20,2,阻力塞组件,0,0,0,24,38,首次装料堆芯的相关组件总数量,108,（二）下部堆内构件,堆内构件在反应堆压力容器内支撑和固定堆芯组件，分为堆芯下部支撑构件和上部支撑构件。,堆内构件功能：,热屏蔽,安装和固定,提供场所,支撑和固定,定位和导向,流量分配,下部堆内构件,（,1,）基本功能,把堆芯重量传递给压力容器；,固定燃料棒、控制棒和堆内测量仪表装置；,疏散和分配冷却剂流量；,减少,和中子对压力容器的辐射。,堆芯,吊兰,和堆芯,下支承板,。,这部分统称堆芯支撑吊兰，是高约,8.2m,壁厚,51mm,的不锈钢圆筒，用来,把堆芯重量传递给压力壳,；它有三个冷却剂出口管嘴；,堆芯支撑板所承受的重量通过吊篮法兰传递给压力容器内壁的凸肩。,为了使冷却剂能够从下部流进堆芯，,堆芯支撑板上开了许多的流水孔,；下部有四个径向导向装置与压力容器上的相对应。,（,2,）具体描述,堆芯下栅格板：,厚约,50mm,，为燃料组件提供精确定位和流量分配，燃料组件定位销就固定在下栅板上。,流量分配板：,使进入各燃料组件的冷却剂流量均匀。,（每个燃料组件有,4,个大小相同的流量分配孔）,堆芯围板：,减少冷却剂旁流量，使冷却剂更有效地将热量带出堆外。厚约,25-30mm,。,热屏：,不锈钢圆筒，位于压力容器与吊兰之间，可设置一层或两层，能防止堆芯对压力容器的直接辐射,(,主要防,n,，,),。,目前的设计改为对着燃料最接近反应堆压力容器壁的堆芯四角在吊兰筒体外侧连接了,4,块柱面（厚约,70mm,）钢屏蔽,。这样使吊兰和压力容器间下降段流通截面加大，减少了流动阻力。在热屏外侧，含有辐照样品导管，为压力容器材料样品提供辐照监测。,二次支承组件,：,由二次支承板和悬挂在堆芯支承板下面的支柱组成，一旦堆芯吊兰破裂时，能够,限制堆芯移位,，,使安全棒能够插入,。,（三）上部堆内构件,上部堆内构件,1),作用,固定燃料组件上端的位置；,当控制棒组件被提起时，承受因冷却剂横向流动而引起的力；,保证控制棒组件能顺利在燃料组件内上下移动。,2),几个主要构件,导向管支承板（堆芯上支承板）,堆芯上栅格板,控制棒导向管,支承柱,图,导向管支承板（堆芯上支承板）,多孔板，厚约,100mm,，直径约,4m,。支承板法兰面上有,4,个定位键槽。,导向管支承板是,主要承力部件,，通过压力容器顶盖和压紧弹簧压紧下部堆内构件，通过堆芯上栅格板将堆芯部件压紧。,堆芯上栅格板,是薄的圆板，厚约,50mm,。板上设有定位销以定位导向管和燃料组件。和下栅格板一样设有流水孔。,支承柱,是导向管支承板和堆芯上栅格板之间的连接件，,40,根,。其作用是使两板保持一定距离，并传递机械载荷。,控制棒导向管：,61,个，为控制棒组件提供定位和导向。,热电偶柱：,共有,40,个有铬镍,-,铝镍热电偶，固定在上栅格板上选定的燃料组件出口处，用于,测量堆芯出口温度,，以监视堆芯冷却剂的饱和裕度和确定最热通道。,4,个热电偶柱下端固定在导向筒支承板上，上部贯穿压力容器顶盖，将热电偶信号引出。,（四）压力容器,反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器。对于三环路设计，容器上有,3,个进口管嘴和,3,个出口管嘴，与各冷却剂环路的冷热管段相接。这些进,出口管嘴位于高出堆芯上平面约,1.4 m,的同一个水平面上,。,功 能,1,包容反应堆冷却剂，共同构成冷却剂的压力边界，第二道安全屏障,2,包容堆芯，支承与固定堆内构件，并与堆内构件一起形成冷却剂的正确通道,3,正确固定与定位控制棒驱动机构,4,为堆芯测量提供引出入通道,结构材料,容器材料必须遵循原则,2,、容器材料应具有,适当的强度、足够高的塑韧性,，尤其对脆性断裂问题要重点加以考虑,1,、容器材料应具有,优良的冶金,质量,，即要求材料具有足够高的纯净度、致密性及均匀性。