反应堆本体结构
(完整版)反应堆本体结构

13
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。
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。
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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。
第三讲 反应堆本体结构
1
2
3
4
5
6
(一)反应堆堆芯
7
➢ 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
➢ 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。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末(陶瓷型芯
反应堆结构课件3第三章

燃料元件包壳
材料: 锆-4 合金
燃料元件包壳壁厚的选择 结构强度 化学,腐蚀 一定的安全裕度
包壳内壁与燃料芯块的径向间隙 大小与间隙的导热系数 有密切关系,是影响芯块温度的重要因素,同时芯块的 各种特性如导热系数,裂变气体的释放,蠕变和塑性形 变等也都随温度变化。
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“骨架”结构
定位格架
控制棒导管 中子通量测量导管 上管座 下管座
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。 若要保持控制棒在某一位置时,仅传递线圈通电,传 递钩爪承载。 47
紧急停堆-控制棒自由落体
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。
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反应堆压力容器
反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件,工作在高压(15.5MPa左 右)、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下,寿命不少于40 年。百万千瓦级核电厂压力容器高约13m,内径5m,筒体壁厚200mm, 总重约330t。
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棒状燃料元件棒
结构组成
选材原则:限制燃料和包壳 的使用温度 包壳的作用以及选材特点 机械强度;第一道屏障 燃料芯块结构特点 锆氢反应?任何防止?1 2 集气空腔盒充填气体作用: 轴向空腔和径向间隙作用, 预冲压氦气技术作用 15
芯块的结构特点
结构尺寸:圆柱体形 何谓“环脊” 现象 为何采用碟形加倒角的 结构形式 如何防止辐照肿胀的破 坏: 1碟形加倒角 2制孔剂 芯块密度的选择
作用:
1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造,成本低 49
反应堆本体结构

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(一)反应堆堆芯
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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
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。
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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
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(a)燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 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。
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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。
压水堆反应堆堆芯

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)。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如 上页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃 料组件,其中53个核燃料组件中插有控制棒组件, 66个核燃料组件中装有可燃毒物组件,4个燃料组件
中插有中子源组件,其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高约4m,等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
-
Ba
144
89
-
Kr 3n
Nd
144
Ba
-
144
La
-
144
Ce
-
Pr
144
89
Kr
89
Rb
236
89
Sr
89
Y
或
n
235
U
-
U
*
-
140
-
Xe
140
-
94
Sr 2n
Ce
140
Xe
-
140
Cs
-
140
Ba
La
第三讲 一回路主系统
之
压水堆堆芯
反应堆本体结构
(一)压水堆本体概述
核动力设备与系统第2课

2.3.2 密封装置
• 外侧的O型密封环上不开小孔,而是在其内 充氦气,通常称为充气环。
• 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。
57
2.3.3 压力容器运行限制
• 塑性材料,延伸率大于5%;脆性材料,延 伸率小于5%
47
2.2 堆芯支撑结构
• 下部支承结构 • 上部支承结构 • 堆芯仪表支承结构
堆芯支承结构用来为堆芯组件提供支承、 定位和导向,组织冷却剂流通,以及为堆 内仪表提供导向和支承。
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以大亚湾数据为例
压力容器上封头 清扫流量2.2%qm 堆芯入口流量qm 堆芯围板旁流量
0.6%qm 压力容器与吊篮间 直接旁流量1%qm
控制棒导向管旁 流量2.24%qm
堆芯主流程流量 93.5% qm
49
50
51
2.3 反应堆压力容器
2.3.1 概述
• 反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel: RPV)支承和包容堆芯和堆内构件, 工作在高压(15.5Mpa左右)、高温含硼酸 水介质环境和放射性辐照的条件下,寿命 不少于40年。
13
1.3.2 反应堆冷却剂的出口温度
• 冷却剂出口温度越高,电厂热效率越高, 但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素:
1.燃料包壳温度限制:抗高温腐蚀性能 2.传热温差的要求:燃料表面与冷却剂间应
有10℃~15℃温差 3.冷却剂过冷度要求:为保证流动的稳定性
和有效传热,冷却剂应具有20℃左右的过 冷度
20
1.5 系统的参数测量
• 温度测量(MT):热电偶(电阻温度计) • 压力测量(MP):压力传感器 • 流量测量(MF):差压变送器
第三章 反应堆冷却剂系统和设备

