核反应堆-核电-核技术-核工程-32 压水反应堆堆本体
(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。
18
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。
23
(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
压水堆核电站反应堆核能与反应堆基础知识
压水堆核电站反应堆核能与反应堆基础知识1.1 核能的特点 ..............1.2 核反应堆与核电厂动力系统1.2.1 核电厂动力系统简介…1.2.2 反应堆及其分类 .......随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。
一方面随着生活水平的提高，人均对能量的消耗也越来越高；另一方面，世界总人口还在不断地增加。
更主要的是在工业、农业、交通运输方面按每人平均所消耗的能量增加了。
世界上有些国家，有些地区因能源不足而延缓了经济的发展的例子是不少的。
核裂变现象的发现表明，核能时代开始了。
核能以它的本身的特点越来越得到人类的重视。
核能，最初由于人们对此物理现象的不确切了解，称为原子能。
实际上它是由于原子核内部发生裂变或聚变而产生的巨大的能量。
目前在反应堆中,用不带电的粒子（中子）去轰击靶核235U使之裂变从而释放出大量的核能。
但核能的产生并非容易，因为原子核很小，又带正电。
击开它并非易事。
早期人们一直是设想用加速的带电粒子作为轰击原子核的炮弹。
为了使原子核分裂，曾设计了大型静电加速器和回旋加速器，通过这些设备甚至可以把带电粒子加速到近千万电子伏，但仍然很难击开原子核，成千上万发的炮弹很可能只有一发炮弹能击中原子核。
如同爱因斯坦所说，“我们好比是一些憋脚的射手，在黑暗的郊外打鸟，那里的鸟又非常少”。
1932年查德威克（ChadWiCk）等人发现了中子。
HeC+∖n中子不带电荷，和原子核之间没有库仑力的相互作用，容易接近原子核而引起核反应。
中子的发现开创了核物理学的新纪元，也为重核裂变提供了强有力的“炮弹”。
1938年哈恩（O.Hahn）和斯特拉斯曼（F.Strassmann）用放射化学的方法发现和证实了235U在中子的轰击下发生裂变的现象。
但当时把放出的新的中子给忽略了。
后来，许多科学家利用各种方法（如电离室，云雾室等）来证明中子轰击铀核后，铀核分裂成两个质量近似相等的碎片，同时放出两个至三个的次级中子，还释放出大量能量和射线。
核反应堆-核电-核技术-核工程-1.4 核电厂主要动力堆简介 (1)
5、快中子堆
快中子增殖堆有池式和回路式两种形式。 池式堆芯分为核燃区和增殖再生区两部分
燃料区：燃料棒按三角形排列，
六角形燃料盒，长54m，对边宽为 17cm ；燃料由富集度为17％的二 氧化钚和富集度为83％的二氧化 铀组成，核燃料区由364个燃料盒 组成；
再生区：四周为天然铀（或贫化）
的氧化物燃料制成，燃料棒直径 为15mm ；
池式系统把反应堆堆芯、一回路
钠泵及中间热交换器都浸泡在一 个大型钠容器中。
9
5、回路式快堆
回路式：用管道将反应堆、热交换器
和泵等各个独立设备连接成一回路冷却 水系统。
一座1000MW（电功率）快堆堆
芯的直径约2m，高约lm；
一个功率为1000MW的快堆有
1.4 核电厂主要动力堆简介
1、压水堆（一、二、三回路）
冷却剂和慢化剂：轻水 核燃料：富集程度在2%～
4.4%的烧结二氧化铀
压力：15.5MPa 进口水温堆核电厂的核心， 其作用是生产核蒸汽。
常规岛主要包括核汽轮发电机 组及其厂房和设置在厂房内 的二回路系统及设施，与常 规火电厂类似。
约为轻水的1/700，重水的中子吸收截面σa=0.92×10-31m2，而 轻水的σa=0.638×10-28 m2。 。
重水中氘原子的质量是氢原子质量的2倍，D2O慢化中子的能力
不如H20有效，快中子在重水中慢化成热能中子要比在轻水中 经历更多次数的碰撞和更长的行程。 。
重水具有与轻水相近的优良热物理性能，是很好的冷却剂。但
快堆中不用慢化剂，快堆中一边消耗239Pu ，又一边使铀－238
转变成新的239Pu ，由于只要不断添加238U ，快堆中有多余的 239Pu能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料， 通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所 得到的239Pu ，还可以装备一座相同规模的快堆。
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核反应堆技术简介
核反应堆技术简介核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的技术。
核反应堆是核能发电的核心设备，它能够将核能转化为热能，再通过热能转换为电能。
本文将对核反应堆技术进行简要介绍。
一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而驱动发电机发电。
核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。
核聚变是指轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下融合成重核的过程，同样也会释放出巨大的能量。
核反应堆中的燃料一般采用铀、钚等重核，通过控制中子的速度和密度，使其与燃料发生核裂变反应。
核裂变反应产生的中子会继续与其他燃料发生反应，形成连锁反应。
为了控制连锁反应的速度，核反应堆中通常会加入一种称为“控制棒”的装置，通过调整控制棒的位置来控制中子的密度，从而控制反应的速度。
核反应堆中的燃料棒是核反应堆的核心部件，它是由燃料和包覆材料组成的。
燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，包覆材料则是用来保护燃料，防止辐射泄漏和燃料损耗。
燃料棒的排列形式有很多种，常见的有方形排列和六边形排列。
二、核反应堆的类型核反应堆根据使用的燃料和工作原理的不同，可以分为多种类型。
常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）、气冷堆（AGR）等。
1. 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的核反应堆类型，它使用普通水作为冷却剂和减速剂。
核反应堆中的燃料棒被放置在压力容器中，水通过燃料棒周围的管道，吸收燃料产生的热量，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
2. 沸水堆（BWR）沸水堆也使用普通水作为冷却剂和减速剂，但与压水堆不同的是，沸水堆中的水直接与燃料棒接触，燃料产生的热量直接将水加热为蒸汽，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
3. 重水堆（CANDU）重水堆使用重水（氘氧化物）作为冷却剂和减速剂。
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
压水堆本体结构的主要组成部分包括：
1. 反应堆压力容器（RPV）：也称为核心容器，是反应堆核心的
外部壳体，用于容纳核燃料和控制棒，并承受反应堆内部高温和高压环境。
2. 燃料组件：包括核燃料棒和燃料组件支撑结构。
核燃料棒是
由核燃料颗粒填充的金属或陶瓷材料制成的长型管状结构，用于容纳和控制核燃料。
燃料组件支撑结构用于支撑和固定核燃料棒。
3. 控制棒：用于调节和控制反应堆的核反应速率。
控制棒一般
由吸中子材料制成，如银、铁、钼等。
通过上下移动控制棒的位置，可以调节核反应堆的功率。
4. 冷却剂循环系统：用于将冷却剂（一般为水）从反应堆核心
带走核热，通过冷却剂的循环来控制反应堆温度。
冷却剂循环系统包括主冷却剂循环系统和辅助冷却剂循环系统。
5. 蒸汽发生器：将反应堆冷却剂中的热量转化为蒸汽，用于驱
动汽轮机发电。
蒸汽发生器由冷却剂侧和蒸汽侧组成，通过传热管将反应堆冷却剂的热量传递给水蒸气。
6. 蒸汽涡轮机：将蒸汽能量转化为机械能，驱动发电机发电。
7. 辅助系统：包括冷却水系统、氢气系统、废水处理系统等，
用于维持反应堆正常运行的各种辅助功能。
以上是压水堆本体结构的主要组成部分，这些组成部分共同协作，实现核能的发电过程。
第一章-核反应堆类型PPT课件
--
8
核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口 这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
--
20
中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应堆 内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一 个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备 维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
