03章 反应堆冷却剂系统和设备
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
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。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
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《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
核电站320课程第三章
第3章反应堆冷却剂系统（RCP）3.1 系统描述3.1.1 系统功能1．主要功能反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
2．辅助功能(1)中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。
另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。
(2)反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。
(3)压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
(4)放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。
3.1.2 系统说明1．系统流程如图3.1所示，RCP系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。
另外，1号环路热管段上连接有一个稳压器，用于RCP系统的压力调节和压力保护。
每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
图3.1 RCP系统的组成在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将核燃料释放出的热能传导出去。
为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。
高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒U形管，将热量传给在U形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。
冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。
第三章 反应堆冷却剂系统和设备-2012
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
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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UO2陶瓷型芯块：
o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。
o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。
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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
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
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3.1 反应堆冷却剂系统
一回路压力
提高压力，可以提高出口温度，从而提高电 厂的热效率 20Mpa，饱和温度 365.7oC； 15.5MPa ，饱和 温度 344.7oC，提压潜力有限。 提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统2016
组成
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel , RPV)
包括控制棒驱动机构安装接管 反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump , RCP) 蒸汽发生器(Steam Generator , SG) 包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线 稳压器(Pressurizer， PRZ) 安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System , ADS)的阀门;
• 反应堆冷却剂泵的水力部 件主要是由泵壳、叶轮和 导叶等零部件组成的混流 式泵。水力部件和电机之 间由热屏隔离堆芯冷却剂 的高温。
堆芯围筒
下部构件 堆芯下支承板
堆内构件的功能
盛装燃料组件与相关组件，并为它们提供定位和预紧力； 为控制棒组件提供可靠的导向，吸收落棒冲击能； 为堆芯提供冷却剂流道和合理的流量分配，并减少冷却剂无 效泄漏； 屏蔽中子和 γ 射线，减少压力容器的辐照损伤； 为堆芯中子注量率测量和温度测量系统提供固定支承和导向； 为压力容器辐照样品监督管提供固定的位置； 为堆芯跌落提供二次支承。
堆芯测量仪表系统的测量探头提升绞盘
起吊三脚架
控制棒驱动机构风冷通风道
螺栓起吊轨道
屏蔽罩 检查门
冷却围筒是位于压力容器顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。在 核电厂正常运行时，冷却围筒为控制棒驱动机构电磁线圈提供冷却气流通道。
3.4 堆内构件(Reactor Internals)
系统示意图
冷却剂在冷却剂泵的驱动 下流过燃料组件，吸收了 核裂变产生的热能以后流 出反应堆，进入蒸汽发生 器，把热量传给二回路的 水，而冷却剂本身的温度 降低。从蒸汽发生器出来 的冷却剂再由反应堆冷却 剂泵送回反应堆去加热， 重复这个过程以持续进行 能量转换。一回路压力由 稳压器来维持和调节。
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压水堆核电厂一回路参数范围是：工作压力15MPa 左右；冷却剂在反应堆进口温度取280℃~300℃，反应堆 的出口温度取310℃~330℃，进出口的温升为30℃~40℃。 核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大 温差为17℃~25℃。反应堆的设计温度为350℃。
一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电 功率为300MW时，冷却剂总质量流量可达到 15000t/h~21000t/h（即每10MW热功率160t/h~250 t/h）。 主管道内冷却剂流速可达15 m/s，一回路系统的总阻力约 为0.6MPa~0.8MPa
燃料组件骨架（续） 下管座对进入组件的冷却剂起流量分配作用， 又是燃料组件底座。 组件重量和施加到组件上的轴向载荷，经下 管座作用到下栅板上。 燃料组件在堆芯的定位由两个对角支撑脚上 的销孔和下栅板上两个定位销来保证，作用 在燃料组件上的水平载荷也通过定位销传递 到堆芯支撑结构上。
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一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量和 流速等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性，合 理选择一回路的工作参数是核电厂设计的重要内容。 一回路压力
由水的热物理性质可知,要想提高反应堆冷却剂的出口温度而 不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以,从提高核电 厂的热效率来说，提高一回路系统冷却剂的工作压力是有利的。 但是，这方面的潜力非常有限. 例如,水的压力为20MPa时,其饱和温度也仅有365.7℃， 而现代压水堆一回路常用压力为15.5MPa，其对应的饱和温度为 344.7℃。二者相比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高 21℃。显然,如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反而 对各主要设备的承压要求、材料和加工制造等技术难度都大大增 加了，最终影响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约 为15MPa左右。设计压力取1.10~1.25倍工作压力；冷态水压试 验压力取1.25倍设计压力。
第3章 反应堆冷却剂系统和设备
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3.1 反应堆冷却剂系统
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3.1.1 系统功能 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二回路工质，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载体，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，同时对一回路系统实行 超压保护。
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燃料组件骨架
燃料组件骨架由24根控 制棒导向管、一根中子通量 测量管与上下管座焊接而成， 沿高度方向设置有8个定位 格架以提高组件的刚性和强 度。 骨架结构使264根细长的 燃料元件形成一个整体，承 受整个组件的重量和控制棒 下落时的冲击力，并保证控 制棒运动的畅通。
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弹簧所在空间可容纳燃料放出的裂 变气体，包壳与芯块之间有0.64mm的间 隙，补偿包壳和燃料芯快不同材料的热胀 和燃料的辐照肿胀。气空间充3MPa压力 的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小 包壳内外的压差。 值得提出的是，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1850℃，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。
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2. 堆芯功能组件 每个燃料组件都提供了24个控制棒 导向管，这些位置安排有堆芯功能组件。 控制棒组件
控制棒组件是一种快速控制反应性的工具，在正常运
行时用于调节反应堆功率，在事故工况下快速引人负 反应性，使反应堆紧急停堆，保证核安全。 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。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。 控制棒组件分两类：
由此可见,对于一定的工作压力,反应堆冷却剂的堆出口 温度变化余地很小.如大亚湾核电厂一回路压力15.5 MPa， 其堆出口冷却剂平均温度为329.8℃.
