第四讲 压水堆本体(除堆芯)
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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》PPT课件
为1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件数如下：
1区：53个燃料组件，富集度为1.8％；
2区：52个燃料组件，富集度为2.4％；
3区：52个燃料组件，富集度为3.1％。
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换料方式及特点
力 有较长的堆芯设计寿命，以适当减少换料次数 堆芯构造紧凑，换料操作简单方便
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压水堆动力装置根本配置
上封头
典
型
压
堆芯吊篮
水
堆
本 上隔板 体 堆芯
构 围板
造 下隔板
堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
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压力容器
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反响堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外 泄的高压设备。它的完整性直接关系到反响堆的正常运 行和使用寿命，而且它在高温、高压、强辐照的条件下 长期工作，它的尺寸大，重量重，加工制造精度要求高。 因此是压水堆的关键设备之一。
率峰因子。
核反响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变
反响的潜力(称为后备反响性)很大，而新堆初始装料的后备反响
性就更大，必须妥善地加以控制。
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反响性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物 通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以
压水堆本体结构设计及其重型构件的制造资料讲解
下面从堆芯开始，由里向外，对压水堆本体结构逐层进 行研究。
2020/5/19
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第二节 堆芯
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些 堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部， 吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2 －１）。
目前，大型压水堆正方形栅格的燃料组件，主要采 用17×17的排列方式。每个这样的燃料组件，共有264 根 燃料棒，24根控制棒导向管和一根堆内测量导管，共计 289 个栅位。其排列方式如图２ －４所示。
2020/5/19
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2020/5/19
燃料组件组成
下管座 上管座 导向管 定位格架
2020/5/19
2020/5/19
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燃料棒示图Biblioteka 2020/5/19返回
燃料芯块
核电厂反应堆几乎都以ＵＯ2 陶瓷体为燃料， 其235Ｕ的富集度为2～4％，陶瓷芯块的直径一般 在6 ～10mm范围内。燃料芯块的高度不宜过大， 高度／直径一般在1.5 范围内为宜。这样可以限制 芯块过大而引起的收缩变形。芯块两端做成凹碟 形，以便补偿中心部位较大的热膨胀，减少包壳 可能产生的轴向变形。
此外，为了降低运行过程中包壳的内外压差，防止包壳的蠕变塌陷 和改善燃料元件的传热性能，现代的燃料棒设计都采用了预充压技术， 即在在包壳内腔预先充有3.5 ＭＰa 的惰性气体氦。当燃料棒工作到接近 寿期终了时，包壳管内氦气加上裂变气体的总压力应同包壳管外压力 （冷却剂工作压力15.5MPa以及停堆换料时的一个大气压力）相匹配， 防止包壳破损。
堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。 一般来说，它要满足下述基本要求：
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第二节 堆芯
压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些 堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部， 吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2 －１）。
目前，大型压水堆正方形栅格的燃料组件，主要采 用17×17的排列方式。每个这样的燃料组件，共有264 根 燃料棒，24根控制棒导向管和一根堆内测量导管，共计 289 个栅位。其排列方式如图２ －４所示。
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燃料组件组成
下管座 上管座 导向管 定位格架
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燃料芯块
核电厂反应堆几乎都以ＵＯ2 陶瓷体为燃料， 其235Ｕ的富集度为2～4％，陶瓷芯块的直径一般 在6 ～10mm范围内。燃料芯块的高度不宜过大， 高度／直径一般在1.5 范围内为宜。这样可以限制 芯块过大而引起的收缩变形。芯块两端做成凹碟 形，以便补偿中心部位较大的热膨胀，减少包壳 可能产生的轴向变形。
此外，为了降低运行过程中包壳的内外压差，防止包壳的蠕变塌陷 和改善燃料元件的传热性能，现代的燃料棒设计都采用了预充压技术， 即在在包壳内腔预先充有3.5 ＭＰa 的惰性气体氦。当燃料棒工作到接近 寿期终了时，包壳管内氦气加上裂变气体的总压力应同包壳管外压力 （冷却剂工作压力15.5MPa以及停堆换料时的一个大气压力）相匹配， 防止包壳破损。
堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。 一般来说，它要满足下述基本要求：
简述压水堆本体结构的主要组成部分。
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。
压水堆堆芯PPT课件
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左图是有控制 棒组件的燃料组件。 控制棒束顶端固定 在一个枝状星形架 上，控制棒与枝状 接头相连。
(a) 结构
➢ 控制棒组件是由连接柄和控制棒组成，24根控制棒分
别用导向螺母固定在连接柄的径向翼板上。
➢ 连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
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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 Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
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(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。
o 核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有
效地导出；
o 反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保
持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的 完整性和安全性。 ➢ 可见，核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构
的设计和加工制造的质量。
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➢ 本章主要讨论压水反应堆本体各构件的结构、功能、
➢ 在一个燃料组件的全长上，有6-8个
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左图是有控制 棒组件的燃料组件。 控制棒束顶端固定 在一个枝状星形架 上，控制棒与枝状 接头相连。
(a) 结构
➢ 控制棒组件是由连接柄和控制棒组成，24根控制棒分
别用导向螺母固定在连接柄的径向翼板上。
➢ 连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
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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 Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
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(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。
o 核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有
效地导出；
o 反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保
持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的 完整性和安全性。 ➢ 可见，核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构
的设计和加工制造的质量。
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➢ 本章主要讨论压水反应堆本体各构件的结构、功能、
➢ 在一个燃料组件的全长上，有6-8个
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.
