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压水堆核电站组成上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。
2-1 压水堆主要部件2-1-1 堆芯堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。
因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。
压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。
用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。
所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。
燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。
棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。
图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。
图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图图2-1(b) 压水堆燃料组件燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。
烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。
燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。
燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。
定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。
堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。
第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。
第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。
以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述李承亮,张明乾(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030)摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。
分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。
关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant sL I Chengliang ,ZHAN G Mingqian(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030)Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent.K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @ 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站。
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。
压水堆核二级容器1，压水堆核安全二级压力容器主要包括：安注箱、硼注入箱、容积控制箱、硼酸波动箱（缓冲罐）(这里是指CPR1000堆型，不适用于AP1000堆型)2，安注箱是RIS系统设施中中压安注部分的重要设备，英文名称为Safety Injection Tank (或者如东方电气那样，称之为蓄势器Accumulator)，其安全功能是在发生冷却剂丧失事故之后，当高压安注进行到一定程度，一旦主冷却剂系统的压力降低到安注箱启动压力时，在安注箱内的流量在其上方的氮气压力的作用下，会自动向主管道（或者直接向反应堆压力容器）注入（过去曾称为冷段安注），弥补和缓解LOCA的后果(尤其是出现大破口事故)。
其主要设计技术参数如下：安注箱为两端带有半球形封头的裙座支撑的立式圆筒形压力容器，其结构如图1。
主要由上封头、筒体、下封头、裙座、人孔（人孔座或人孔法兰及人孔盲板法兰）、接管等零部件焊接组成。
其主体材料为超低碳控氮奥氏体不锈钢00Cr19Ni11钢板。
安注箱尺寸：筒体为Ф3744×6597±5mm（不包括人孔座和盲板法兰在内），包括封头、裙座和底板在内的总高度为6600mm。
箱体上设有一个内径为Ф450mm 的人孔（人孔座和人孔盖都为不锈钢锻件）。
大亚湾核电厂的中压安注箱的设计温度40℃，设计压力4.235—4.27MPa，最大压力＜4.65 MPa，介质的正常硼酸浓度2000—2500ppm，容器容积47.7m3, 液体容积33.2m3，容器材料为奥氏体不锈钢或采用内壁堆焊奥氏体不锈钢耐腐蚀层的低合金钢。
岭澳1#、2#堆的六台安注箱,上封头壁厚40mm，箱体壁厚76mm，下封头壁厚47 mm，箱体内径3588mm，外径3740mm，总高度6600 mm，是核安全二级压力容器中典型的和难度较大（指容积、壁厚和压力）的承压设备。
是表征申请单位卷板、机加工、焊接和无损检验能力的典型设备。
岭澳核电厂1#、2#堆安注箱的简图如下：安注箱制造的主要工序包括：（1）上半球形封头的成型和组装（组焊）；上封头上两个吊耳的加工和焊接（2）筒体（Ф3744/3588×2598±5）的成型和组装（组焊）；筒体上Ф450mm人孔座锻件的采购、加工和组焊以及人孔盲板法兰锻件的采购与加工（3）下半球形封头的成型和组装（组焊），包括下封头上Ф247.7mm的接管锻件的加工和焊接以及R914弯管的制备及与接管的焊接；（4）奥氏体不锈钢内外表面的酸洗钝化处理；（5）支撑裙座的制备（卷板+焊接+与下封头的组焊）（6）容器水压试验等。
简述压水堆本体结构的主要组成部分。
压水堆是一种核反应堆，其本体结构由多个重要组成部分构成。
这些组成部分在核反应堆的运行中起着至关重要的作用。
本文将介绍压水堆本体结构的主要组成部分。
压水堆本体结构由以下主要组成部分构成：1. 反应堆压力容器：反应堆压力容器是压水堆本体结构中最重要的部分之一。
它是容纳反应堆燃料和控制棒的密闭容器，同时还承受着反应堆运行过程中的高压和高温。
反应堆压力容器一般由钢制成，内部涂有一层防腐涂层。
2. 燃料组件：燃料组件是压水堆本体结构中的另一个重要组成部分。
燃料组件由多个燃料棒组成，每个燃料棒内部填充有铀燃料。
在核反应堆的运行中，铀燃料将发生核分裂反应，产生大量的能量。
3. 控制棒：控制棒是核反应堆中的另一个重要组成部分。
它们通常由铼和银制成，内部填充有吸收中子的材料。
控制棒的作用是控制反应堆中的中子数量，以保持反应堆的稳定运行。
4. 冷却剂循环系统：冷却剂循环系统是压水堆本体结构的另一个重要组成部分。
冷却剂循环系统通过循环水来冷却反应堆，同时还将热能转移到发电厂的蒸汽轮机中。
冷却剂循环系统由多个冷却剂泵、换热器和管道组成。
5. 压力容器支撑系统：压力容器支撑系统是压水堆本体结构的一个关键组成部分。
它主要由支撑和连接反应堆压力容器的结构组成。
压力容器支撑系统的作用是保持反应堆的稳定性，防止反应堆在运行过程中发生变形或破裂。
压水堆本体结构的主要组成部分包括反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂循环系统和压力容器支撑系统。
这些组成部分在核反应堆的运行中各自发挥着重要的作用，确保着核反应堆的安全稳定运行。
1、堆芯材料和热物性1.1、核燃料1.2、包壳材料1.3、冷却剂1.4、慢化剂1.1、核燃料z核燃料：裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料）铀－233钚－239转换燃料：钍－232铀－238z核燃料的形态：固态：实际应用的核燃料液态：未达到工业应用的程度1.1、核燃料z对固体核燃料的要求：ν燃料中易裂变原子密度高；ν具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内ν具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度ν在高温下与包壳材料的相容性好ν与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀ν工艺性能好，制造成本低，便于后处理1.1、核燃料z固体核燃料：ν金属铀与铀合金特点：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照稳定性差，有“肿胀”现象；不能在现在动力堆中使用。
ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。
高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。
