第三讲 压水堆堆芯
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(完整版)反应堆本体结构
12
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
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
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3
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（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
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.
压水堆本体结构
控制棒驱动机构：control rod drive mechanism ;
横截面：cross-section; 剖面：cutaway sec堆的核心部分，核燃料在这里实现链式裂
变反应，并将核能转化为热能，此外，堆芯又是强放 射源。 物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成。
（spring spacer grid），将元件棒按一定间距定位并 夹紧，但允许元件棒能沿轴向自由膨胀，以防止由于 热膨胀引起元件棒的弯曲。
组件中的燃料棒沿长度方向设有8层弹簧定位格架
控制棒导向管、中子注量率(neutron fluence rate)测量管
和弹簧定位格架一起构成一个刚性的组件骨架 （framework）。元件棒按空位插于骨架内。骨架的上、 下端是上、下管座。 下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些 定位销孔与堆内上、下栅板上的定位销钉相配，从而使 燃料组件在堆芯中按一定间距定位。 是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下 而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各 种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对 燃料组件的冲击。
(II) 组件骨架
组件骨架由弹簧定位格架、控制棒导向管和上、下管
座等部件组成。
它的功用是确保燃料组件的刚度和强度。
承受整个组件的重量； 流体力产生的振动和压力波动（流致振荡）； 承受控制棒下插时的冲击力； 准确为控制棒导向； 保证燃料装卸和运输的安全。
(1) 弹性定位格架
弹簧定位格架是压水堆燃料 组件的关键部件之一。定位 格架设计得好，可以提高反 应堆出力或增加反应堆热工 安全裕量。
第二章 压水堆本体结构
典型压水反应堆 本体结构
堆芯（活性区）
反 应 堆 本 体
压水反应堆结构与材料
二．因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材， 所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有 效地提高了反应堆的平均容积比功率。
三．即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元 件，其中心温度一般也不超过900℃。
虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗 相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只 能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受放射性辐照的条件下工作的特殊 要求，要求压力壳材料有较高的机械性能，抗辐照性能及热稳定性。
为了防止高温含硼水对压力壳材料的腐蚀，压力壳的内表面堆焊一层几毫 米厚的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱形高压容器，压力壳由壳体 和顶盖两部分组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部 件组焊而成。顶盖由半圆形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。
板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金 或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶 瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：
三．由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性 好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以 上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。
燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下，燃料芯块出现 的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷
燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生过 锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸 收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将 释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。 其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包 壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用 下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒 的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫 克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。