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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。
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
－1－1•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。
2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。
8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自 然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立式U 型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
压水堆化学04.
并发生脱碳现象。
氧化层
Fe3C+O2= 3Fe＋CO2 Fe3C+CO2= 3Fe＋2CO Fe3C+H2O= 3Fe＋CO+H2
脱碳层 工件
❖ 加速氧化过程，破坏表面膜的完整性和结合 力，严重恶化材料的力学性能，影响材料的 正常使用。
❖ c. 氢腐蚀
❖ 由于金属内部存在氢或 氢相，引起的金属破坏 称为氢腐蚀，可分为氢 鼓泡、氢脆、氢蚀等。
❖ ii)金属板接头处缝隙内的腐蚀 腐蚀发生在缝隙里，外表不易看出。
❖ iii) 金属保护涂层裂缝处的腐蚀
由于涂层裂缝暴露的 金属表面先有氧化膜 生成，作为微电池的 阴极； 而金属的微电池阳极 腐蚀往往发生在涂层 里面 — 腐蚀具有隐 蔽性。
❖ iv) 金属管道的腐蚀 同一铁管若埋在不同土质的地下，腐蚀较快。
电化学腐蚀过程示意图
大电池：有独立的两极，可用肉眼分辨出正、 负极。
例如铝板上铆铜钉就会形成宏观电池。
HH H H+ H+ H+ 3OH-
Al Cu
Al3+ Al
微电池：微观电池无明显分立的两极，肉眼不能分辨。 特点：
1、形成的微电池数目，电极多，两极间的距离近； 2、腐蚀速率很快，腐蚀程度严重。 分类：
如：金属与氧、氯或硫化氢等作用。
Al
Al ＋CCl4 AlCl4
非导电介质 CCl4
AlCl4
电化学腐蚀：金属表面与腐蚀介质（电解质）发生电 化学反应而引起的破坏。 *特点：
✓电化学腐蚀的过程中的阳极反应和阴极反应式同时发生的， 但不在同一地点进行； ✓电化学腐蚀过程中的任意一个反应停止了，另一个反应 （或是整个反应）也停止。
高分子材料腐蚀
氧化层
Fe3C+O2= 3Fe＋CO2 Fe3C+CO2= 3Fe＋2CO Fe3C+H2O= 3Fe＋CO+H2
脱碳层 工件
❖ 加速氧化过程，破坏表面膜的完整性和结合 力，严重恶化材料的力学性能，影响材料的 正常使用。
❖ c. 氢腐蚀
❖ 由于金属内部存在氢或 氢相，引起的金属破坏 称为氢腐蚀，可分为氢 鼓泡、氢脆、氢蚀等。
❖ ii)金属板接头处缝隙内的腐蚀 腐蚀发生在缝隙里，外表不易看出。
❖ iii) 金属保护涂层裂缝处的腐蚀
由于涂层裂缝暴露的 金属表面先有氧化膜 生成，作为微电池的 阴极； 而金属的微电池阳极 腐蚀往往发生在涂层 里面 — 腐蚀具有隐 蔽性。
❖ iv) 金属管道的腐蚀 同一铁管若埋在不同土质的地下，腐蚀较快。
电化学腐蚀过程示意图
大电池：有独立的两极，可用肉眼分辨出正、 负极。
例如铝板上铆铜钉就会形成宏观电池。
HH H H+ H+ H+ 3OH-
Al Cu
Al3+ Al
微电池：微观电池无明显分立的两极，肉眼不能分辨。 特点：
1、形成的微电池数目，电极多，两极间的距离近； 2、腐蚀速率很快，腐蚀程度严重。 分类：
如：金属与氧、氯或硫化氢等作用。
Al
Al ＋CCl4 AlCl4
非导电介质 CCl4
AlCl4
电化学腐蚀：金属表面与腐蚀介质（电解质）发生电 化学反应而引起的破坏。 *特点：
✓电化学腐蚀的过程中的阳极反应和阴极反应式同时发生的， 但不在同一地点进行； ✓电化学腐蚀过程中的任意一个反应停止了，另一个反应 （或是整个反应）也停止。
高分子材料腐蚀
8-1_压水堆沸水堆
• 在压水堆核电厂中广泛使用的蒸汽发生器
有三种：
– 立式U型管自然循环蒸汽发生器 – 卧式自然循环蒸汽发生器 – 立式直流蒸汽发生器
