压水反应堆结构与材料

压水反应堆结构与材料第一页，共三十三页，2022年，8月28日

4.1反应堆本体结构概述压水反应堆的本体结构由堆芯、堆内构件、反应堆压力壳以及控制棒驱动机构等几部分组成。

第二页，共三十三页，2022年，8月28日堆芯吊兰上栅格板下栅格板堆芯支撑部件上封头下封头压力容器控制棒驱动机构围板第三页，共三十三页，2022年，8月28日第四页，共三十三页，2022年，8月28日4-2反应堆堆芯结构堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此，堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计中的重要环节之一。堆芯结构由核燃烧组件、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。压水反应堆的堆芯结构位于压力壳的冷却回路进出口以下，在整个压力壳中间偏下的位置。第五页，共三十三页，2022年，8月28日4.2.1燃料组件

压水堆的燃料组件在堆芯中处在高温、高压、高硼水、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。第六页，共三十三页，2022年，8月28日压水反应堆普遍采用低浓铀燃料，弹簧定位格架，无盒的束棒燃料组件。燃料组件由燃料元件棒、定位格架、组件骨架等部件所组成。元件棒的排列有14×14，15×15，16×16和17×17等多种形式。15×15排列的燃料组件已被广泛应用。秦山核电厂压水堆燃料元件棒按15×15排列，大亚湾核电厂压水堆燃料元件棒则按17×17排列。第七页，共三十三页，2022年，8月28日第八页，共三十三页，2022年，8月28日

一燃料元件燃料元件的结构与燃料的性质和堆型密切相关，因而元件的结构形成式是多种多样的，但其中以棒状、板状，压力管状和颗粒状燃料元件最为常见，这里主要介绍与压水堆有关的棒状和板状元件。第九页，共三十三页，2022年，8月28日⒈燃料元件的完整性燃料元件是堆芯的核心构件。为了确保燃料元件在整个寿期内的完整性，压水堆燃料元件的设计应考虑下述准则：⑴燃料和包壳温度

用UO2作燃料的元件棒芯块，其最高工作温度应低于UO2的熔点（2860±15℃），在目前的设计中，一般取2500℃-2600℃左右。锆合金包壳的工作温度限值为350℃以下（锆-2合金一般取316℃）。第十页，共三十三页，2022年，8月28日⑵包壳应变范围应限定包壳的最大允许应变范围（弹性的和塑性的）。⑶包壳应力包壳的应力分析与设计应满足反应堆和压力容器有关的设计规范规定，以保证有足够的机械强度和刚性。⑷内部气体压力包壳管内应有适宜的气体压力。在元件临近寿期未了时，包壳管内部的气体压力值应限制在与系统的工作压力相近的数值上。第十一页，共三十三页，2022年，8月28日⑸包壳的循环应变

堆功率的变化（特别是在跟踪负荷运行时）会引起包壳的循环应变，从而造成包壳的积累损伤和疲劳破裂。因此需要根据疲劳寿命制定出循环应变的限制范围。第十二页，共三十三页，2022年，8月28日⑹燃料芯块的稳定性在某些因素的影响下，燃料芯块出现的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷第十三页，共三十三页，2022年，8月28日⑺燃料芯块的含水量

许多反应堆内都曾发生过锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。第十四页，共三十三页，2022年，8月28日

2.棒状燃料元件

这种元件由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧、隔热片（在有些堆中采用）、端塞等几部分组成。第十五页，共三十三页，2022年，8月28日⑴燃料芯块目前电站堆几乎都以UO2陶瓷体为燃料，其浓缩度约为２－４％。陶瓷芯块的直径一般在６－１０毫米范围内。⑵燃料包壳管目前电站压水堆燃料包壳管几乎都是锆－４合金冷拉而成的。第十六页，共三十三页，2022年，8月28日⑶隔热片燃料组合体两端装的三氧化二铝陶瓷材料片，称为隔热片，用来减少芯块的轴向传热，从而减小端塞的热应力。⑷压紧弹簧

在元件内腔端部的压紧弹簧用来防止元件在运输和吊装过程中芯块的串动，一般用不锈刚制造第十七页，共三十三页，2022年，8月28日⑸包壳的腐蚀

从强度观点看，元件寿期终了时的包壳最大腐蚀穿透深度应低于其壁厚的10%。⑹包壳的吸氢

，锆合金包壳在水中腐蚀时要放出氢气。其中部分氢（约5-20%）通过氧化层扩散到锆合金中，引起它的脆化。有的文献认为，在寿期终了时包壳含氢量为250ppm是可以接受的，但无论如何不应高于600ppm。第十八页，共三十三页，2022年，8月28日在设计燃料元件时，芯块与包壳间应留有径向和轴向间隙。径向间隙用来补偿燃料芯块的辐照肿胀和芯块与包壳间由于温差而引起的热膨胀。轴向间隙除了也有上述的补偿作用而外，还用来贮存燃料释放出来的裂变气体（通常氪约占１５％，氙约占８５％）。第十九页，共三十三页，2022年，8月28日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，现代的元件设计都采用了预充压技术，即在元件密封焊接时，在包壳管内腔预先充有兆帕的惰性气体氦。当元件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应同包壳管外面冷却剂的工作压力值相近。第二十页，共三十三页，2022年，8月28日3.板状燃料元件板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：⑴由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。