第三章压水堆核电厂
5
大亚湾核电厂简介
6
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。
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。
53
运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低
压蒸发等。
54
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
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
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 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 5 便于加工制造，成本低
52
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。
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。
55
压力容器支承结构
56
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置：
大亚湾核电厂简介
6
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。
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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运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低
压蒸发等。
54
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
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
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 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 5 便于加工制造，成本低
52
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。
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。
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压力容器支承结构
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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
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置：
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
压水堆核电站基础：第三章 热工水力学基础知识
系统与设备（3）
3
235U每次裂变释放的能量(单位：MeV）
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168（84） 极短 5（2.5） 中 7（3.5） 长
裂变产物的β射线 7（3.5） 短
裂变产物的γ射线
6（3） 长
非裂变反应（n，γ） 7（3.5） 放出的β、γ射线
总计 系统与设备（3）
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸，
系统与设备（必3） 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
13
热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是：
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积，m2；σ0 为黑体辐射常 数，ε 为物体的黑度，T为表面的绝对温度，K
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。
系统与设备（3）
7
燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程，包括：
系统与设备（3）
10
从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 （千焦/米2 •小时），称为热负荷；
Ts为包壳壁面温度，Tf为冷却剂主体温度； α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关，一般由实验确定。
200
压水堆堆芯稳态热工设计说明书
压水堆堆芯稳态热工设计说明书一．课程设计的目的通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析。
二．课程设计的任务以100、60万、30万千瓦压水堆为设计对象，要求在热工设计准则的约束下，利用单通道模型进行下列工作：1．确定出核电厂有关热工参数（热功率、堆冷却剂的工作压力、温度和流量等）2．确定出燃料元件参数（栅格排列方式、栅距、芯块直径、包壳直径、元件数、堆芯直径、堆芯高度等）3．根据热工设计准则中规定的容进行有关的计算1）计算平均通道冷却剂的质量流密度2）计算平均通道冷却剂的焓场3）计算平均通道的各类压降4）计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度5）计算热管的冷却剂焓场（实际上就是计算确定热点因子和焓升热通道因子）6）计算最小DNBR7） 计算燃料元件的温度三．热工设计的作用热工设计在整个反应堆设计过程中，起主导作用和桥梁作用四．热工设计的方法单通道模型：是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。