3-1 反应堆冷却剂系统
2.压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力,应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中,由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因,会造成一、二回路之间的功率 失配,从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低,造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器,引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时,压力控制系统 调节喷淋阀.由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压;若压力低于设定值,压力控制系统启动加 热器,使部分水蒸发,升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同,稳压器分为两类, (1)气罐式稳压器:容积大,易腐蚀,淘汰 (2)电加热式稳压器:大都采用 三、稳压器本体结构(电) 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m,直径2.5m,上下端为半 球形封头,总容积约40m2,净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统,其主要功能 是: (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出, 并通过蒸汽发生器传给路工质,产生蒸汽,驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段,经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体,并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力,防止堆内发 生偏离泡核沸腾,同时对一路系统实行超压保护。
反应堆结构与核燃料

第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源,其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料,源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功,汽轮机带动发电机,产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房(也称为安全壳)的正中,它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑(即堆坑)内,而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图,它可分为以下四部分:● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心,由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成,核反应区高3.65m ,等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能,并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中,初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度,是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件,浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区,如图4.3所示。
通常每年进行一次换料,更换约三分之一燃料组件,称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走,在外区加入新燃料组件,而其余组件在堆芯中央重新布置,使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25%。
为满足不断增长的发电需求,从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划,今后还将采用长燃耗循环,即18个月换料方式,届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置(第一循环)- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成,呈17×17正方形栅格排列,总共有289个栅格,其中264个装有燃料棒。
简述压水堆本体结构的主要组成部分。

简述压水堆本体结构的主要组成部分。
压水堆是一种核反应堆,其本体结构由多个重要组成部分构成。
这些组成部分在核反应堆的运行中起着至关重要的作用。
本文将介绍压水堆本体结构的主要组成部分。
压水堆本体结构由以下主要组成部分构成:1. 反应堆压力容器:反应堆压力容器是压水堆本体结构中最重要的部分之一。
它是容纳反应堆燃料和控制棒的密闭容器,同时还承受着反应堆运行过程中的高压和高温。
反应堆压力容器一般由钢制成,内部涂有一层防腐涂层。
2. 燃料组件:燃料组件是压水堆本体结构中的另一个重要组成部分。
燃料组件由多个燃料棒组成,每个燃料棒内部填充有铀燃料。
在核反应堆的运行中,铀燃料将发生核分裂反应,产生大量的能量。
3. 控制棒:控制棒是核反应堆中的另一个重要组成部分。
它们通常由铼和银制成,内部填充有吸收中子的材料。
控制棒的作用是控制反应堆中的中子数量,以保持反应堆的稳定运行。
4. 冷却剂循环系统:冷却剂循环系统是压水堆本体结构的另一个重要组成部分。
冷却剂循环系统通过循环水来冷却反应堆,同时还将热能转移到发电厂的蒸汽轮机中。
冷却剂循环系统由多个冷却剂泵、换热器和管道组成。
5. 压力容器支撑系统:压力容器支撑系统是压水堆本体结构的一个关键组成部分。
它主要由支撑和连接反应堆压力容器的结构组成。
压力容器支撑系统的作用是保持反应堆的稳定性,防止反应堆在运行过程中发生变形或破裂。
压水堆本体结构的主要组成部分包括反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂循环系统和压力容器支撑系统。
这些组成部分在核反应堆的运行中各自发挥着重要的作用,确保着核反应堆的安全稳定运行。
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或 n 235 U U 236 * 140 Xe 94Sr 2n
-
-
-
-
140 Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce
-
-
94Sr 94 Y 94 Zr
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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
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。
17
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
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
8
堆芯布置
➢ 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。
n 235 U 236 U* 144 Ba 89 Kr 3n
-
-
-
-
144 Ba 144 La 144 Ce 144 Pr 144 Nd
-
-
-
89 Kr 89 Rb 89Sr 89 Y
➢ 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。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末(陶瓷型芯
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。
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“内-外”式换料策略
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235U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
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。
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➢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。
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(1)燃料元件棒
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。
19Biblioteka 料芯块燃料组件与燃料元件20
AFA2G燃料组件
➢ 标准的17×17型组件:燃料棒径为9.5mm,棒间距
12.6mm,横截面尺寸214×214mm2,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
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。
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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。
53个插有控制棒组件
157个无盒燃料组件
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。
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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。
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。
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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)。
第三讲 反应堆本体结构
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5
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(一)反应堆堆芯
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➢ 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
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。
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 203Gd作可燃毒物来抑制功率峰。
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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
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
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,3.6~4.3m.
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堆芯布置换料策略
➢ 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。
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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。