32
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
主泵（主循环泵）
• 反应堆冷却剂泵（简称
主泵）的功能是使冷却 剂形成强迫循环，从而 把反应堆中产生的热能 传送至蒸汽发生器，以 产生蒸汽，驱动汽轮机 做功。
19
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
20
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
反应堆
控制棒驱动 机构
• • • •
堆芯 堆内构件 压力容器 控制棒驱动机构
容器本体
容器顶盖
堆芯吊蓝
21
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
堆芯——燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件 和阻力塞组件组成。
22
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所 采用 17× 17阵列
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
压水堆(Pressurized Water Reactor)的主要特点
轻水作为冷却剂和慢化剂，反应堆体积小，建设周
期短，造价较低； 采用低富集铀（2％－5％）做燃料，铀的浓缩技术 已经过关； 一、二回路均为独立的密闭回路，放射性冷却剂不 会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需 要处理的放射性废气、废水、废物量较少。
40
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
余热排出泵
41
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
余热排出泵的电机
42
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
余热排出 热交换器
43
哈尔滨工业大学燃烧工程研究所
4、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统
• 反应堆换料后，卸出的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年
压水堆
堆芯支撑结构由上部支撑结构和下部支撑结构组成。吊篮以悬挂方式吊在压力容器l部的支撑凸缘上，吊篮与 压力容器之间形成一个环形腔，称为下降段。冷却剂从入口管嘴进入反应堆，沿下降段流到压力容器下腔室，然 后折返向上通过堆芯，在堆芯内吸收核裂变产生的热量，再经由上栅格板、上腔室，经出口管嘴流出。从反应堆 流i的冷却剂通过蒸汽发生器将热量传递给二回路侧的水。经冷却的水从蒸汽发生器出来后，经南主泵唧送回堆芯， 以此往复循环。
（3）能动的安全性：指必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
（4）后备的安全性：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
国际核能界认为现有核电厂系统过千复杂，必须着力解决设计上的薄弱环节，提出应以固有安全概念贯穿于 反应堆和核电厂设计安全的新论点。 其定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由反应堆自然的安全性和非能动的安全性即可控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋千正常运行 或安全停闭。
发展史
压水堆是世界上在运行的核电站中采用的主要堆型， 装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。 最早用作核潜艇的军用反应堆。1957年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆芯、 堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。秦山核电站就采用了国外现行压 水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作。
