反应堆结构与核燃料
核反应堆工作原理
核反应堆工作原理核反应堆是一种产生和控制核裂变反应的设备，是核能利用的关键组成部分。
它通过裂变核燃料中的核素，释放出巨大能量，用于发电或其他应用。
一、核反应堆的基本构造核反应堆主要由以下部分组成：燃料棒、冷却剂、控制杆和反应堆压力壳。
1. 燃料棒燃料棒是装载核燃料的圆柱形结构，通常由浓缩铀或钚等可裂变材料制成。
燃料棒中的裂变核素在受到中子轰击时发生核裂变，产生能量和额外的中子，维持连续的链式反应。
2. 冷却剂冷却剂是用于带走核反应堆中产生的热量的介质，可以是水、重水、液态金属或气体。
冷却剂通过循环在燃料棒附近流动，吸收燃料棒释放的热量，同时保持核反应堆的温度稳定。
3. 控制杆控制杆用于调节核反应堆中的裂变反应速率。
控制杆通常由吸收中子的材料制成，如硼化硼。
当控制杆插入核反应堆时，它吸收了部分中子，减慢了反应速率；当控制杆抬起时，反应速率增加。
4. 反应堆压力壳反应堆压力壳是一个密封的容器，用于保护核反应堆内部免受外部环境的影响，并防止辐射泄漏。
它通常由厚实的钢制成，能够承受高压和高温。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理是基于核裂变和中子链式反应。
1. 核裂变核裂变是指重核（如铀-235）被中子轰击后分裂成两个更轻的核碎片的过程，并释放出大量的能量和中子。
裂变反应是连锁反应，每一次裂变都会释放出2-3个中子，进而引发周围其他核燃料材料的裂变。
2. 中子链式反应核反应堆中的裂变释放的中子可以引发其他核燃料的裂变，形成中子链式反应。
中子链式反应是自持续的，只要提供足够的核燃料和恰当的条件，反应就可以持续进行。
在核反应堆中，裂变反应迅速释放出大量热能，增加燃料棒温度。
冷却剂通过燃料棒的表面流过，并吸收热能，随后经过热交换装置将热能传递给工质，如水或蒸汽。
工质的温度升高，通过涡轮机驱动发电机，将热能转化为电能。
同时，控制杆的调节可以控制核反应堆的反应速率。
当控制杆插入核反应堆时，它吸收了中子，减慢了反应速率。
核能发电内部结构
核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式，其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内，核燃料通过链式反应产生能量，同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应，从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度，以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一，其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中，一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水，使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环，确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水，以便循环使用。
在冷凝器中，蒸汽通过散热片降温凝结成水，同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一，其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能，从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能，供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分，其作用是监测和控制核反应堆的运行状态，确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备，可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数，并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数，以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分，包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行，确保其安全性和可靠性。
