压水堆核电厂
简述压水堆核电站的原理流程及作用
简述压水堆核电站的原理流程及作用
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其原理流程如下：
1. 核反应堆：压水堆核电站采用铀核燃料进行核裂变反应。
铀燃料经过加工制成小颗粒的燃料元件，装入核燃料组件中放置在核反应堆中。
2. 反应堆压力容器：核反应堆由反应堆压力容器包裹，其主要作用是容纳核燃料，维持反应堆内部的高压状态，以及承受核反应过程中产生的热量和中子辐射。
3. 热水循环：核燃料在反应堆中进行核裂变反应时会释放出大量的热量，这些热量通过循环的高压水冷却剂来吸收。
冷却剂在反应堆压力容器内部形成循环，将核燃料释放的热量带出反应堆。
4. 蒸汽发生器：冷却剂经过吸热后，进入蒸汽发生器。
在蒸汽发生器中，冷却剂与外部循环的非放射性水流进行热交换，将冷却剂的热量转移到非放射性水中，使之蒸发为高温高压蒸汽。
5. 蒸汽涡轮机：由于高温高压蒸汽的压力能量，通过蒸汽涡轮机将热能转化为机械能。
蒸汽涡轮机驱动发电机旋转，产生电能。
6. 冷却水循环：蒸汽在蒸汽涡轮机中释放部分能量后，通过凝汽器冷凝，转化为水。
凝汽器中冷却水从外部环境吸收热量，使蒸汽得以冷凝为水。
冷凝后的水再次进入蒸汽发生器，参与循环。
压水堆核电站的主要作用是通过控制核反应堆中的核裂变反应来产生高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动汽轮发电机组产生电能。
同时，核电站还能提供稳定可靠的电力供应，减少对传统化石燃料的依赖，降低碳排放，实现清洁能源和可持续发展。
此外，核电站还可以用于核科学研究、医疗放射性同位素生产等多个领域。
压水堆核电站设计指南
压水堆核电站设计指南核能是目前被广泛使用的清洁能源之一，核电站是核能的重要应用场所之一，其中压水堆核电站是最为常见和成熟的一种类型。
本文将针对压水堆核电站的设计指南进行详细介绍。
1. 压水堆核电站概述压水堆核电站是将核能转化为电能的设施，其工作原理是通过使用轻水作为冷却剂和热交换介质，将核反应产生的热能转化为蒸汽，再经过蒸汽轮机发电。
压水堆核电站的建设和运行过程需要高度注重安全性和可靠性。
2. 核电站选址和安全要求核电站选址是核电站设计的重要步骤。
选址应远离人口密集区、地震带、火山地区等自然灾害风险区域，同时要考虑水源供应和废水处理等因素。
安全要求包括防爆设施、安全壳、独立冷却系统等，以确保核电站在事故发生时能够有效防护和应对。
3. 压水堆反应堆核心设计压水堆核电站的核心是核反应堆，其设计需要考虑燃料元件、燃料位移、热力学参数、核反应堆稳定性等因素。
核心设计应满足核反应的需求，同时减少污染物排放，提高燃烧效率。
4. 冷却系统设计冷却系统是压水堆核电站的关键部分，它负责冷却反应堆、蒸汽发生器和凝汽器。
冷却系统的设计应考虑到不同工况下的冷却效果、冷却剂的流动性能和系统的可靠性等因素，以确保核电站的稳定运行。
5. 安全壳设计安全壳是核电站的重要组成部分，其设计目的是在发生意外事故时，避免核辐射物质泄漏到环境中，确保人员和环境的安全。
安全壳的设计应考虑防护层厚度、材料的选择和辅助设备的配置等因素。
6. 废物处理和辐射防护核电站会产生大量的废弃物和辐射物质，为了确保环境和人员的安全，需要合理处理这些废物和辐射物质。
处理措施包括废物贮存、转运、处理和辐射防护设施的建设等。
7. 运行和维护核电站的运行需要高度精确的控制和维护，运营商应具备专业技术和操作经验。
维护工作包括定期巡检、设备维修和更新、事故应对和紧急救援等。
8. 环境影响评价核电站作为一个大型的能源设施，其建设和运营过程对环境会产生一定的影响。
为了规范核电站的环保工作，需要进行环境影响评价，包括大气、水域、土壤等方面的评估，以确保核电站在环境保护方面达到相关标准。
(完整版)第三章压水堆核电站
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
简述压水堆核电站工作原理
简述压水堆核电站工作原理嘿，朋友们！今天咱来聊聊压水堆核电站那神奇的工作原理。
你看啊，这压水堆核电站就好比一个超级大的能量制造工厂。
核燃料呢，就像是工厂里的超级原料，蕴含着巨大的能量。
在这个大工厂里，核燃料被放进反应堆这个核心区域。
就好像是把宝贝放进了一个特别的魔法盒子里。
然后呢，核燃料在里面发生链式裂变反应，这可不得了啦，就像一场超级能量大爆发！释放出大量的热能。
这热能可不能浪费呀，水就来帮忙啦！水在反应堆里被加热，变成高温高压的水蒸汽。
你想想，这水蒸汽就像充满力量的小火车，呼呼地跑起来。
接着呢，这些水蒸汽就冲向汽轮机，推动汽轮机快速转动。
汽轮机就像是一个大力士，被水蒸汽推动着拼命干活。
汽轮机一转起来，又带动着发电机也跟着转起来啦。
发电机就像一个勤劳的小精灵，把机械能转化成电能。
那发出来的电呢，就顺着电线跑到我们家里啦，给我们带来光明和便利。
哎呀，你说神奇不神奇？这就好像是变魔术一样，从核燃料开始，经过一系列的过程，最后就变成了我们能用的电。
有人可能会担心啦，这么厉害的能量会不会有危险呀？嘿嘿，别担心，核电站有很多安全措施呢。
就像给这个大工厂装上了好多把安全锁，保证一切都稳稳当当的。
而且啊，这压水堆核电站可是为我们的生活做出了巨大贡献呢！它能提供大量的电力，让我们的生活更加丰富多彩。
想想看，如果没有核电站，我们的电可能就不够用啦，那得多不方便呀！
所以说呀，压水堆核电站虽然听起来很复杂很神秘，但其实它就像我们生活中的好帮手，默默地为我们工作着。
我们可得好好感谢它呢！大家说是不是呀！。
压水堆核电站控制(第一章)
反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
压力为 198 bar .a 。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系 统，产生名义压力为 329 bar .a 液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻
①在汽水分离再热器后、低压缸前的进汽管道上装设快速截止阀； ②提高分压缸压力，减少管道尺寸，将汽水分离器和蒸汽再热器做成一体；
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③完善汽轮机和管道的疏水系统，减少水膜厚度和积水。
7.2.2 大亚湾核电站的汽轮机
大亚湾核电站的汽轮机是由英国 GEC 公司制造的双分流、中间再热、四缸六排汽、冲