选材时应考虑材料对大型化生产的适应性。,4,、容器材料应具有,低的时效脆化敏感性,6,、选用焊接材料应使焊接熔敷金属与母材的强度和塑韧性相适应,3,、容器材料应具有,低的中子辐照脆化敏感性,5,、容器材料应具有,优良的冷热加工性能与焊接性能,为了满足反应堆压力壳在,高压、高温、受辐照,的条件下工作的特殊要求，并保证核电站的安全使用和压力容器加工制造的经济性，要求压力容器材料有较高的,机械性能、抗辐照性能,及,热稳定性,。,此外，对于断面收缩率、冲击韧性及脆性转变温度等指标，都有较高的要求。目前广泛采用含,锰钼镍的低合金钢,（成分：,C,0.25%,，,Mn-1.5%,，,Ni-0.4%1.0%,，,Mo-0.6%,，其余为,Fe,）,做压力容器的材料。,压力容器工作在高压（,15.5 MPa,左右，设计压力须达,17.2 MPa,）、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下，寿命,3060,年。,为了防止高温含硼水对压力容器材料的腐蚀，压力容器的内表面堆焊一层大于,5,毫米厚的,不锈钢衬里,。,压力容器的设计寿期是,3060,年。,60,万千瓦压水堆的压力容器，在制造过程比较顺利及工艺技术比较成熟的条件下，制造周期约为,1824,个月。,控制棒导向筒数,61,尺寸和重量,堆内测量管数,容器内径,/mm,3989,底封头,50,法兰外径,/mm,4674,顶盖,4,进、出口接管之间最大距离,/mm,6378,法兰螺栓数,58,法兰到底封头全高,/mm,10335,设计和运行,压力容器总高,(,包括顶盖上部控制 棒驱动机构和堆内测量管座,)/mm,13208,设计压力,(,绝对,)/MPa,17.3,运行压力,(,绝对,)/MPa,15.5,压力容器壁厚,/mm,200,设计温度,/,343,容器质量,/t,256.6,试验,容器顶盖质量,/t,55.5,水压试验压力,(,绝对,)/MPa,229,螺栓和螺母质量,/t,15.6,水压试验温度,/,T,NDT,+30,压力容器主要参数,电厂功率,(MWe),600,900,1300,1800,内径,(cm),335,399,439,490,筒体重,(t),183,260,318,483,顶盖重,(t),37,54,72,119,总重,(t),232,329,411,632,表,2-4,压力容器尺寸与电厂电功率大小的关系,结构,压力容器由以下几部分组成：,顶盖组合件：,由顶盖上法兰、上封头球冠焊接成的。,在法兰的端面圆周上开有均匀布置的螺栓孔，顶盖的球冠面上设有一定数目的控制棒驱动机构的管座和温度测量引出管座。,顶盖的几何尺寸图,顶盖的重量,55500kg,筒体组合件：,由法兰接管段、筒身、底封头及回路接管等组成。,接管段法兰端面圆周上均匀布置的螺栓孔与压力壳顶盖法兰面的螺栓孔相配。接管段对称地设置了大口径的冷却水进出口管，根据反应堆的一回路数目的不同，接管数可有二个、四个、六个或八个。,底封头,上设有堆内测量用的套管（,900MW,压水堆电厂装有,50,根）。,筒身,是一个长圆筒，可以把钢板弯曲成形后焊接，也可用环状锻件拼焊而成。,压力容器顶盖和法兰间，广泛采用“,O”,型环来保证密封,自紧式金属“,O”,型环：,一般由管径,1015mm,、壁厚约,1.27mm,的不锈钢管或因科镍合金弯曲制成的大圆环。,结构：,因科镍,-600,制成,，内置一个,因科镍,-718,绕成的弹簧，环外侧沿周向开有细缝。,原理：,在连接顶盖与筒体法兰的,螺栓拧紧后，,O,形环受压变形，从而达到密封的目的,。银层有较好的弥合作用，弹簧则提供了较好的回弹量。,注意：,为了保证良好的密封性，,O,形环只能一次性使用，只要打开顶盖，就需要更换新的密封环。