例如，给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量；润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却；废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化，确保其符合环保标准。
核燃料元件知识点总结
核燃料元件知识点总结一、核燃料元件的概念和作用核燃料元件是指用于核反应堆的核燃料装置，是核反应堆的核心部件之一。
核燃料元件的主要作用是提供反应堆所需的放射性燃料，并在核反应过程中释放能量，从而产生热量用于发电或其他工业用途。
二、核燃料元件的种类和结构核燃料元件主要包括燃料棒、燃料组件和燃料组件簇。
燃料棒是核燃料元件的基本构成单位，其中包含核燃料和燃料包壳，是能够产生核裂变反应的主要部件。
燃料组件是由多个燃料棒组成的组合体，用于组成反应堆的核心部分。
燃料组件簇则是由多个燃料组件组成的更大的组合体，用于组成整个反应堆的燃料装置。
三、核燃料元件的组成和材料1. 燃料核素燃料核素是核燃料元件中的主要成分，它通过核裂变反应产生能量。
常见的燃料核素包括铀-235、钚-239等。
这些燃料核素需要具有一定的放射性，并且具有足够的裂变截面和寿命，以确保反应堆的稳定运行和长期使用。
2. 燃料包壳燃料包壳是燃料棒的外包覆层，主要作用是保护燃料核素并防止与周围介质发生化学反应和物理变化。
常见的燃料包壳材料包括锆合金、钛合金、不锈钢等，在高温、高压和高辐照条件下具有较好的稳定性和热导性。
3. 冷却剂和包裹材料冷却剂是核反应堆中用于散热和传热的介质，常见的冷却剂包括水、氦气、液态金属等。
包裹材料是用于固定和支撑燃料元件的结构材料，通常采用不锈钢、铝合金等。
四、核燃料元件的性能和特点1. 高能量密度核燃料元件具有高能量密度，能够在小体积和重量下获得大量的能量输出，适用于各种小型和便携式核能装置。
2. 长寿命核燃料元件具有长期放射性，能够持续输出能量，满足长期使用要求。
3. 高温、高压、高辐射环境下的稳定性核燃料元件能够在高温、高压和高辐射条件下稳定运行，满足核反应堆的要求。
五、核燃料元件的研究与应用1. 燃料元件设计和制造技术燃料元件设计和制造技术是核燃料元件研究的重要内容，包括核燃料的材料选择、结构设计、制造工艺、性能测试等方面。
核反应堆结构-4
控制棒导向管 : 在标准的17×17燃料组件中,导向管占据24个栅元, 它们为控制棒插入和抽出提供导向的通道,导向管 由一整根锆-4合金管子制成.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,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,在正常运行时有一定的冷却水流 入管内进行冷却,而在紧急停堆时水能部分地从管 内流出,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.
导向管与下管座的连接借助其螺纹塞头来实现,螺 纹塞头的端部带有一个卡紧的薄圆环,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; 螺纹塞头旋紧在合金端塞的螺孔中将导向管锁紧在 下管座中. 组件重量和施加在组件上的轴向载荷,经导向管传 递,通过下管座分部到堆芯下栅格板上.燃料组件 在堆芯中的正确定位由对角线上两个支撑脚上的孔 来保征,这两个孔和堆芯下栅格板上的两个定位销 相配合,作用在燃料组件上的水平载荷通过定位销 传送到堆芯支承结构上.
核燃料组件的"骨架"结构
前面已经讲到17×17型压水堆核燃料组件是由 包括定位格架,控制棒导向管,中子通量测量管, 上管座和下管座所组成的"骨架"结构和核燃料元 件组成. 定位格架 作用: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.格架的加紧力设计成既使可能发生的 振动减到最小,又允许有不同的热膨胀滑移,也不 致引起包壳的超应力. 结构外形:格架由锆-4合金条带制成,呈17×17正 方栅格排列,条带的交叉处用电子束焊双边点焊连 接,外条带比内条带厚,内条带的端部焊在条带上, 外条带端部由三道焊缝连接;使格架能在运输及装 卸操作过程中很好地保护燃料棒.
高温气冷堆核电站燃料元件
高温气冷堆核电站燃料元件高温气冷堆核电站燃料元件引言高温气冷堆（HTGR）核电站是一种新型的核电技术，其核心部分是燃料元件。
燃料元件作为核反应堆的主要组成部分，直接影响着核电站的安全性和性能。
本文将对高温气冷堆核电站燃料元件进行详细介绍。
一、高温气冷堆核电站燃料元件概述高温气冷堆核电站燃料元件是核反应堆中将燃料和包层密封为一个整体的部件，其主要由燃料颗粒、包层和燃料柱组成。