第二十一页，共三十三页，2022年，8月28日⑵因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材，所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有效地提高了反应堆的平均容积比功率。⑶即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元件，其中心温度一般也不超过900℃。虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。第二十二页，共三十三页，2022年，8月28日二燃料元件棒核燃料元件棒是压水堆产生核裂变并释放热量的部件。它的长度约3-4米，外径为9-11毫米。锆合金包壳管壁厚为毫米，管内装有二氧化铀陶瓷型燃料芯块，并按设计要求将燃料芯块装到一定高度。上下两端设有三氧化二铝的陶瓷隔热块，顶部设有螺旋形压紧弹簧以防止在运输过程中棒内芯块发生窜动。锆合金管的两端用锆合金端塞堵封，并与包壳管焊接密封在一起。第二十三页，共三十三页，2022年，8月28日三定位格架定位格架是元件径向定位件,也是夹持元件和加强元件刚性的一种弹性构件。定位格架的结构形式很多，其结构合理与否对元件周围的水力和热工性能会有显著影响。合理的结构形式一般应通过实验确定。所有定位格架的外条带上都有混流翼片。它们除了可起搅混作用而外，允许有轴向热膨胀，但不允许产生使元件棒弯曲或扭曲的约束力。为了加强元件棒与格架组件接触部位的冷却，应使混流翼片从条带边缘伸出，以便有效地搅混接触处的冷却剂，从而改善其热工状态。第二十四页，共三十三页，2022年，8月28日4-2-2控制棒组件控制棒组件是核反应堆控制部件，用它控制反应堆的核裂变反应速率，启动和停堆，调整反应堆的功率，在事故工况下依靠它快速下插使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证反应堆安全。目前，压水反应堆普遍采用束棒型控制棒组件，即用银-铟-镉（80%Ag-15%In-5%Cd）合金制成细棒状的控制棒吸收体，外加不锈钢包壳，每根棒正好插在燃料组件的导向管内。第二十五页，共三十三页，2022年，8月28日控制棒的主要功能是：(1)补偿从热态零功率至满功率燃料和慢化剂温度效应引起的反应性亏损以及由于功率再分布引起的反应性变化；(2)用以实现提高或降低反应堆功率，或者移动控制棒实现快速的负荷跟踪，使核电厂具有变工况运行能力；(3)在各种运行工况下，用控制棒实现快速或紧急停堆，并保持一定的热停堆反应性裕度；(4)补偿变工况时的瞬态氙效应所引起的反应性变化，以及借助于控制棒移动来抑制氙振荡。因此压水堆内控制棒是按不同功能进行分组，一般分为停堆控制棒组，控制功率分布的控制棒组以及功率调节控制棒组。第二十六页，共三十三页，2022年，8月28日为了使控制棒能有效地控制反应性，对于热中子反应堆，采用吸收中子强的材料做控制棒。压水堆控制棒一般采用银-铟-镉合金，其质量比大致为80%—15%—5%，并且做成束棒式，以减小插入控制棒后所引起的功率畸变。第二十七页，共三十三页，2022年，8月28日4-2-3可燃毒物组件为降低反应堆运行初期的过剩反应性，节省控制棒数量以及补偿堆寿期末由于燃耗和中毒效应等所引起的过剩反应性下降，一般堆内普遍应用固体可燃毒物。可燃毒物通常采用吸收中子能力比较强，又能随着反应堆运行与核燃料一起烧掉的同位素（如硼、铪、钆、及其化合物）作吸收材料，常用的有硼不锈钢、碳化硼、硼玻璃及硼化锆等，将这些吸收材料制成棒状或管状，然后外面加包壳。可燃毒物组件由可燃毒物棒、连接板和弹簧压紧部件等组成，它与控制棒组件不同，装入堆内后不上下移动。第二十八页，共三十三页，2022年，8月28日4-2-4中子源组件能发射中子的装置或物质称中子源。中子源大致分成三类，即放射性中子源，反应堆中子源及加速器中子源。为了保证反应堆在任何情况下都能安全启动，在堆芯整个寿期内要有足够强度的中子源。压水堆中常用如下两种形式的中子源；第二十九页，共三十三页，2022年，8月28日（1）钋-铍（Po-Be）源这种中子源常用于堆的初始启动，也称为一次源。210Po和9Be这两种材料的粉末混合装在不锈钢包壳管内，管的两端密封焊接。以铍（Be）作为靶核。放射性同位素钋（Po）发射出的α粒子与铍靶核作用而产生中子。特点是体积小，一般讲寿命长（Po-Be源半衰期最短为138.4天），γ射线剂量率低，价格贵。第三十页，共三十三页，2022年，8月28日（2）锑-铍(Sb-Be)源这种中子源用于堆运行过程中的再次启动，亦称二次中子源。123Sb和9Be这两种材料混装在包壳管中，两端密封焊接。常以铍（Be）作为靶核，γ发射体常用锑(Sb)等。发射的γ与靶核作用产生中子。一般每种中子源各做两个，分别固定在连接板上，构成带中子源的组件。这种组件放在堆芯边缘区，中子源插入空着的导向管并悬吊在堆芯半高度处。第三十一页，共三十三页，2022年，8月28日4．3反应堆压力壳压力壳是放置堆芯和堆内构件，防止放射性物质外逸的高压容器。特别是对压水反应堆来说，要使一回路的冷却水保持在350℃左右不发生沸腾，必须使一回路冷却水的压力保持在140大气压以上。反应堆压力壳要在这样的温度和压力条件下长期工作，再加上壳体尺寸较大，加工制造精度要求高