,压力容器密封结构,充气式“,O”,型环：,环上不开小孔，而是在其,内充氦气,。反应堆运行时，,环内气体受热膨胀，使环随即涨大，从而达到密封效果,。,在内环与外环之间有引漏接管，通过,测量引漏接管表面温度,来探测有无冷却剂外泄。,为了保证压力容器的密封，通常内环采用自紧式金属“,O”,型环，外环采用充气式金属“,O”,型环；或内外环均采用自紧式。,压力容器的支承：,初期压力容器的底部设有支承裙。,近代压水堆利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支承,，支承结构采用强迫通风冷却。,压力容器密封探测,压力容器密封探测系统,VP,：一回路冷却剂阀门,MT,：温度测量,RPE,：核岛排气与疏水系统,RAZ,：氮气分配系统,：储罐,-,稳压器,MN,：标高测量,MP,：压力测量,在反应堆额定功率稳态运行时，内密封环不允许泄漏，内密封环允许最大泄漏量为,20L/h,。,内密封环的泄露回收管线上设置一台,温度传感器,RCP001MT,进行检测，,该管线与一根透明管子连接，根据管内水位的变化可确定泄漏率,。,温度和泄漏率的记录和报警在控制室内显示。若温度高于,70,o,C,或液位高于,9.22m,，就发出报警，这时应根据泄露量确定是否检修密封环。,（五）运行问题,核电厂运行时，应注意以下三个方面的问题：,水力方面,（冷却剂循环）；,化学方面,（腐蚀和材料的选用）；,机械方面,（耐压性能、金属老化）,1,、冷却剂的循环,压水堆堆内冷却剂流程：,压力容器,进口接管,沿压力容器和堆芯吊兰间,环腔,向下压力容器,下封头,处的下腔室,堆芯支承板,，,流量分配孔板,和,堆芯下栅格板,堆芯上栅格板,压力容器,出口接管,。,1.25%,0.25%,一回路冷却剂对堆芯的冲击力约等于堆芯本身重力的,4/3,。,压降可以分为两类：,（,1,）与燃料棒和燃料组件格架摩擦的压头损失；,（,2,）水流改变流向及通过堆芯多层格板时产生的局部压头损失。,在堆芯内压头损失约为,0.156MPa,在压力容器内总压头损失为,0.307MPa,。,（,1,）冷却剂旁流问题：,不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约,1.25%,，从压力容器和吊兰的环形空间直接流出出口接管，约,0.5%,通过堆芯围板而旁流，约,0.25%,通过导向管支撑板上的顶盖清洗水孔进入，清扫压力容器顶盖。,（,2,）逆流问题：,一台主泵停机时；,冷管段破裂时。,（,3,）压力容器泄漏的探测问题,压力容器依靠两个,“,O,”,型金属密封环,来保证密封，在压力容器的两道密封环之间及外环的外侧装有两个泄漏回收连接管，以收集和探测泄漏。,压力容器泄漏的探测主要用,温度测量,，连接管中温度的显著升高对应于密封泄漏。,2,、结构材料的选择,对于压水反应堆的材料除了选择燃料、,慢化剂和冷却剂外，还要选择包壳、,压力容器和其它内部构件的金属材料。,选择包壳材料，必须综合考虑下列因素：,具有良好的,核性能,，即中子吸收截面要小，感生放射性要弱；,具有良好的,导热性能,；,与核燃料的,相容性,要好；,具有良好的,机械性能,；,有良好的,抗腐蚀能力,；,具有良好的,辐照稳定性,；,易于加工成形，成本低。,Zr-2,和,Zr-4,合金,是普遍应用的包壳材料。,（,1,）包 壳,压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有：,有较高的,机械强度,；,足够的韧性，使用时不易脆化；,高抗腐蚀性能；,导热性能好；,吸收中子少；,价格低。,压力容器一般选择,含,锰钼镍的低合金钢,，堆内构件选择,奥氏体不锈钢,。,（,2,）压力容器,3,、压力容器的运行限制,（,1,）温度对金属性能的影响,研究表明，对同一种钢材，不同工作温度下其韧性有很大的差别。