燃料颗粒是燃料元件的核心，是将核燃料以微米级粒子封装起来的单位。
包层是用于保护燃料颗粒免受外界环境影响以及控制燃料释放率的包裹层。
燃料柱由多个燃料元件组件形成，是整个高温气冷堆核电站的燃料集合体。
二、高温气冷堆核电站燃料元件的特点1. 高温工作能力高温气冷堆核电站燃料元件需要能够在高达1000℃的高温条件下稳定工作。
在高温下，燃料元件需要具备良好的热稳定性和机械稳定性，以确保核反应堆的安全和稳定运行。
2. 高效燃料利用高温气冷堆核电站燃料元件采用微米级核燃料颗粒，能够实现高效燃料利用。
核燃料颗粒密度大、燃料排布均匀，能够提高燃料利用率，减少核废料的产生。
3. 优异的核安全性高温气冷堆核电站燃料元件在设计上考虑到核安全性的要求，能够防止核燃料泄漏，避免辐射的泄漏对环境和人类健康造成的危害。
4. 高可靠性和长寿命高温气冷堆核电站燃料元件需要具备高可靠性和长寿命的特点，能够在长期运行的过程中稳定工作，并且能够承受辐射损伤和热循环引起的疲劳。
三、高温气冷堆核电站燃料元件的材料1. 核燃料颗粒材料核燃料颗粒的材料是高温气冷堆核电站燃料元件的核心。
常用的核燃料颗粒材料包括乌兰斯基石墨球、氧化物燃料等。
这些材料具有良好的耐高温性能和辐照稳定性。
2. 包层材料包层材料需要能够起到有效隔离燃料颗粒和外界环境的作用，同时能够在高温和辐照条件下保持稳定性。
常用的包层材料有碳化硅、石墨等。
3. 燃料柱材料燃料柱材料需要具备良好的机械强度和耐高温性能，以确保燃料元件的正常运行。
核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
a1b核反应堆参数
a1b核反应堆参数
a1b核反应堆是一种高效的核能发电设备，其参数包括核燃料类型、反应堆结构、反应堆功率、冷却剂类型等。
首先是核燃料类型，a1b核反应堆采用钚铀混合燃料，这种燃料的核截面积大，能够产生更多的热量，从而提高反应堆效率。
其次是反应堆结构，a1b核反应堆采用了大型的反应堆容器和钨合金反射层，能够更好地控制反应堆内部的中子流动，增加反应堆安全性。
第三是反应堆功率，a1b核反应堆的功率可以根据需求进行调整，最大功率可达到1.5GW，足以满足大型城市的能源需求。
最后是冷却剂类型，a1b核反应堆采用氦气作为冷却剂，氦气具有良好的导热性能和化学稳定性，能够有效地将反应堆内部产生的热量传递出去，保证反应堆稳定运行。
综合以上参数，a1b核反应堆成为了一种高效、安全的核能发电设备，可以为人类提供可靠的清洁能源。
- 1 -。
反应堆传热1
由此可见，堆内传热是一个较复杂的传热 问题。
反应堆传热
热传递的基本规律 ---三大传热方式
热传导 依靠微观粒子的热运动而产生的热量传递 对流传热 热传导 对流传热
流体各部分之间发生相对位移，冷热流体相互掺混所引 起的热量传递方式。
辐射传热
物体通过电磁波来传递热量的方式。
热传递的三种形式
反应堆热工
《反应堆热工》所要研究的基本课题之 一，就是如何把核反应过程所不断放出 的热量及时地载运出去，使反应堆得到 有效的冷却，以保证反应堆内的各部分 的温发不超过核燃料、结构材料等所能 够承受的安全限制温度。同时使反应堆 输出的热功率有效地加以利用。
燃料元件
上图是压水堆中燃料元件活性部分结构示意图．燃料 元件中的核燃料一般做成一定形状的芯块(铰片)，密 封在金属包壳内，芯块与包壳问在冷态时一般都留有 一个很小的间隙(或称气隙)，内中充以惰性气体
1.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数：
qV t 2 t 2 t 2 t qV 2 2 2 a t 2 c x y z c c
c
定义：热扩散率 a
表征物体被加热或冷却时，物体内各部分温度趋向均匀一致的能力
dT Q kF dx
积分两次，得：
t c1 x c 2
t t c1 w1 w 2 c 2 t w1
代入边界条件解出C1和C2：
将C1和C2代入导热微分方程，得到：
t w1 t w 2 单层平壁的温度分布：t t w1 x
上式对x求导，得到：
6.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数，一维稳态温度场，有内热源：
d 2 t qV 0 2 dx
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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。
1．燃料组件骨架结构燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。