用单通道模型编制的计算机程序在设计时通常采用二根通道：一根为名义通道，它的所有参数均为名义值，另一根为热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。
通道之间不考虑质量、能量和动量交换，最多只能考虑热通道中因阻力增大而使其流量再分配和因交混效应而使热通道中冷却剂焓值下降两种机理。
五．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析1、商定有关热工参数反应堆输出的热功率 已知：核电厂电功率 :900MW电厂效率：压水堆核电厂毛效率（发电效率）0.355~0.385压水堆核电厂净效率（供电效率）（扣除厂用电）0.315~0.345取核电厂总效率0.333（取自《反应堆热工设计手册》编写：周全福）mw N N TeT 2700==η2、确定燃料元件参数燃料元件的传热面积STNqF N S uT =是燃料释热量占堆芯总发热量的份额(在大型压水堆设计常取 %4.97=u F应根据实验或参照同类型相近功率的反应堆初步确定燃料元件表面平均热流密度根据大亚湾900MW 堆，燃料元件表面平均热流密度取624.0KW/ （《核动力装置热力分析》敏俊，附录12)224.4214/624.0974.0*2700m mmw mw q F N S u T ===3、计算平均通道的质量流速)4()1(22w t m d P N W G πξ--=，旁通系数tW W ξξ=根据以下数据，热工水力参数的名义值和设计中的取值堆芯功率份额() 3% 2% 冷却剂平均温度(C)32.20.196 0.21 核焓升因子() 工程焓升因子() 旁通系数取6.5%，(《核动力装置热力分析》敏俊，附录12)，根据大亚湾的规格取较大冷却剂流量52650h,根据《热工水力设计手册》（周全副）224w d P π-==0.02606，N=157。
压水堆本体结构
燃料组件就是由燃料元件棒及组件骨架等所组成。上、
下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些 定位销孔与堆内上、下栅板上的定位销钉相配，从而使 燃料组件在堆芯中按一定间距定位。
上管座设置有压紧弹簧（hold-down spring），其作用
是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下 而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各 种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对 燃料组件的冲击。
度（约553-573K）下，硼浓度大
故为使反应堆保持有负于温13度00 系g/数g时，才在出运现正行温时度通系常数将。硼
浓度限制在<1200ppm。因此在采用硼溶液化学控制的
同时，还必须使用一定数量的固体可燃毒物。
固体可燃毒物采用吸收中子能力较强，又能随着反应
堆运行与核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃 （Si2O3+B2O3基体），三氧化二钆等。将这些材料制 成棒状或管状，然后外面再加包壳。固体可燃毒物棒 一般设置在燃料组件的导向管内，每个燃料组件内插 入可燃毒物棒的数目和布置形式，由堆物理设计确定。
的底部构件。
下管座与控制棒导向管采用螺纹连接并点焊，
水冷却剂通过下孔板流入燃料棒间的冷却剂通 道。下框架和下孔板焊成一体，并在底部角上 开有定位销孔，用它与堆芯下栅板定位。燃料 元件棒直立在下孔板上方，作用在组件上的轴 向载荷和组件的重量通过下管座传给下栅板。
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区的6个定为格架的条带有突出的混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂的混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架的条 带上没有混流翼，而其它方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
下管座均设有定位销孔，燃料组件装入堆芯后依靠这些 定位销孔与堆内上、下栅板上的定位销钉相配，从而使 燃料组件在堆芯中按一定间距定位。
上管座设置有压紧弹簧（hold-down spring），其作用
是使燃料组件承受一个轴向压紧力，以防止冷却剂自下 而上高速流动时引起燃料组件窜动。同时，可以补偿各 种结构材料的热膨胀，减小突然外来载荷(例如地震)对 燃料组件的冲击。
度（约553-573K）下，硼浓度大
故为使反应堆保持有负于温13度00 系g/数g时，才在出运现正行温时度通系常数将。硼
浓度限制在<1200ppm。因此在采用硼溶液化学控制的
同时，还必须使用一定数量的固体可燃毒物。
固体可燃毒物采用吸收中子能力较强，又能随着反应
堆运行与核燃料一起消耗的核素。常用的有硼玻璃 （Si2O3+B2O3基体），三氧化二钆等。将这些材料制 成棒状或管状，然后外面再加包壳。固体可燃毒物棒 一般设置在燃料组件的导向管内，每个燃料组件内插 入可燃毒物棒的数目和布置形式，由堆物理设计确定。
的底部构件。
下管座与控制棒导向管采用螺纹连接并点焊，
水冷却剂通过下孔板流入燃料棒间的冷却剂通 道。下框架和下孔板焊成一体，并在底部角上 开有定位销孔，用它与堆芯下栅板定位。燃料 元件棒直立在下孔板上方，作用在组件上的轴 向载荷和组件的重量通过下管座传给下栅板。
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区的6个定为格架的条带有突出的混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂的混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架的条 带上没有混流翼，而其它方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