基本结构
图1各种类型的动力反应堆中，压水堆由于具有结构紧凑、体积小、功率密度高、平均燃耗较深，放射性裂变 产物不易外逸，良好的功率自稳自调特性、比较安全可靠等优点，获得了广泛的应用。舰船压水堆与核电厂压水 堆本体结构基本类似，图1为典型核电厂压水堆堆芯的基本结构，其主要组成包括：
（3）能动的安全性：指必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。
（4）后备的安全性：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。
国际核能界认为现有核电厂系统过千复杂，必须着力解决设计上的薄弱环节，提出应以固有安全概念贯穿于 反应堆和核电厂设计安全的新论点。 其定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由反应堆自然的安全性和非能动的安全性即可控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋千正常运行 或安全停闭。
发展史
压水堆是世界上在运行的核电站中采用的主要堆型， 装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。 最早用作核潜艇的军用反应堆。1957年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆芯、 堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。秦山核电站就采用了国外现行压 水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作。
基本结构
图1各种类型的动力反应堆中，压水堆由于具有结构紧凑、体积小、功率密度高、平均燃耗较深，放射性裂变 产物不易外逸，良好的功率自稳自调特性、比较安全可靠等优点，获得了广泛的应用。舰船压水堆与核电厂压水 堆本体结构基本类似，图1为典型核电厂压水堆堆芯的基本结构，其主要组成包括：
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。
13:06
核科学与技术学院
10
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。
13:06
核科学与技术学院
7
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。
13:06
核科学与技术学院
14
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
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第四讲 一回路主系统
之
压水堆堆内构件
压水堆的本体由反应堆堆芯、下部堆内构件、
上部堆内构件、压力容器（包括压力容器筒体及 顶盖）、控制棒组件及其驱动机构等组成。
功能：用来为堆芯组件提供支撑、定位和导向，
组织冷却剂流通，以及为堆内仪表提供导向和支 撑。
（五）堆内构件
1、下部堆内构件
（ 1 ）基本功能
Zr-2和Zr-4合金是普遍应用的包壳材料。
（2）压力容器
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有：
有较高的机械强度；
足够的韧性，使用时不易脆化；
高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。
压力容器一般选择含锰钼镍的低合金钢，堆内构 件选择奥氏体不锈钢。
3、压力容器的运行限制
器的支承，支承结构
采用强迫通风冷却。
此外，为保证压力容器的制造质量，对其材 料在液态及固态时要进行化学成份分析；在锻压 成形和热处理后要进行机械性能试验和超声波探 伤等等。
60万千瓦压水堆的压力容器，在制造过程比 较顺利及工艺技术比较成熟的条件下，制造周期 约为18—24个月。
顶盖的几何尺寸图
顶盖的重量 55500kg
（2）辐照对脆性转变温度的影响