其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。
（1）定位格架沿燃料组件纵向有8个定位格架，它们用以固定、支承燃料棒。
格架的夹紧力使燃料棒与格架之间可能发生的振动磨损降到最小，又允许二者有不同的热膨胀，不致引起燃料包壳超过允许应力。
定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。
在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。
弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。
这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。
格架通过条带的调节片与导向管连接，这些调节片直接焊在导向管上。
在格架的四周外条带的上缘设有导向翼，在中间的六层格架（位于高中子通量区内）的的内条带上设有交混翼。
图4.4 燃料组件 图4.5 定位格架- 39 -（2）导向管每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。
其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。
在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。
缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。
（3）通量测量管位于组件中心位置的通量测量管为运行中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道，由锆－4合金制成。
它与格架固定的方法类似于控制棒导向管。
（4）下管座下管座是燃料组件的底座，由AISI304不锈钢制成。
它包括四个支撑脚和一块正方形多孔板，后者尺寸为21.4cm ×21.4cm ，下侧装了滤网，防止杂物进入堆芯损坏燃料组件。
导向管与下管座用螺钉连接并焊接，组件重量和施加在组件上的轴向载荷经导向管传递到下管座上。
下管座两个对角支撑脚上有销孔，它们与堆芯下栅格板上的两个定位销相配合，保证了燃料组件在堆芯的定位，作用在燃料组件上的水平载荷同样通过定位销传到堆芯支撑结构上。
（5）上管座上管座是燃料组件上部构件，冷却剂通过它由燃料组件流向堆芯上栅板的流水孔。
上管座由承接板、围板、顶板、四个片状弹簧和配件组成。
除了弹簧和锁紧螺钉之外，所有零件由304型不锈钢制成，弹簧和螺钉由因科镍合金718制成。
承接板为正方形，上面加工了许多长孔，允许冷却剂流出，又能防止燃料棒从组件中向上弹出。
控制棒导向管上端固定在承接板上。
围板是正方形薄壁壳体，它组成了管座的水腔。
顶板也是正方形的，并有一个中心孔，这个孔允许控制棒束通过。
和下管座类似，上管座顶板对角上有两个销孔，供堆芯上栅板的定位销插入，以定位燃料组件。
顶板上装有四个弹簧片。
在安装堆内上部构件时，弹簧被堆芯上栅格板压迫，每个簧片的自由端均向下弯曲，扣在顶板的键槽内，产生弹簧力，压紧燃料组件。
2．燃料棒燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件。
271块二氧化铀燃料芯块叠置在锆－4合金包壳管中，两端装上端塞，把燃料芯块封焊在里面，从而构成长3851.5 mm ，外径9.5 mm 的燃料棒。
如图4.4所示。
图4.4 燃料棒燃料包壳是压水堆的第一道安全屏障，它的作用是防止核燃料与冷却剂接触，并防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染。
压水堆的燃料包壳目前普遍采用锆－4合金（锡：1.2～1.7％，铁：0.18～0.24％，铬：0.07～0.24％），这是因为这种材料的中子吸收截面小，而且在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，而且氚很难穿过锆扩散出来。
燃料棒包壳的上端塞有一个气孔，在制造过程中通过它向燃料棒内充以30 bar压力的氦气，然后焊死。
燃料芯块上部由不锈钢螺旋弹簧压紧，防止装堆前操作或运输过程中燃料芯块在包壳管内窜动。
弹簧构成的空间可容纳燃料放出的裂变气体。
包壳与燃料芯块之间有0.164 mm的间隙，保证包壳和燃料的不同热膨胀及燃料的辐照肿胀不会使包壳超过允许应力。
在一个燃料组件里的264根燃料棒中，所装的二氧化铀芯块的浓缩度都是相同的。
3．燃料芯块燃料芯块呈圆柱形，由二氧化铀粉末加造孔剂经冷压烧结成95％理论密度的陶瓷体。