压水堆本体结构设计及其重型构件的制造
2020/11/9
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结 构 图
2020/11/9
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堆芯设计基本要求
1.堆芯功率分布应尽量均匀,以便使堆芯有最大的功 率输出;
2.尽量减少堆内不必要的中子吸收材料,以提高中子 经济性;
3.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,以适当减少换料操作次数; 5.堆芯结构紧凑,换料操作很简易方便.
2020/11/9
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大型压水堆正方形栅格
2020/11/9
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控制棒的形状
控制棒的形状有棒状、板形。其横截面 有十字形、Y型、H型等多种结构形式。
压水堆核电厂广泛采用棒束型控制棒。
2020/11/9
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控制棒组件的结构与特点
图2－５给出了17×17型燃料组件中控制棒组件的典型结构。24 根控制棒分别固定在蜘蛛状连接柄的星形接头上，便构成了棒束控 制组件。连接柄内有压缩弹簧，以便自由落棒时起缓冲和制动作用。 连接柄端部用螺纹与驱动机构传动轴上的可拆接头连接。
2020/11/9
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上栅格板图
2020/11/9
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堆芯上部支承柱
堆芯上部支承柱的作用是承受轴向力，连接导向管 支承板与堆芯上栅格板、保证两者间的空间距离和整体 刚性，并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道，还可 作热电偶导向管的支承等。这些支承柱是用钢管制作的， 加工时要严格保证其长度精度。
2020/11/9
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2020/11/9
控制棒导向 组件
控制棒 导向组件是 一个比较精 密的构件， 结构形式比 较复杂，尺 寸精度要求 也高，左图 就是一个控 制棒导向组 件。
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二、堆芯下部支承构件
堆芯下部支承构件紧靠堆芯，工作条件十分恶劣， 尺寸大，制造难度大，是堆内最重要的受力构件。它的 主要功能是承受堆芯部件重量，为燃料组件定位和分配 流量。堆芯下部支承构件由吊篮筒体（含堆芯支承板）、 热屏蔽、围板组件、下栅格板、流量分配孔板和堆芯二 次支承组件等组件组成。如图２ －１１所示。堆芯下部 支承构件在首炉堆芯装料前被装入反应堆压力容器内， 如需要可将其吊出，以便进行压力容器的在役检查。
核科学概论-反应堆3
核科学概论
东华理工大学 核工系
本堂课主要内容
压水堆核电站
概述
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足物理 设计和热工设计的基本要求，既要保证可控的裂变链 式反应可靠地进行，又要把裂变产生的热量及时带出。 一般来说压水堆主要是由反应堆压力容器、堆芯、堆 芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成。
概述
核燃料
核动力反应堆内通常使用的燃料分成三种类型，即金 属型、陶瓷型和弥散体型。 金属型燃料 金属型燃料包括金属铀和铀合金两种，金属铀的优点 是密度高、导热性能好、单位体积内含易裂变核素多、 易加工。缺点是燃料可使用的工作温度低，化学活性 强，在空气中会氧化，在高温下只能与少数冷却剂相 容。 金属铀有三种不同结晶构造的同质异构体，分别为 α ， β和γ相铀。
燃料组件
目前电站压水堆普遍采用 17×17 排 列 的 燃 料 组 件 ， 每个组件由 289 个栅元，设 有 24 根控制棒导向管和一 根堆内中子通量测量管， 其余 264 个栅元装有燃料棒。 整个棒束沿高度方向设有 8~10 层 弹 簧 定 位 格 架 ， 将 元件棒按一定间距定位并 构成一束。
燃料组件
燃料元件棒
压水堆燃料元件由 燃料芯块、燃料包 壳管、压紧弹簧、 上下端塞等组成。
燃料组件
燃料元件棒是堆芯的核心构件，是核裂变链式反应的 发生地，也是核动力的热源。为了确保燃料元件棒在 整个寿期内的完整性，必须限制燃料和包壳的使用温 度。 UO2芯块放置在锆 -4合金包壳管中，装上端塞，把燃 料芯块封焊在里面，从而构成燃料元件棒。 燃料元件棒内有足够的预留空间和间隙，可以容纳燃 料裂变时释放出的裂变气体，允许包壳和燃料有不同 的热膨胀，保证包壳和端塞焊缝都不会超过允许应力。
东华理工大学 核工系
本堂课主要内容
压水堆核电站
概述
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足物理 设计和热工设计的基本要求，既要保证可控的裂变链 式反应可靠地进行，又要把裂变产生的热量及时带出。 一般来说压水堆主要是由反应堆压力容器、堆芯、堆 芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成。
概述
核燃料
核动力反应堆内通常使用的燃料分成三种类型，即金 属型、陶瓷型和弥散体型。 金属型燃料 金属型燃料包括金属铀和铀合金两种，金属铀的优点 是密度高、导热性能好、单位体积内含易裂变核素多、 易加工。缺点是燃料可使用的工作温度低，化学活性 强，在空气中会氧化，在高温下只能与少数冷却剂相 容。 金属铀有三种不同结晶构造的同质异构体，分别为 α ， β和γ相铀。
燃料组件
目前电站压水堆普遍采用 17×17 排 列 的 燃 料 组 件 ， 每个组件由 289 个栅元，设 有 24 根控制棒导向管和一 根堆内中子通量测量管， 其余 264 个栅元装有燃料棒。 整个棒束沿高度方向设有 8~10 层 弹 簧 定 位 格 架 ， 将 元件棒按一定间距定位并 构成一束。
燃料组件
燃料元件棒