含碳量,0.11%,的钢材在低温和高温时的冲击韧性相差几十倍。对每一种钢材而言，存在这样一个温度：在这个温度下，材料可能发生脆性断裂。这个温度叫做,脆性转变温度,，简称,NDTT,。,脆性断裂是材料,没有发生明显的塑性变形,，其应力远远没有达到材料的,抗拉强度,时发生的突然断裂，是一种灾难性的开裂。,在脆性转变温度以下，材料会丧失其原来具备的优良机械性能。,冲击韧性：,金属表面的,缺陷要扩展为裂痕,所需要的功称为冲击韧性。,温度降低,时金属材料由,韧性状态变化为脆性状态,的温度区域，也称,韧脆转变温度,。,在脆性转变温度区域以上，金属材料处于韧性状态，断裂形式主要为韧性断裂；,在脆性转变温度区域以下，材料处于脆性状态，断裂形式主要为脆性断裂。,脆性转变温度越低，说明钢材的抵抗冷脆性能越高,。,（,2,）辐照对脆性转变温度的影响,快中子辐照改变了钢材的晶格结构，使钢材的机械性能发生变化。辐照使钢材的脆性转变温度升高。初始的,T,NDT,=-27,o,C,，当中子注量率达,10,20,cm,-2, T,NDT,50,o,C,以上。因此，随着反应堆运行年份的增加，即压力容器的“老化”，,压力上部限制曲线会朝高温区平移。,在反应堆正常运行,5,年后，把压力提高到,15.0MPa,，运行温度需要在,140,；,20,年后，须提高到,195 ,。,因此，压力容器越“老化”，压力容器钢材所受辐照注量越大，它的允许运行区就越窄。,（,3,）反应堆压力容器的运行限制,为防止发生脆性断裂，在低温下一回路承受的压力要相应的减少。,一回路水压试验允许范围,寿期初，,T,NDT,=-27,o,C,，堆内水温为,10,o,C,，允许最高压力,P=22.4MPa,；,当压力容器的中子注量为,10,20,cm,-2, T,NDT,=50,o,C,。若堆内水温仍为,10,o,C,，则水压试验压力最高允许为,P=6MPa,。,若仍要在设计压力下进行水压试验，须将水温升到,75,o,C,以上。,余热排出系统退出的限制,余热排出系统是低压系统，其作用是在低温低压工况下排出反应堆剩余发热。,在低压范围内，反应堆压力容器的压力保护系统由余热排出系统的安全阀承担，其开启压力整定值为,4.5MPa,。,余热排出系统退出运行后，反应堆的超压由稳压器的安全阀承担，其开启整定值为,16.6MPa,。,为防止运行中发生脆性破裂的可能性，大亚湾核电厂固定反应堆冷却剂温度,低于,160,o,C,时，,余热排出系统不能退出运行,。,（六）控制棒组件及,其驱动机构,控制棒冷却系统安装,磁力提升型控制棒驱动机构,控制棒驱动机构是反应堆的,重要动作部件,，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下移动，以实现,反应堆的启动,，,功率调节,，,停堆,和,事故情况下的安全控制,。因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。,每个控制棒组件由自己单独的控制棒驱动机构操作。,控制棒驱动机构要求,：,在正常运行工况下要求棒的移动速度缓慢，每秒钟行程约,10mm,；,在快速停堆或事故工况时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，即能,自动脱开,，控制棒组件靠,自重,快速插入堆芯，,从得到信号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般,2.6,秒钟,左右，以保证反应堆安全。,目前常见的驱动机构有,磁力提升型,、,磁阻马达型,、,液压驱动型,及,齿轮齿条,等各种形式。,长棒控制棒驱动机构,采用,销爪式磁力提升型,（优点：磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等），它们能让控制棒靠重力下落。