快中子辐照改变了钢材的晶格结构，使钢材的机械性 能发生变化。辐照使钢材的脆性转变温度升高。因此，在 运行图上，随着反应堆运行年份的增加，即压力容器的 “老化”，压力上部限制曲线会朝高温区平移，如图2-19。 从图上看出，在反应堆正常运行5年后，把压力提高 到15.0MPa，运行温度需要在140℃；20年后，须提高到 195 ℃。
把堆芯重量传递给压力容器； 固定燃料棒、控制棒和堆内测
量仪表装置；
疏散和分配冷却剂流量； 减少 和中子对压力容器的辐
射。
（2）具体描述
下部堆内构件是堆芯的主要包容件，由以下六部分组成 （图2-9）：
堆芯吊兰和堆芯下支承板。
这部分统称堆芯支撑吊兰，用来把堆芯重量传递给 压力壳；连有三条载热剂出水管接头；堆芯支撑板被焊 接在堆芯吊兰的下部，许多孔供测量仪表的导管和水通 过；下部有四个径向导向装置与压力容器上的相对应。
磁力提升型控制棒驱动机构，主要包括驱
动轴组件、销爪组件（传递销爪和夹持销爪）、 密封壳组件、运行线圈组件（传递线圈、夹持
线圈和提升线圈）和位置指示器等。
1、6、13、19—磁通环
2—提升线圈
3 、7—抓钩线圈 4、14—衔铁复位弹簧
5、9—抓钩连杆
8—抓钩复位弹簧 10—驱动轴
11—抓钩；12—衔铁
15—抓钩极 16—移动抓钩衔铁 17—移动抓钩 18—提升衔铁 20—提升极；21—导管
控制棒的插入或抽出是这样完成的：按顺序
给三个线圈通电，以使传递销爪和夹持销爪 相继啮合或释放，从而使棒运动。当电厂运 行时，驱动机构一般仅由夹持销爪啮合而使 控制棒处于静态位置。
控制棒驱动机构在压力容器顶 盖上的布置见控制棒驱动机构 示意图。
① 自紧式金属“O”型环：一般由管径10~15mm、壁厚约1.27mm
的不锈钢管或因科镍合金弯曲制成的大圆环。靠堆芯一侧的表面， 周向开有很多均匀分布的小孔或细缝，以使环的内腔与堆内的介质 沟通。一回路充压后，环内腔充入的高压冷却剂使密封环涨大，从 而使环外表面紧贴在法兰密封面上，达到密封效果。
② 充气式“O”型环：环上不开小孔，而是在其内充氦气。反应堆
个进口管嘴和3个出口管嘴，与各冷却剂环
路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高 出堆芯上平面约1.4 m 的同一个水平面上。
压力容器工作在高压（15.5 MPa左右，设计压力 须达17.2 MPa）、高温含硼酸水介质环境和放射性辐 照的条件下，寿命30~60年。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受辐照的条件 下工作的特殊要求，并保证核电站的安全使用和压力容器 加工制造的经济性，要求压力容器材料有较高的机械性能、 抗辐照性能及热稳定性。 此外，对于断面收缩率、冲击韧性集脆性转变温度等 指标，都有较高的要求。目前广泛采用含锰钼镍的低合金 钢做压力容器的材料。
筒体组合件：由法兰接管段、筒身、底封头及回
路接管等组成。
接管段法兰端面圆周上均匀布置的螺栓孔与压力壳 顶盖法兰面的螺栓孔相配。接管段对称地设置了大口 径的冷却水进出口管，根据反应堆的一回路数目的不 同，接管数可有二个、四个、六个或八个。
底封头上设有堆内测量用的套管（900MW压 水堆电厂装有50根）。
二次支承组件：由二次支承板和悬挂在堆芯支承板下
面的支柱组成，一旦堆芯吊兰破裂时，能够限制堆芯移 位，使安全棒能够插入。
2、 上 部 堆 内 构 件
1)、作用 固定燃料组件上端的位置；
当控制棒组件被提起时，承受因冷却剂横向流动
而引起的力； 保证控制棒组件能顺利在燃料组件内上下移动。
为了防止高温含硼水
对压力容器材料的腐 蚀，压力容器的内表 面堆焊一层几毫米厚
的不锈钢衬里。
压力容器的设计寿期
是30—60年。
结
构
压力容器由以下几部分组成：
顶盖组合件：由顶盖上法兰、上封头球冠焊
接成的。在法兰的端面圆周上开有均匀布置的
螺栓孔，顶盖的球冠面上设有一定数目的控制 棒驱动机构的管座和温度测量引出管座。
传递线圈断电：传递销爪转出环形杆沟槽；
提升线圈断电：传递销爪下降10mm，到环形杆
上邻近下一个沟槽的位置；
传递线圈通电：传递销爪转入环形沟槽中，
上下两齿间各有1mm轴向间隙；
夹持线圈断电：夹持销爪脱开（县落下2mm，
再转出沟槽），载荷由夹持销爪转移到传递销 爪上（即驱动轴组件降1mm，落在传递销爪 上）。