--
29
俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比 值通常用α表示：
f
--
30
核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。
核反应堆的构造与原理
核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。
核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。
一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。
反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。
1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。
该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。
2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。
燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。
燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。
3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。
冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。
二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。
控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。
控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。
2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。
它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。
常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。
三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。
辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。
总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。
只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
或 n 235 U 236 U* 140 Xe 94Sr 2n
-
-
-
-
140 Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce
-
-
94Sr 94 Y 94 Zr
8
堆芯布置与换料策略
方式1：由外向内倒料方式
布置：157个燃料组件，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 。
9
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，导致换料周期较短，燃料循环成本 较高。
3.2 反应堆本体结构
反应堆本体结构的功用是：
o 使反应堆的核燃料在堆芯中能按照反应堆的设计要求来
实现自持链式裂变反应；
o 核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有
效地导出；
o 反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保
持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的 完整性和安全性。
通量的探测器导向提供了一个通道。
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。
18Βιβλιοθήκη 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。
19
（1）燃料元件棒
燃料元件是产生核裂变并释
放热量的部件。
组成：燃料芯块、燃料包壳
管、压紧弹簧和上、下端塞。
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。
21
UO2陶瓷型芯块：
o主要优点：燃料芯块最高工作温度1204℃，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。
换料：在压水堆运行一个周期后，
取出中心部分燃耗最深的燃料组件， 第二区的燃料组件移入中心，再将最 外区燃料组件移至第二区，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 ， 运 行 一 个 周 期 后 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。
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
7
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 U 236 * 144 Ba 89 Kr 3n
-
-
-
-
144 Ba 144 La 144 Ce 144 Pr 144 Nd
-
-
-
89 Kr 89 Rb 89Sr 89 Y
10
堆芯布置换料策略
方式2：“内-外式换料方式”
CPR1000压水堆（岭澳二期核电厂）采用合理的“内-外” 式换料策略。
换料：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，从而实现低泄露燃料管理。
优点： 可以减少中子的径向泄露，增加堆芯的反应性，
参数：棒长3852mm、外径
9.5mm、活性区长度3657.6mm。 燃料元件包壳厚度0.57mm，内 充有2.0MPa的氦气。
20
(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）
棱柱两种排列方式;
压水堆普遍采用了无盒、带棒束型控制棒组件的燃料组件，
优点是减少了堆芯结构材料，冷却剂充分交混，增强燃料棒 表面的冷却;
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。 长方体燃料组件有14×14、15×15、16×16、17×17等几
种规格。
14
900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置共有157个横截
提高燃料的卸料燃耗。
缺点：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。
11
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。
六棱柱燃料组件
长方体燃料组件
16
燃料芯块
燃料组件与燃料元件
17
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。
组件组成：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
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
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;
热功率3800MW，堆芯直径约3.9m，核燃料的高度为 3.6~4.3m.
15
核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结
构的设计和加工制造的质量。
1
压水反应堆
本体
堆芯
下部堆 内构件
上部堆 内构件
压力容器
控制棒组 件及其驱
动机构
2
反应堆本体结构
3
4
5
6
3.2.1 核反应堆堆芯
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
12
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）。
13
1. 燃料组件
燃料组件是压水堆的堆芯重要部件，主要分为长方体和六