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反应堆冷却剂入口温度 反应堆冷却剂的堆出口温度一旦确定,对于一 个确定热功率的反应堆，其入口温度与流量有单 值关系。 入口温度高： 利：一回路冷却剂平均温度高，提高机组热效率。 弊：冷却剂温升小，所需冷却剂流量大， 增加 了泵的泵送功率。从而降低了电厂的净效率。 冷却剂的入口温度应与流量综合考虑选 取最佳值。
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冷却剂在堆芯的流动
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1 燃料组件
燃料组件由燃料元 件，定位格架和组件骨 架等部件组成。燃料元 件呈17x17正方形排列， 每个组件有289个位置， 其中264个位置由燃料 元件占据。
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燃料元件 燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。 结构：外面是Zr-4合金包壳，包壳内装有二 氧化铀芯块。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。 尺寸：燃料元件长为3851.5mm，外径 9.5mm，包壳管厚0.57mm，燃料芯块呈圆 柱形，直径8.192mm，高13.5mm。 燃料包壳的作用：防止核燃料与反应堆冷 却剂接触，以免裂变产物逸出造成放射性污 染。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。
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3.2 反应堆本体结构
压水堆本体包括： 堆芯 堆芯支撑结构 反应堆压力容器 控制棒传动机构。
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3.2.1 堆芯结构
堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。 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。 例如：大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全 相同的燃料组件， 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%。 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3.2%
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反应堆冷却剂的出口温度
电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关.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:
燃料包壳温度限制
燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制,对于轻水堆, 包壳材料 Zr-4的允许表面工作温度应不高于350℃。 传热温差的要求 为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要求，燃料表面与冷却 剂间应有足够的膜温压。若包壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少 要比此温度低10℃~15℃，以保证正常的热交换。 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.
当压力升高至超过设定值时，
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。
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超压保护系统 当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶 部卸压管线上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽， 使稳压器压力下降，以维持整个一回路系统的完整 性。卸压系统主要由装在稳压器汽空间连管上的卸 压阀或安全阀及其管道和卸压箱组成。
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3.1.4 系统布置 反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全 部安装在安全壳内。 反应堆安放在安全壳中央并稍偏离中心，以避开 装卸料机构的起吊死区。堆芯部分处在反应堆厂 房地平面高度以下。 反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压 力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿 主管道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆 动的支撑结构，以允许横向位移。
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3.1.2 系 统 描 述
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按照功能,反应堆冷却剂系统可分为： 冷却系统、压力调节系统、超压保护系统。 冷却系统 冷却系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应 的管道组成。 在正常功率运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂强迫循环通 过堆芯，带走燃料元件产生的热量。 冷却剂流速选择 （综合技术经济考虑） 流速大： 利：载热量大、传热系数高。 弊：流动阻力大，泵的扬程要求高，泵功消耗大，从而厂 用电增加。 大亚湾核电厂堆内冷却剂平均流速为4.6m/s。秦山核电 厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s
2013-7-19 5
在发生全厂断电事故时，主泵停转，冷却剂失去强迫循 环。保护系统实行紧急停堆，功率水平迅速下降。为了去 除堆内衰变热，必须保证一定的冷却剂流量。在反应堆冷 却剂系统和设备的设计上，采取下述措施： 增加泵的惯性流量
在反应堆冷却剂泵电动机顶部装飞轮，延长主泵断电后的惰转时
间，保证断电后短时间内有足够的流量通 在组件中心位置的中子通量 密度测量管为堆芯中子通量 密度测量元件提供通道。 沿燃料元件全程有8个定位 格架，它维持燃料元件的侧 向间隙，也是夹持燃料元件 和加强燃料元件刚性的构件。
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。
在一回路设备布置上，应使蒸汽发生器的位置高于反应堆 压力容器，以便建立和保持一个自然循环驱动头。
在一回路出现两相流的情况下，必须考虑流动的不稳定性问题。 原理上，增加堆芯与蒸汽发生器间的高度差仍然有效，但增加的 办法更倾向于降低堆芯高度，拉长反应堆压力容器而不是抬高蒸 汽发生器。