筒身是一个长圆筒，可以把钢板弯曲成形后焊
接，也可用环状锻件拼焊而成。 对900MW级压水堆核电厂： 筒体高度：<包括底封头>10.508米； 内径： 3.987 米
筒体壁厚： 20 厘米
接管段壁厚： 23 厘米 总重约330吨。
压力容器密封结构：压力容器顶盖和法兰间，广泛
采用“O”型环来保证密封。并设有泄漏监督装置。
作用：
支撑和固定堆芯和所有的堆内构件；
和一回路管道一起起着冷却剂压力边界的作用；
能防止中子的外逸，是防止放射性物质外逸的第
三道屏障；
是堆内测量仪表装置和控制棒驱动机构的支撑； 是燃料更换的通道。
反应堆压力容器是一个底部为焊死的半
球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的
圆柱形容器。对于三环路设计，容器上有3
2)、几个主要构件 导向管支承板（堆芯上支承板） 堆芯上栅格板 控制棒导向管 支承柱
图
堆芯上栅格板是薄的圆板，板上设有定位销
以定位导向管和燃料组件。和下栅格板一样设 有流水孔。
支承柱是导向管支承板和堆芯上栅格板之间
的连接件。其作用是使两板保持一定距离，并 传递机械载荷。
（六）压力容器
支承板，流量分配孔板和堆芯下
栅格板堆芯上栅格板压力容 器出口接管。
此方面应注意三个问题：
（1）冷却剂旁流问题：
不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约1.25%，从压
力容器和吊兰的环形空间直接流出出口接管，约0.5% 通过堆芯围板而旁流，约0.25%通过导向管支撑板上的 顶盖清洗水孔进入，清扫压力容器顶盖。
4
控制棒驱动机构布置图
控制棒冷却系统安装
磁力提升驱动机构的动作原理
原始状态：传递销爪啮合，夹持销爪脱开。
1、控制棒提升动作
提升线圈通电：传递销爪把驱动轴组件提升一个
阶步（10mm）;
夹持线圈通电：夹持销爪转入环形杆沟槽中，并
与环形杆齿面贴合，再把驱动轴提升10mm，载荷 由传递销爪转移到夹持销爪上；
堆芯下栅格板：为燃料组件提供精确定位和流
量分配，燃料组件定位销就固定在下栅板上。
流量分配板：使进入各燃料组件的冷却剂流量
均匀。（每个燃料组件有4个大小相同的流量分配孔）
堆芯围板：减少冷却剂旁流量，使冷却剂更有
效地将热量带出堆外。
热屏：不锈钢圆筒，位于压力容器与吊兰之间，可设置一
层或两层，能防止堆芯对压力容器的直接辐射(主要防n，)。 目前的设计改为对着燃料最接近反应堆压力容器壁的堆 芯四角在吊兰筒体外侧连接了4块柱面钢屏蔽。这样使吊兰和 压力容器间下降段流通截面加大，减少了流动阻力。在热屏 外侧，含有辐照样品导管，为压力容器材料样品提供辐照监 测。
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。
压水堆的控制棒驱动
机构，布置在压力容器顶
盖上，其驱动轴穿过顶盖 伸进压力容器内，与控制 棒组件的连接柄相连接。
（2）逆流问题： 一台主泵停机时； 冷管段破裂时。
（3）压力容器泄漏的探测问题
压力容器依靠两个“O”型金属密封环来保证密
封，在压力容器的两道密封环之间及外环的外侧装 有两个泄漏回收连接管，以收集和探测泄漏。
压力容器泄漏的探测主要用温度测量，连接管
中温度的显著升高对应于密封泄漏。
2、结构材料的选择
对于压水反应堆的材料除了选择燃料、
慢化剂和冷却剂外，还要选择包壳、 压力容器和其它内部构件的金属材料。
（1）包 壳
选择包壳材料，必须综合考虑下列因素：
具有良好的核性能，即中子吸收截面要小，感生放射
性要弱；
具有良好的导热性能；
与核燃料的相容性要好；
具有良好的机械性能； 有良好的抗腐蚀能力； 具有良好的辐照稳定性； 易于加工成形，成本低。
之
压水堆堆内构件
压水堆的本体由反应堆堆芯、下部堆内构件、
上部堆内构件、压力容器（包括压力容器筒体及 顶盖）、控制棒组件及其驱动机构等组成。
功能：用来为堆芯组件提供支撑、定位和导向，
组织冷却剂流通，以及为堆内仪表提供导向和支 撑。
（五）堆内构件
1、下部堆内构件
（ 1 ）基本功能
Zr-2和Zr-4合金是普遍应用的包壳材料。
（2）压力容器
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有：
有较高的机械强度；
足够的韧性，使用时不易脆化；
