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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。