图 7.6 大亚湾核电站汽轮机热力系统图 动纯凝式汽轮机，共有四十个压力级和七级非调整抽汽，其热力系统如图 7.6所示。四个转 子各自的轴承支承，相互通过刚性联轴器连为一体，并且#3 低压转子有刚性联轴器与发电 机转子相连，组成汽轮机发电机组轴系。高压转子的前端接有一短轴，其上装有主油泵和超 速危急保安器(或称危急遮断器)。推力轴承位于高压缸与#1 低压缸间的轴承座内。电动盘车 装置位于机组轴系尾部的励磁机后。
力使阀门开启，见图 7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，
将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关 闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在 5 秒内关闭。
横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有 7 只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向 辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接 在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统 还能工作。
压水堆核电站概述
三.反应堆(2)
2.反应堆的类型 根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型 ①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材
料实验堆等。 ②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多
七.核电站主要系统和设备(1)
1.一回路主辅系统及设备(1) 一回路主辅系统主要包括三大部分:
(1)导出核裂变能的反应堆冷却剂系统； (2)保证反应堆冷却剂系统顺利稳定运行的辅助系统； (3)防止放射性物质失控排放和堆芯熔化的安全系统。
某些系统具有双重或多重作用。
七.核电站主要系统和设备(2)
一.核能与核裂变(4)
3.核裂变 裂变反应是可裂变重核裂变成两个中等质量核并放出能量的
反应，包括用中子轰击引起的裂变和自发裂变。
有意义的是指用中子轰击某些可裂变原子核时，引起重原子 核发生裂变的一种反应。
在裂变过程中有大量能量释放出来，且伴随着放出若干个次 级中子，这是最重要的一种核反应。
一.核能与核裂变(5)
反应堆拥有量排名前三位的美国、法国、日本的反应堆总和 占全世界的49.4%。
五.世界核电发展现状(2)
五.世界核电发展现状(3)
六.中国核电发展概况(1)
1.中国核电发展现状(1) 中国的核电发展经历了2个阶段
第一阶段，从1985年建造秦山核电厂开始到1994年大亚湾 核电站2台机组发电，花了10年时间建成了2个核电厂，3台 机组，总装机容量为210万kW。
对核裂变反应，一般可用反应式来描述：
U+n→X1+X2+ν·n+E
压水堆核电站_
压水堆核电站压水堆核电站用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。
压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。
其中铀－235的浓缩度约3％。
燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。
燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。
这种锆合金管称为燃料元件包壳。
这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。
每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。
一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。
控制棒的上部连成－体成为棒束。
每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。
控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。
燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。
加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。
由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。
控制棒由上部插入堆芯。
在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。
作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。
冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。
一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。
这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。
堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。
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堆芯组件小结（1）
核燃料组件＋控制棒组件＋堆芯相关组件
核燃料组件：燃料元件棒＋骨架结构
燃料元件棒：燃料芯块，包壳，端塞，压紧弹簧
骨架：上下管座，定位格架，控制棒导管，中子测量
控制棒组件：吸收剂棒＋星形架
吸收剂棒：黑棒，灰棒，结构材料
星形架：中心毂环，翼片，夹持指状物
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堆芯组件小结（2）
堆芯相关组件：
如此循环动作，直到达到提升位置为止。 48
控制棒下降动作:
初始状态为传递钩爪啮合，夹持钩爪脱开。
1：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴
2：传递线圈断电，传递钩爪脱开 3：提升线圈通电，仅传递钩爪提升一个步阶 4：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴 5：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为轴下降做让步 6：提升线圈断电，传递钩爪驱动轴下降一个步阶 7：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴
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控制棒组件
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星形架
结构特点：
毂环， 翼片，
指形连接柄
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吸收剂棒
黑棒
材料 银－铟－镉 结构： 二者相似 黑棒束控制组件：24根黑棒 灰棒束控制组件：8根黑棒＋16根灰棒
灰棒
不锈钢
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堆芯相关组件
可燃毒物组件，初级中子源组件，次级中子源组件， 阻力塞组件
结构上的共同点： 支承结构：一个压紧组件形成的支承结构 24 根棒束
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压水堆堆芯组件
核燃料组件
棒束控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件
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核燃料组件
采用无盒、带指形控制组件的 棒束型燃料组件。
主要结构：燃料棒＋骨架 骨架（书）：上下管座，8
层定位格架，导向管
采用17×17=289=264+24+1 正 方形排列: 264 24 1 燃料棒 导向管 中子测量管 14
3
压水堆主要运行参数
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教学内容
本章将以大亚湾核电厂为例，详细介绍
压水反应堆本体结构：
堆芯组件：核燃料组件＋控制棒组件＋堆芯功能组件； 堆内构件及其作用：上下支承组件，压紧弹簧组件，导向管 反应堆压力容器的结构、选材和运行特点 控制棒驱动机构的结构和工作原理； 堆内测量支承结构 安全壳结构及系统功能
大亚湾核电厂采用 三线圈电磁步进式驱动机构 优点： 提棒精度高，提升力大，不宜失步，结构简单， 加工容易，拆装和维修方便等优点。 需要紧急停堆时，只需要切断电源，控制棒便可自由落体。
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结构
外部线圈装置
棒位置指示部件
承压套 驱动轴
内部部件：
提升装置 传递装置
夹持装置
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控制棒提升动作:
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。
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中子源组件
作用： 1 提高中子通量 2 点火 初级中子源 2个组件：1＋1＋16＋6 材料：锎 结构与位置 1.06×17.7，堆芯下部 初装料情况 次级中子源 2个组件：4＋20 材料：锑、铍 作用，二次启动
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阻力塞组件
作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒
前述各种堆芯相关组件都含有 中子源组件，只有阻力塞 组件全部是阻力塞组件
控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下要求棒的移动速度
缓慢，每秒钟行程约10mm；在快速停堆或事故工况时要求 驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开，控制棒 组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒完全插入 堆芯的紧急停堆时间一般2秒钟左右，以保证反应堆安全。
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控制棒驱动机构
常用的驱动机构：电磁步进式，齿轮齿条式，水力驱动式
第三章
压水堆核电厂
1
2
我国正在运行的核电机组（除秦山三期）全部为压水堆堆型， 作为一种技术相当成熟的堆型，具有以下特点： 1．压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，建设 周期短．造价较低。 2．压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已经过关。 3．压水堆核电厂有放射性的一回路系统与二回路系统相分 开，放射性冷却剂不会进入回路而污染汽轮机，运行、 维护方便，需要处理的放射惮废气、废水、废物量较少。
21
定位格架
8 层定位格架的作用 材料及结构特点 混流翼
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控制棒导向管
材料：锆－4合金
作用：为控制棒插入抽出提供导向通道 结构特点： 锥形缓冲段， 流水孔
中子通量测量管
材料：锆－4合金 作用：
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下管座
上管座
24
控制棒组件
结构组成：24跟吸收剂棒＋星形架 组件数目保证： 卡棒准则，功率 分布，弹棒事故
5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
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典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图
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堆芯横截面图
10
压 水 堆 纵 剖 面 图
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压水堆燃料管理
棋盘式布局 分区倒料