高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。
压力容器一般选择含锰钼镍的低合金钢，堆内构 件选择奥氏体不锈钢。
3、压力容器的运行限制
器的支承，支承结构
采用强迫通风冷却。
此外，为保证压力容器的制造质量，对其材 料在液态及固态时要进行化学成份分析；在锻压 成形和热处理后要进行机械性能试验和超声波探 伤等等。
60万千瓦压水堆的压力容器，在制造过程比 较顺利及工艺技术比较成熟的条件下，制造周期 约为18—24个月。
顶盖的几何尺寸图
顶盖的重量 55500kg
（2）辐照对脆性转变温度的影响
快中子辐照改变了钢材的晶格结构，使钢材的机械性 能发生变化。辐照使钢材的脆性转变温度升高。因此，在 运行图上，随着反应堆运行年份的增加，即压力容器的 “老化”，压力上部限制曲线会朝高温区平移，如图2-19。 从图上看出，在反应堆正常运行5年后，把压力提高 到15.0MPa，运行温度需要在140℃；20年后，须提高到 195 ℃。
把堆芯重量传递给压力容器； 固定燃料棒、控制棒和堆内测
量仪表装置；
疏散和分配冷却剂流量； 减少 和中子对压力容器的辐
射。
（2）具体描述
下部堆内构件是堆芯的主要包容件，由以下六部分组成 （图2-9）：
堆芯吊兰和堆芯下支承板。
这部分统称堆芯支撑吊兰，用来把堆芯重量传递给 压力壳；连有三条载热剂出水管接头；堆芯支撑板被焊 接在堆芯吊兰的下部，许多孔供测量仪表的导管和水通 过；下部有四个径向导向装置与压力容器上的相对应。
磁力提升型控制棒驱动机构，主要包括驱
动轴组件、销爪组件（传递销爪和夹持销爪）、 密封壳组件、运行线圈组件（传递线圈、夹持
线圈和提升线圈）和位置指示器等。
1、6、13、19—磁通环
2—提升线圈
3 、7—抓钩线圈 4、14—衔铁复位弹簧
5、9—抓钩连杆
8—抓钩复位弹簧 10—驱动轴
11—抓钩；12—衔铁
15—抓钩极 16—移动抓钩衔铁 17—移动抓钩 18—提升衔铁 20—提升极；21—导管
控制棒的插入或抽出是这样完成的：按顺序
给三个线圈通电，以使传递销爪和夹持销爪 相继啮合或释放，从而使棒运动。当电厂运 行时，驱动机构一般仅由夹持销爪啮合而使 控制棒处于静态位置。
控制棒驱动机构在压力容器顶 盖上的布置见控制棒驱动机构 示意图。
① 自紧式金属“O”型环：一般由管径10~15mm、壁厚约1.27mm
的不锈钢管或因科镍合金弯曲制成的大圆环。靠堆芯一侧的表面， 周向开有很多均匀分布的小孔或细缝，以使环的内腔与堆内的介质 沟通。一回路充压后，环内腔充入的高压冷却剂使密封环涨大，从 而使环外表面紧贴在法兰密封面上，达到密封效果。
② 充气式“O”型环：环上不开小孔，而是在其内充氦气。反应堆
个进口管嘴和3个出口管嘴，与各冷却剂环
路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高 出堆芯上平面约1.4 m 的同一个水平面上。
压力容器工作在高压（15.5 MPa左右，设计压力 须达17.2 MPa）、高温含硼酸水介质环境和放射性辐 照的条件下，寿命30~60年。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受辐照的条件 下工作的特殊要求，并保证核电站的安全使用和压力容器 加工制造的经济性，要求压力容器材料有较高的机械性能、 抗辐照性能及热稳定性。 此外，对于断面收缩率、冲击韧性集脆性转变温度等 指标，都有较高的要求。目前广泛采用含锰钼镍的低合金 钢做压力容器的材料。
筒体组合件：由法兰接管段、筒身、底封头及回
路接管等组成。
接管段法兰端面圆周上均匀布置的螺栓孔与压力壳 顶盖法兰面的螺栓孔相配。接管段对称地设置了大口 径的冷却水进出口管，根据反应堆的一回路数目的不 同，接管数可有二个、四个、六个或八个。
底封头上设有堆内测量用的套管（900MW压 水堆电厂装有50根）。
二次支承组件：由二次支承板和悬挂在堆芯支承板下
面的支柱组成，一旦堆芯吊兰破裂时，能够限制堆芯移 位，使安全棒能够插入。
2、 上 部 堆 内 构 件
1)、作用 固定燃料组件上端的位置；
当控制棒组件被提起时，承受因冷却剂横向流动
而引起的力； 保证控制棒组件能顺利在燃料组件内上下移动。
为了防止高温含硼水
对压力容器材料的腐 蚀，压力容器的内表 面堆焊一层几毫米厚
的不锈钢衬里。