,短棒控制棒驱动机构,一般用,磁阻马达型,，棒可以步进运行，但是不能靠重力落入堆芯。,压水堆的控制棒驱动机构，布置在压力容器顶盖上，其,驱动轴穿过顶盖伸进压力容器内,，与控制棒组件的,连接柄相连接,。,它由,销爪组件,、,驱动杆,、,操作线圈,、,单棒位置指示线圈,及,压力外壳,组成。,磁力提升型控制棒驱动机构,磁力提升型控制棒驱动机构,操作线圈,销爪组件,操作线圈：,通过通,/,断电，产生相应的磁场变化，以操作销爪组件，销爪组件带动驱动杆提升、下降或保持不动，从而使控制棒相应动作。分为,提升线圈、传递线圈、夹持线圈,。,销爪组件,：与驱动杆齿合的组件。分为,传递销爪、夹持销爪,。,1,、,6,、,13,、,19,磁,通环,2,提,升线圈,3,、,7,抓,钩线圈,4,、,14,衔铁复位弹簧,5,、,9,抓钩连杆,8,抓钩复位弹簧,10,驱,动轴,11,抓,钩；,12,衔,铁,15,抓,钩极,16,移,动抓钩衔铁,17,移,动抓钩,18,提,升衔铁,20,提,升极；,21,导,管,驱动杆,驱动杆：,主要功能是,把控制棒组件与驱动机构连接起来,。驱动杆下端连接到控制棒星形架的连接柄上，上部由销爪定位。在反应堆运行时，与控制棒组件一直保持连接。驱动杆,全长,7.253m,有,261,个与销爪齿合的,齿槽,。,齿槽间距为,15.9mm,。,控制棒的插入或抽出是这样完成的：,按顺序给三个线圈通电，以使传递销爪和夹持销爪相继啮合或释放，从而使棒运动,。,当电厂运行时，驱动机构一般仅由,夹持销爪啮合,而使控制棒处于静态位置。,磁力提升驱动机构的动作原理,动作原理,磁力提升驱动机构的动作原理,初始状态：传递销爪啮合，夹持销爪脱开,。,1,、控制棒提升动作,1,）：提升线圈通电,，传递钩爪驱动轴提升一个步阶；,2,）：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴；,3,）：传递线圈断电，传递钩爪脱开；,4,）：提升线圈断电，传递钩爪下降一个步阶；,5,）：传递线圈通电,，传递钩爪啮合驱动轴；,6,）：夹持线圈断电,，夹持钩爪夹脱开，为提升做准备；,7,）：提升线圈通电，,传递钩爪驱动轴提升一个步阶。如此循环动作，直到达到提升位置为止。,2,、控制棒下降动作,初始状态：传递销爪啮合，夹持销爪脱开,。,1,）：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴；,2,）：传递线圈断电，传递钩爪脱开；,3,）：提升线圈通电，仅传递钩爪提升一个步阶；,4,）：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴；,5,）：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为轴下降做准备,6,）：提升线圈断电，传递钩爪驱动轴下降一个步阶；,7,）：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴。,如此循环动作，直到达到下降位置为止。,3,、保持控制棒在某个位置上,仅传递线圈通电，传递销爪承载,。,4,、控制棒快速插入堆芯,当要实行紧急停堆时，,三个线圈都断电，所有钩爪均脱开，控制棒在重力作用下，快速插入堆芯,，行程末端在堆内得到缓冲。,复习思考题,1,、压水型反应堆由哪几大部分组成？,2,、堆芯内有多少燃料组件？试述燃料组件的构成；,3,、控制棒组件按材料和功能各如何分类？,4,、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？,5,、控制棒驱动机构由哪些部分组成？,6,、第一循环内有哪些功能组件？,