03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理
第三章 反应堆保护
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。
核电站工作原理
核电站工作原理它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。
一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。
核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。
以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。
它们在核电站中有各自的特殊功能。
主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。
它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。
在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。
稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。
万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。
安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。
汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。
危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。
它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。
一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。
便可缓解事故后果，限制事故蔓延。
注：核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。
只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。
核电站化学第3章
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过
航母核动力反应堆原理
航母核动力反应堆原理航母核动力反应堆是航母的核心动力源，它具有稳定、高效、持久的特点，为航母提供了强大的动力支持。
本文将详细介绍航母核动力反应堆的原理和工作机制。
一、核动力反应堆的工作原理航母核动力反应堆采用核裂变反应作为能源。
核裂变是指原子核在撞击或吸收中子的过程中分裂成两个或多个小核的现象。
在核动力反应堆中，使用铀或钚等可裂变材料作为燃料，通过控制反应堆中的中子流量和速度，控制核裂变的速率和程度。
核动力航母采用的是连续反应堆，也称为可持续核反应堆。
它的特点是可以维持一定的功率输出，而不需要频繁停止和启动。
核反应堆中的燃料棒数量众多，通过控制燃料棒的排列和中子吸收材料的使用，可以实现核反应的持续和稳定。
二、核动力航母的反应堆类型核动力航母的反应堆类型主要有两种：压水堆和加热堆。
1. 压水堆：压水堆反应堆是目前应用最广泛的核动力航母反应堆。
它采用轻水作为冷却剂和中子减速剂，通过控制冷却剂的流速和压力，实现对反应堆的冷却和稳定。
压水堆反应堆具有结构简单、运行稳定的特点，但对于中子的吸收和减速效果较差，需要增加反应堆的体积和重量来保证稳定性。
2. 加热堆：加热堆反应堆采用重水作为冷却剂和中子减速剂，通过控制冷却剂的流速和温度，实现对反应堆的冷却和稳定。
加热堆反应堆具有中子吸收和减速效果好的特点，可以实现更高的功率输出和更小的体积和重量，但对冷却剂的纯度要求较高，且成本较高。
三、核动力航母反应堆的安全性核动力航母反应堆的安全性是航母设计中最重要的考虑因素之一。
为了确保反应堆的安全运行，航母采取了多种安全措施，如：1. 密封结构：核反应堆采用密封结构，防止辐射物质泄漏和外界物质进入反应堆。
2. 多重屏蔽：反应堆周围设置了多重屏蔽层，用于吸收和隔离辐射物质。
3. 安全控制系统：航母配备了先进的安全控制系统，可以实时监测和控制反应堆的工作状态，确保反应堆在安全范围内运行。
4. 废热利用：核动力航母还利用反应堆产生的废热进行能量回收，提高能源利用效率。
核能发电原理及主要堆型
引发裂变， 不但每个铀— #$& 原子核裂 能量约 )*).,- 大得多） 变后放出的次级中子多， 而且快中子的损失少。因此， 这些快 中子在引发裂变后，还有较多的剩余，可用来使不易裂变的 铀/#$’ 变成易裂变的优质燃料钚 /#$"，从而使核燃料越烧越 多。 压水堆是消耗核燃料铀 /#$& 生产了电能； 而快中子增殖堆 既生产了电能， 又生产了核燃料钚 /#$"。 由于快中子增殖堆使作 为 天 然 铀 主 要 成 分 的 铀— ——#$’ 变成钚—— —#$" 加以利用， 因而快中子增殖堆中铀的利用率比 目前压水堆中铀的利用率高 !%) 倍。那些在压水堆中不能利 用的浓缩铀的尾料， 以及压水堆卸出的核燃料， 都能在快中子 增殖堆中得到利用。而且， 使那些在目前不能开采的低品位铀 矿， 也有经济开采的价值， 可以充分满足人类几百年内对能源 的需求。美国等 !) 国确定的新能源发展计划中， 快中子增殖 堆是重点发展的堆型。除现行的钠冷快中子增殖堆外， 还在发 展气冷快中子增殖堆、 铅冷快中子增殖堆等。 核电站的堆 型 按 照 用 途 来 分 ， 可分为动力堆、 生产堆、 研 究堆、 特殊用途堆等； 按照 冷 却 剂 和 慢 化 剂 来 分 ， 又可分为轻 水堆、 重水堆、 石墨气冷堆、 石墨 水 冷 堆 、 高温气冷堆、 快中子 增殖堆等 （见图 #）
! 栏 目 编 辑 肖 朝 晖 ／
图"
多种多样反应堆
在目前， 核电站中以压水堆、 沸水堆所占的比例最大， 分别 占 ()0和 #)0， 重水堆约占 !)0， 其它堆占 !)0。 除上述核裂反应堆这外，目前全世界正在投入大量的人 力、 物力研制核聚变反应堆。当 # 个轻原子核结合成一个较重 的原子核时， 也会释放能量。 我们称这种结合为聚变， 释放出的 能量称为聚变能。在人工控制下的聚变为受控聚变， 在受控聚 变的情况下释放能量的装置， 称为聚变反应堆。聚变能是一种 更加安全、 清洁、 经济的能源， 且有可能实现能量直接转换， 具 有极高的热效率。不仅轻原子核聚变时， 每 ! 千克聚变燃料释 放的能量多， 更重要的是， 地球上聚变燃料的储量比裂变燃料 储量丰富得多。氘、 氚聚变所释放的能量， 是同等质量铀 /#$& 裂变所释放能量的 % 倍。 而且， 海洋中有取之不尽的氘， 海水中 氘含量为 $% 毫克 1 升， 地球上总含氘量多达 %) 万亿吨， 可供人 类用 &) 亿年以上。氚可用锂 （锂 /(） 来生产， 自然界中锂也很 丰富， 所以聚变能发电是更理想的能源。国际核聚变专家们乐 观估计， 本世纪下半叶可以实现聚变反应堆商业发电。
反应堆结构
反应堆结构及几种典型反应堆系统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。
如下图它可分为反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构四部分。
下面主要介绍反应堆堆心和压力容器。
1、反应堆堆芯：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。
1.1、燃料组件：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。
如下图定位格架由锆－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。
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。
沸水堆和压水堆
浅谈沸水堆与压水堆一. 沸水堆与压水堆工作原理沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。
福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。
压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。
中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，二. 沸水堆与压水堆共同点沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。
三. 沸水堆与压水堆的主要区别沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。
四. 压水堆相对沸水堆的优势沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时
燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