后备反应性及其控制：
调节硼浓度，慢速变化 控制棒 ，快速变化，停堆 可燃毒物棒，初装料 补偿初装料的过剩反应性， 使冷却剂中的含硼浓度减少 到使其温度系数为负值。保 证反应堆的固有安全性。
作用：
1 防止放射性外逸第二道屏障
2 压力边界 3 堆内构件的支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 (杂质少，纯度高)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：热应力 5 便于加工制造，成本低 51
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
外径9.5 mm,壁厚0.57mm,芯块直径8.19mm
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
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预冲压氦气技术作用
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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:
对导热系数有很大影响
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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 周向变形不超过1% 化学 含氢量低压250ppm,不能高于600ppm 腐蚀 寿期内腐蚀深度应低于原壁厚的10%. 一定的安全裕度 水力振动,热应力
初始状态为传递钩爪啮合，夹持钩爪脱开。
1：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个步阶； 2：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴； 3：传递线圈断电，传递钩爪脱开； 4：提升线圈断电，传递钩爪下降一个步阶； 5：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴； 6：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为提升做准备；
7：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个布阶；
可燃毒物棒组件，中子源组件，阻力塞组件
结构： 压紧组件＋24根棒束 可燃毒物组件：作用， 材料 中子源组件： 初级中子源＋次级中子源，作用，材料 阻力塞组件; 作用，材料
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大亚湾核电厂首次装料堆芯相关组件种类以及数量
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名词术语
reactor pressure vessel
core barrel
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17×17结构
在每一组件的289 个可利用的空位 中 燃料棒占据264个 其余的空位装有 24根控制棒导向 管和1根堆内测 量导管
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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 锆氢反应？如何何防止？1 内 2 外 集气空腔盒充填气体作用： 轴向空腔和径向间隙作用，
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总结
1 堆内构件
名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆 3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制 4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳
作用 三个系统 59
5
核电厂主回路系统简介
6
主、辅助系统
7
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出
2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性
3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数
24根棒可能全部是阻力塞,可能是可燃毒物棒与阻力塞
的组合,还可能包含所有四种棒.
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压紧组件
轭板、 弹簧导向筒、 底板 内外两圈螺旋弹簧、 304 不锈钢材料
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可燃毒物组件
作用：用于第一燃料循环， 降低硼浓度，保证慢化 剂的负温度系数
可燃毒物材料：硼玻璃管 （B2O3+SiO2） 初装料：48×12(棒)＋ 18×16(棒)+2×16=896 第一次换料时全部卸出， 换阻力塞组件
fuel clad
fuel pin
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反应堆堆内构件
堆内构件包括：堆芯下部支承结构，堆芯上部支承 结构，控制棒束导向管和压紧弹簧组成。
功能：
1 为冷却剂提供流道 2 为压力容器提供屏蔽 3 为燃料组件提供支承和压紧 4 固定监督用的辐照样品 5 为棒束控制组件和传动轴以及上下堆芯测量装置提供机械导向 6 平衡机械载荷和水力载荷 7 确保堆芯容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道 布置：
堆芯中子通量分布测量装置
目的：建立中子通量分布图（三 维），确定热点 布置：
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安全壳
作用：裂变产物与环境之 间的最后一道屏障 事故承压，外来撞击
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