1.1、核燃料z固体核燃料：ν陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物氧化铀：特点热物性（熔点、密度、热导率、比热）钚、铀混合物：UO2+PuO2; UC+PuC; UN+PuNν弥散体燃料陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。
基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）1.1、核燃料z二氧化铀的堆内行为：二氧化铀燃料在反应堆内产生热能，由于其导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯块中心温度高达2000℃以上，而外缘温度只有500-600 ℃，形成大的温度梯度。
运行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着燃耗的加深，还将出现燃料的密实化，裂变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。
1.1、核燃料z芯块开裂辐照时燃料芯块内的温度梯度可达103-104℃/cm，热应力超过了燃料的断裂强度。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述李承亮,张明乾(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030)摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。
分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。
关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant sL I Chengliang ,ZHAN G Mingqian(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030)Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent.K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @ 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站。
反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。
SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。
1 反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。
上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。
为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。
为防止外表面腐蚀,压力容器外表面通常涂漆保护。
反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。
上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。
其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。
2 反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。
随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来,为保证厚截面钢的淬透性,使强度与韧性有良好的配合,20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni,改用淬透性和韧性比较好的Mn2Mo2Ni钢A533B[2](锻材为A5082Ⅱ钢),并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析,同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理,使组织细化,以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。
与此同时,由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差,所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器,材料采用A5082Ⅱ钢。
它曾盛行一时,但自1970年西欧发现A5082Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后[3],又发展了A5082Ⅲ钢。
A5082Ⅲ钢是在A5082Ⅱ钢基础上,通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量,以减少再热裂纹敏感性,使基体堆焊不锈钢衬里后,降低产生再热裂纹的倾向。
为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性,特增加了A5082Ⅲ钢中的Mn含量[4]。
因锰易增大钢中偏析,故又降低了磷、硫含量。
硅在上述钢中是非合金化元素,有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向,其残存量以偏低为好。
厚截面的A5082Ⅲ钢淬火后,基体组织是贝氏体,当冷却速度不足时,将出现铁素体和珠光体,这种组织较贝氏体粗大,对提高强度和韧性不利,所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。
俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn2Mo2Ni钢而是Cr2Mo2V(15X2HMΦA)及Cr2Ni2Mo2V钢(15X2HMΦA2A)。
该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VV ER2440和VV ER21000压水堆上以及我国的田湾核电站VV ER21000。
Cr2Ni2Mo2V钢的优点是高温性能和耐蚀性好,辐照效应小[5],缺点是回火脆性倾向大,焊接性不理想。
尽管如此,俄罗斯仍用Cr2Ni2Mo2V 钢,这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施,如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等。
表1 压水堆压力容器钢的化学成分[6,7]Table1 The chemical analyses of reactor pressare vessel steel for PWR[6,7]材料名称化学成分(质量分数)/%C Si Mn Ni Cr Mo P S Cu VA212B0.300.15～0.300.85～1.20A302B≤0.260.13～0.321.10～1.550.41～0.640.0350.040A533B≤0.250.15～0.301.51～1.500.40～0.700.45～0.60<0.35<0.400.12A5082Ⅱ≤0.270.15～0.350.50～0.900.50～0.900.25～0.450.55～0.70<0.025<0.0250.100.05美国A5082Ⅲ≤0.260.15～0.401.20～1.500.40～1.00<0.250.45～0.55<0.025<0.025<0.100.01～0.0520MnMoNi55德国A5082Ⅲ0.17～0.230.15～0.301.20～1.500.50～1.00<0.200.40～0.55<0.012<0.015<0.12≤0.0216MND5法国A5082Ⅲ≤0.200.10～0.301.15～1.550.50～0.80<0.250.45～0.55≤0.008≤0.008≤0.08≤0.01 SFVV3日本A5082Ⅲ0.15～0.220.15～0.351.40～1.500.70～1.000.06～0.200.46～0.64<0.003<0.0030.020.007中国A5082Ⅲ≈0.190.19～0.271.20～1.430.73～0.790.06～0.120.48～0.51<0.009<0.0060.034～0.0700.005～0.05俄罗斯15X2HMΦA0.13～0.180.17～0.370.30～0.60 1.0～1.5 1.8～2.30.50～0.70≤0.025≤0.025≤0.150.30俄罗斯15X2HMΦA2A0.13～0.180.17～0.370.30～0.60 1.0～1..2 1.8～2.30.50～0.70≤0.02≤0.02≤0.050.10～0.12注:俄罗斯钢号中的X、H、M、Φ分别代表Cr、Ni、Mo、V;A表示高质量钢,A2A表示改进型3 反应堆压力容器材料的安全反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件,故被定为规范一级、安全一级、质保核级(H级)、抗震类Ⅰ级的设备,即在正常、异常、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结构完整性,杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等事故。