26
热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，
λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T
mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。
因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
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下部支承组件－吊篮组件
吊篮组件 热中子屏蔽 围板幅板组件 堆芯下栅格板 流量分配板 堆芯二次支承和测量通道
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堆芯下部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
堆芯上栅格板 支承柱 控制棒束导向筒 上部支承板
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堆芯上部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
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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
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 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
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
15
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。
46
初级中子源组件
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
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次级中子源组件
次级中子源 2个组件：4＋20
材料：锑、铍 作用，二次启动
48
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
35
36
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：
38
下管座 上管座
39
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
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。
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； 如此循环动作，直到达到提升位置为止。
堆芯相关组件：
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 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
51
大亚湾核电厂首次装料堆芯相关组件种类以及数量
52
控制棒驱动机构
控制棒驱动机构是反应堆的重要动作部件，通过它的动作带 动控制棒组件在堆芯内提升和下降，以实现反应堆的启动， 功率调节（调节棒），停堆和事故情况下的安全控制（安 全棒）。因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。
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
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
55
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57
控制棒提升动作:
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， 预冲压氦气技术作用
32
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
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
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
随着反应堆的 运行，压力容 器限度右移。
17
压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段 筒身 冷却剂进、出口接管
顶盖组合件 底封头 法兰密封件
18
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压力容器支承结构
接管支撑座 容器支承环 混凝土基座 支承导向板：允许热膨胀，
阻止容器和接管的横向 移动。
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堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
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
33
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
的组合,还可能包含所有四种棒.
44
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
45
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
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：
21
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
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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 如此循环动作，直到达到下降位置为止。
5 安全壳 作用 三个系统
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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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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
切尔诺贝利的教训
大型干式安全壳 欠压安全壳， 冰冷安全壳， 双层球形安全壳
安全壳厂房 安全壳环境控制系统 安全壳贯穿与隔离系统
分布，弹棒事故
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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
灰棒
材料 银－铟－镉 不锈钢
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
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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 24根棒可能全部是阻力塞,可能是可燃毒物棒与阻力塞
低合金钢具有：良好的导热性，可焊 性，抗辐照脆化，便于加工
低合金钢及其焊缝在快中子积分 通量大于1018cm2后脆性转变 温度明显升高。
相应措施:严格限制铜和磷这两 种元素的含量，添加少量铝、 钒、铬，铂、镍等元素，尽 量减少钢的辐照损伤：热屏。
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压力容器运行限制
限制因素： 压力容器的强度，韧性转变温度， 主泵的汽蚀，低压蒸发等。
40 60 1
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安全壳环境控制系统
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安全壳贯穿与隔离系统
设备闸门 人员闸门 燃料运输管 管道、电缆贯穿件
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安全壳贯穿与隔离系统
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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