压水堆燃料元件由 燃料芯块、燃料包 壳管、压紧弹簧、 上下端塞等组成。
燃料组件
燃料元件棒是堆芯的核心构件，是核裂变链式反应的 发生地，也是核动力的热源。为了确保燃料元件棒在 整个寿期内的完整性，必须限制燃料和包壳的使用温 度。 UO2芯块放置在锆 -4合金包壳管中，装上端塞，把燃 料芯块封焊在里面，从而构成燃料元件棒。 燃料元件棒内有足够的预留空间和间隙，可以容纳燃 料裂变时释放出的裂变气体，允许包壳和燃料有不同 的热膨胀，保证包壳和端塞焊缝都不会超过允许应力。
压水反应堆
堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及吊篮) 组成。吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。 吊篮与压力容器之间形成环形腔称为下降段。
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冷却剂流向以及堆芯冷 却剂流量分配：
主要部分用于冷却 燃料元件，另一部分旁 流冷却控制棒和吊篮以 及冷却上腔室和上封头， 这非常重要，它用于冷 却控制棒导管区和上封 头，使该处水温接近冷 却剂入口温度，防止上 封头汽化。
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Harbin Engineering University
堆芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持续的 受控链式反应，从而成为不断释放出大量能量，并将核 能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中释放出大量 热量的锅炉。此外，堆芯又是强放射源，因此，堆芯结 构设计是反应堆本体结构设计中最重要的环节之一。
控制的复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具
有的产生裂变反应的潜力(称为后备反应性)很大，而新堆
初始装料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。
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反应性控制：控制棒+硼酸+可燃毒Ha物rbin Engineering University
通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以 控制部分后备反应性，在运行中还可以通过调节硼浓 度来补偿反应性的慢效应变化
压水堆压力容器布置非常紧凑，运行在很高的压力下，
容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力容器带有
偶数个(4~8)出入口管嘴，整个容器重量由出口管嘴下
部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承，可移动的上封
头用螺栓与筒体固定，由两道“O”形密封圈密封，上封
压水堆本体结构
紧急事故时，要求在短时间(约为2s)内迅速插入堆芯而 停堆。
另外，控制棒组件应能克制反应堆可能出现旳氙振荡。
三、可燃水中毒硼物浓组度旳件大小对慢化剂温度系数有明显
影响。伴随硼浓度旳增长，慢化剂负温度系数旳
压降水低绝 旳 小堆反对，密值故度中应减越反采堆小来应用旳越性，功硼小增单率溶。 长位因 。体峰液积为 当值化水： 水因学当 中中子控水 硼含，制旳 浓硼温 度旳加可核度 超深降升 出数卸低高 某也料控时 一相燃制，值应水时减耗棒，。旳数量，
水冷却剂从上孔板流出，并在箱型空腔内混合后流向 堆芯上栅板。与上管座相连接旳压紧弹簧其所具有旳 压紧力能克服组件旳水力提升力，预防组件旳水力振 动，并补偿燃料组件和堆内构件之间旳轴向膨胀差。 上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座旳角上开有定位 销孔，以便和上栅板旳销钉相应定位。
(4) 下管座
下管座由下孔板和下框架构成。它是燃料组件
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区旳6个定为格架旳条带有突出旳混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂旳混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架旳条 带上没有混流翼，而其他方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
组件旳关键部件之一。定位 格架设计得好，能够提升反 应堆出力或增长反应堆热工 安全裕量。
五、中子源组件
反应堆首次开启和再次开启都需要有起“点火”作用旳中子源。
人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107l08个中
子。依托这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提升堆芯内中 子注量率，克服核测仪器旳盲区，使反应堆能安全、迅速地开启。
中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒旳中
3) 因为棒径小，所以控制棒提升时所留下旳水隙对功率 分布畸变影响小。不需另设挤水棒，从而简化堆内构 造，降低了反应堆压力容器旳高度。
另外，控制棒组件应能克制反应堆可能出现旳氙振荡。
三、可燃水中毒硼物浓组度旳件大小对慢化剂温度系数有明显
影响。伴随硼浓度旳增长，慢化剂负温度系数旳
压降水低绝 旳 小堆反对，密值故度中应减越反采堆小来应用旳越性，功硼小增单率溶。 长位因 。体峰液积为 当值化水： 水因学当 中中子控水 硼含，制旳 浓硼温 度旳加可核度 超深降升 出数卸低高 某也料控时 一相燃制，值应水时减耗棒，。旳数量，
水冷却剂从上孔板流出，并在箱型空腔内混合后流向 堆芯上栅板。与上管座相连接旳压紧弹簧其所具有旳 压紧力能克服组件旳水力提升力，预防组件旳水力振 动，并补偿燃料组件和堆内构件之间旳轴向膨胀差。 上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座旳角上开有定位 销孔，以便和上栅板旳销钉相应定位。
(4) 下管座