其直径为8.192 mm，高为13.5 mm。
每个芯块上下端面呈碟形，用来补偿因热膨胀和辐照肿胀造成的形状变化。
芯块熔点2800 ℃，密度10.04 g/cm3，在高温下与水不起反应，平均燃耗可达33000 MWD/T，是压水堆普遍采用的燃料形式。
芯块理论熔点为1250℃，包壳约从820℃开始与水起反应并产生氢气。
运行中应使燃料保持在可接受的温度之下，否则可能出现锆水反应或芯块熔化导致包壳熔化。
4.1.3 堆芯功能组件控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件通称堆芯功能组件。
它们与燃料组件组合在一起，在反应堆运行中起着重要作用。
1．控制棒组件控制棒组件（RCCA）是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。
在正常工况下它们用于启动反应堆、调节堆功率和停堆。
在事故工况下，控制棒依靠自身重力快速下插，使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证安全。
（1）结构每个控制棒组件有24根中子，它们顶端固定在一个星形架上。
星形架包括一个连接柄和若干带有圆筒形指杆的翼片，吸收棒就悬置在指杆上。
在连接柄的上端，有与控制棒驱动机构的驱动杆相连的槽口和供吊运用的凹槽。
在连接柄内的底部装有一个弹簧，以便在控制棒紧急下落到终端时吸收冲击能量，起缓冲作用。
星形架由304不锈钢制成，而弹簧材料是因科镍-718。
吸收棒分为吸收剂棒和不锈钢棒。
吸收剂棒所用的吸收剂为银铟镉合金（Ag—80％，In—15％，Cd—5％），制成芯块置于不锈钢管中。
吸收棒的长度能保证当它位于最高位置时，其下端仍在导管中，始终保持对中。
（2）分类控制棒组件分两类。
一类由24根吸收剂棒组成，吸收能力强，称为黑棒组件；另一类由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱，称为灰棒组件。
- 40 -- 41 -控制棒组件在信号逻辑上分为八组，包括四个功率控制组（G 1，G 2，N 1，N 2）、一个温度控制组（R ）和四个停堆组（S A ，S B ，S C ，S D ），其中仅G 1和G 2为灰棒组件。
除控制棒组件之外，其它三种功能组件的结构都是类似的，如图4.7。
它们由压紧构件和固定在压紧构件底板上的24根棒组成。
这些功能组件在堆芯中都放置于相应的燃料组件内，其棒束穿过燃料组件上管座，插入控制棒导向管中，压紧构件则支承在上管座的承接板上，堆芯上栅格板使压紧构件的轭板往下压挤，固定功能组件。
图4.6 控制棒组件结构 4.7 堆芯功能组件结构2．阻力塞组件凡不装控制棒组件、可燃毒物组件或中子源组件的燃料组件均装有阻力塞组件，其作用是不使冷却剂从导向管中旁流。
阻力塞棒由304不锈钢制成，长20 cm 。
3．可燃毒物组件我们知道，压水堆使用控制棒组件和调节冷却剂硼浓度这两种方式来控制反应性。
但是，新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以第一循环装有66束可燃毒物组件。
它们在第一次换料时全部取走。
可燃毒物组件由压紧构件和固定在压紧构件底板上的可燃毒物棒束组成。
每个棒束的24根棒中有12或16根毒物棒，其它为阻力塞棒。
毒物棒由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管构成，其中硼可吸收中子。
硼玻璃管由不锈钢管状内衬支撑，防止硼玻璃坍落或蠕变。
4．中子源组件中子源组件用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外测量仪表可以监测达临界过程。
中子源有两种：初级中子源和次级中子源。
前者提供反应堆初次启动所需的源强，后者在反应堆运行中被活化，并在第二循环之后提供启动用的中子源。
在第一循环堆芯中，有4个中子源组件，其中两个各含有一个初级源和一个次级源棒，称为初级源组件；另两个各含有四个次级源棒，称为次级源组件。
初级源是放在一个双层钢包壳内的锎－252（252Cf）芯块。
锎源的放射性活度为100 Ci，中子发射率为2～4×10-8 n/ｓ，其半衰期为2.54年。
初级源组件由一根初级源和一根次级源棒、16根可燃毒物棒和6根阻力塞棒组成。
在第一次换料时取出初级源组件，由阻力塞组件代替。
次级源棒由叠放在不锈钢管中的锑－铍（Sb－Be）芯块组成。
锑在堆内吸收中子活化后放出 射线，轰击铍产生中子。
每根源棒约装530 g锑－铍混合物，在满功率运行两个月后，其活度可满足停堆12个月后再启动之用。