压力容器的设计寿期
是30—60年。
结
构
压力容器由以下几部分组成：
顶盖组合件：由顶盖上法兰、上封头球冠焊
接成的。在法兰的端面圆周上开有均匀布置的
螺栓孔，顶盖的球冠面上设有一定数目的控制 棒驱动机构的管座和温度测量引出管座。
传递线圈断电：传递销爪转出环形杆沟槽；
提升线圈断电：传递销爪下降10mm，到环形杆
上邻近下一个沟槽的位置；
传递线圈通电：传递销爪转入环形沟槽中，
上下两齿间各有1mm轴向间隙；
夹持线圈断电：夹持销爪脱开（县落下2mm，
再转出沟槽），载荷由夹持销爪转移到传递销 爪上（即驱动轴组件降1mm，落在传递销爪 上）。
筒身是一个长圆筒，可以把钢板弯曲成形后焊
接，也可用环状锻件拼焊而成。 对900MW级压水堆核电厂： 筒体高度：<包括底封头>10.508米； 内径： 3.987 米
筒体壁厚： 20 厘米
接管段壁厚： 23 厘米 总重约330吨。
压力容器密封结构：压力容器顶盖和法兰间，广泛
采用“O”型环来保证密封。并设有泄漏监督装置。
作用：
支撑和固定堆芯和所有的堆内构件；
和一回路管道一起起着冷却剂压力边界的作用；
能防止中子的外逸，是防止放射性物质外逸的第
三道屏障；
是堆内测量仪表装置和控制棒驱动机构的支撑； 是燃料更换的通道。
反应堆压力容器是一个底部为焊死的半
球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的
圆柱形容器。对于三环路设计，容器上有3
2)、几个主要构件 导向管支承板（堆芯上支承板） 堆芯上栅格板 控制棒导向管 支承柱
图
堆芯上栅格板是薄的圆板，板上设有定位销
以定位导向管和燃料组件。和下栅格板一样设 有流水孔。
支承柱是导向管支承板和堆芯上栅格板之间
的连接件。其作用是使两板保持一定距离，并 传递机械载荷。
（六）压力容器
支承板，流量分配孔板和堆芯下
栅格板堆芯上栅格板压力容 器出口接管。
此方面应注意三个问题：
（1）冷却剂旁流问题：
不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约1.25%，从压
力容器和吊兰的环形空间直接流出出口接管，约0.5% 通过堆芯围板而旁流，约0.25%通过导向管支撑板上的 顶盖清洗水孔进入，清扫压力容器顶盖。
4
控制棒驱动机构布置图
控制棒冷却系统安装
磁力提升驱动机构的动作原理
原始状态：传递销爪啮合，夹持销爪脱开。
1、控制棒提升动作
提升线圈通电：传递销爪把驱动轴组件提升一个
阶步（10mm）;
夹持线圈通电：夹持销爪转入环形杆沟槽中，并
与环形杆齿面贴合，再把驱动轴提升10mm，载荷 由传递销爪转移到夹持销爪上；
堆芯下栅格板：为燃料组件提供精确定位和流
量分配，燃料组件定位销就固定在下栅板上。
流量分配板：使进入各燃料组件的冷却剂流量
均匀。（每个燃料组件有4个大小相同的流量分配孔）
堆芯围板：减少冷却剂旁流量，使冷却剂更有
效地将热量带出堆外。
热屏：不锈钢圆筒，位于压力容器与吊兰之间，可设置一
层或两层，能防止堆芯对压力容器的直接辐射(主要防n，)。 目前的设计改为对着燃料最接近反应堆压力容器壁的堆 芯四角在吊兰筒体外侧连接了4块柱面钢屏蔽。这样使吊兰和 压力容器间下降段流通截面加大，减少了流动阻力。在热屏 外侧，含有辐照样品导管，为压力容器材料样品提供辐照监 测。
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。
压水堆的控制棒驱动
机构，布置在压力容器顶
盖上，其驱动轴穿过顶盖 伸进压力容器内，与控制 棒组件的连接柄相连接。
（2）逆流问题： 一台主泵停机时； 冷管段破裂时。
（3）压力容器泄漏的探测问题
压力容器依靠两个“O”型金属密封环来保证密
封，在压力容器的两道密封环之间及外环的外侧装 有两个泄漏回收连接管，以收集和探测泄漏。
压力容器泄漏的探测主要用温度测量，连接管
中温度的显著升高对应于密封泄漏。
2、结构材料的选择
对于压水反应堆的材料除了选择燃料、
慢化剂和冷却剂外，还要选择包壳、 压力容器和其它内部构件的金属材料。
（1）包 壳
选择包壳材料，必须综合考虑下列因素：
具有良好的核性能，即中子吸收截面要小，感生放射
性要弱；
具有良好的导热性能；
与核燃料的相容性要好；
具有良好的机械性能； 有良好的抗腐蚀能力； 具有良好的辐照稳定性； 易于加工成形，成本低。