下管座由下孔板和下框架构成。它是燃料组件
(1) 弹性定位格架 燃料组件全长有八个定位格架。其中位 于活性区旳6个定为格架旳条带有突出旳混流 翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂旳混合； 燃料组件上、下两端两个弹性定为格架旳条 带上没有混流翼，而其他方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。 料
组件旳关键部件之一。定位 格架设计得好，能够提升反 应堆出力或增长反应堆热工 安全裕量。
五、中子源组件
反应堆首次开启和再次开启都需要有起“点火”作用旳中子源。
人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107l08个中
子。依托这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提升堆芯内中 子注量率，克服核测仪器旳盲区，使反应堆能安全、迅速地开启。
中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒旳中
3) 因为棒径小，所以控制棒提升时所留下旳水隙对功率 分布畸变影响小。不需另设挤水棒，从而简化堆内构 造，降低了反应堆压力容器旳高度。
【反应堆结构与材料】第三章 压水反应堆-1
要，它用于冷却控制棒导管区和上
封头，使该处水温接近冷却剂入口
温度，防止上封头汽化。
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• 典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件)
• 为使堆芯的释热比较均匀，初始堆芯采用三种不同富集度的燃料 分区布置。富集度最高的燃料装在堆芯的外围，称为3区，另外两种较 低富集度的燃料以国际象棋棋盘的方式布置在堆芯内区，称为1区和2 区。各区所装燃料的富集度及组件数如下：
• 堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及吊篮)组成。吊篮以悬挂 方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。吊篮与压力容器之间形成环形腔称 为下降段。
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• 冷却剂流向以及堆芯冷却剂流量分 配：
•
主要部分用于冷却燃料元件，
另一部分旁流冷却控制棒和吊篮以
及冷却上腔室和上封头，这非常重
区)，将内区燃耗较深的(即富集度为1.8％)三分之一燃料组件取
出，而将外区的燃料组件(富集度2.4％和3.1％)移向内区。
•
由于倒换到内区的燃料组件已经在外区使用过，缩小了新
旧燃料组件之间富集度的差别，因此有较高的燃耗深度和较低的
功率峰因子。
•
核反应堆的这种装卸料方式构成了它所特有的运行和控制
的复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具有的产生裂
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• 反应堆堆芯位于压力容器 内低于进出口管嘴处，由 157~193(相应于 900~1200MWe)个几何上和 机械上都完全相同的燃料 组件构成(大亚湾157个)。 燃料组件不设元件盒，冷 却剂可以发生径向交混。 堆芯周围由围板束紧，围 板固定在吊篮上。吊篮外 固定着热屏，用以减少压 力容器可能遭受的中子辐 照。
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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。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如上
页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃料 组件，其中53个核燃料组件中插有控制棒组件，66个 核燃料组件中装有可燃毒物组件，4个燃料组件中插 有中子源组件，其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高3.65m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
燃料，现在大型压水堆堆芯一般都采 用按铀-235富集度不同分区装料及局 部倒料的燃料循环方式。
该堆芯首次装料时，由三种不同富集度的燃料
组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成，内区则混合交错布臵52个富集 度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 面大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，
冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。占导向管全长约1/7
的下部小直径段，在紧急停堆控制棒快速下插时，起水力 缓冲作用。
（d）测量导管
测量导管：是一根上下直径相同的Zr-4合
金管，它用和控制棒导管一样的方法固定到 定位格架上。
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。
(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。
组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
（二）堆芯布置
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
-
236
U
*
-
144
-
Ba
144
89
-
K r 3n
Nd
144
Ba
-
144
La
-
144
Ce
-
Pr
144
89
腐蚀性能。
包壳内装有UO2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。
注意： 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1250℃，包壳温度达到830℃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。
2、硼浓度调节：调整溶解于冷却剂中硼的浓度来补
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。
（四）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。
殖试验反应堆。12月20日，首次核能发电试验，发
电功率100 W，点亮了4只电灯泡。
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
次级中子源组件：用于反应堆满功率运行两个月后
燃料包壳的选择
（1）不锈钢：高温强度好； 热中子吸收截面大(a：3.0巴)； 快堆用做燃料包壳。 （2）Zr合金：显著改善中子经济性(a；0.22巴~0.24巴) Zr-2 (Sn Zr-4 (Sn Fe Cr Fe Cr Ni ) Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
(b) 分类
在压水堆中使用了两种类型的中子源组件： 中子源组件：产生新堆初次启动时，用于指示
的中子。常用Po-Be源，Po放出 粒子打击Be核
4 Be 6 C n
9 12
近年来锎-252被广泛使用。
大亚湾核电厂首次装料有2个初级中子源棒组 件，每个组件所含的24根棒中，有1根初级中子源 棒，1根次级中子源棒，16根可燃毒物棒和6个阻力 塞。
换料时将外区的燃料组件向内区倒换，富集度为
3.2%的新燃料组件则加在外区。这样可以展平堆 芯功率，并可获得较高的燃耗深度，提高燃料的 利用率。（通常每年进行一次换料，每次换料更换
1/3 燃料组件）
图
（三）堆芯的反应性控制
可用以下两个方法：
1、控制棒调节：依靠棒束型控制棒组件的提升或插
入，来实现电厂启动、停闭、负荷改变等情况下比较 快速的反应性变化。（即调节快反应）
(b) 结构
可燃毒物组件的毒物棒悬挂在一块方形
的连接板上，按核设计要求插入选定的核 燃料组件的控制棒导向管内。
毒物棒用不锈钢为包壳，硼硅酸盐玻璃
管（成分为B2O3+SiO2）为芯体。
4、中子源组件
(a) 作用 在反应堆初始运行之前和长期停堆之后，堆芯
中子可能太少。为了缩短反应堆启动时间和确 保启动安全，反应堆中采用中子源组件点火。
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臵，为插入堆芯内测量中子
通量的探测器导向并提供了一个通道。
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。
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。
（1） 燃料元件棒
(c) 芯块和包壳间的间隙
芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙
（0.64mm），其作用有两个：一是补偿包壳和芯 块不同的热膨胀；二是容纳从芯块中放出的裂变 气体。
(d) 上、下端塞
燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料
芯块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。
(e) 上端塞上的进气孔
用于制造时往包壳内充氮加压至3.1MPa，用
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。
(b) 包壳
作用：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却剂相接触。
直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米）。
目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成（长3-4米， 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
（大亚湾采用直径8.192mm，高度13.5mm）
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275个燃料芯块。
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。
体构成燃料组件“骨架”，以支撑 燃
料元件棒并保持燃料元件棒之间的
间距。使264根细长的燃料元件棒形
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
控制棒运动的通畅。
(a) 定位格架
是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位以及加强
元件棒刚性的一种弹性构件。
17 17型燃料组件定位格架是一种有许多上面带有弹
Kr
89
Rb
236
89
Sr
89
Y
或
n
235
U
-
U
*
-
140
-
Xe
140
94
-
Sr 2n
Ce
140
Xe
-
140
Cs
-
140
Ba
La
140
94
Sr
94
Y
94
Zr
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
控制棒：将80%Ag-15%In-5%Cd合金制成的芯块装入
不锈钢包壳管中，芯体和包壳之间有径向和轴向间隙，并 在轴向加上压紧弹簧，然后两端再焊上端塞密封。
(b) 分类
从运行要求上可把控制棒组件分成三类：控
制组、停堆组和短棒组。
o 控制组：在反应堆运行时可以插入或抽出，用以
补偿各种反应性变化，并可提供停堆能力，以实现 事故保护停堆。
来改善间隙的传热性能和降低包壳管内外压差， 以免包壳被外压压塌。（预充压技术）
(f) 压紧弹簧
限制燃料元件的运输和操作过程中，芯块的
轴向串动。
（2）核燃料组件的“骨架”结构
在一个燃料组件的全长上，有6-8个
弹性定位格架。组装时，由24根控
制棒导向管，1根测量仪表套管把弹 性定位格架与上、下管座连接成一
第三讲 一回路主系统
之
（一）压水堆本体概述
压水堆的本体由压力容器（包括压力容 器筒体及顶盖）、下部堆内构件、反应堆堆 芯、上部堆内构件、控制棒组件及其驱动机 构等组成。