1、反应堆结构核岛调试处目录1.压水堆结构概述2.反应堆压力容器3.堆内构件4.堆芯结构5.控制棒组件6.控制棒驱动机构7.堆内测量装置8.反应堆本体运行问题1. 压水堆结构概述反应堆的功能反应堆的功能 堆芯是核反应堆的心脏，是实现持续链式核裂堆芯是核反应堆的心脏，是实现持续链式核裂变反应的区域。变反应的区域。 l确保堆芯能按核设计要求进行安全的可控的链确保堆芯能按核设计要求进行安全的可控的链式反应；式反应；l确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要求确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要求有效地导出；有效地导出；l实现三道屏障的前两道屏障实现三道屏障的前两道屏障1. 压水堆结构概述l堆芯功率应尽量
2、均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；堆芯功率应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；l尽量减少堆芯内不必要的尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料中子吸收材料，以提高中子经，以提高中子经济性；济性；l有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力；l有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；l堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。堆芯设计应满足的基本要求堆芯设计应满足的基本要求1. 压水堆结构概述l压力容器（俗称压力壳）压力容器（俗称压力壳） Reactor Pressure Vessel (RPV)
3、l堆芯堆芯 (Core)l堆内构件堆内构件 (Reactor Vessel Internals)l控制棒驱动机构控制棒驱动机构 Control Rod Drive Mechanism（CRDM)反应堆本体主要包括：反应堆本体主要包括：1. 压水堆结构概述1. 压水堆结构概述l堆芯的重量由下栅格板承受l下栅格板由堆芯支撑柱承重l支撑柱的力传递到堆芯支撑板l堆芯支撑板通过吊篮传递给压力容器上法兰l上部构件的重量通过导向管支撑板传递给压力容器上法兰l压力容器的重力通过管嘴下部传递给基础l吊篮断裂则由二次支撑组件承重力的传递了解各个部件的功能力的传递了解各个部件的功能1. 压水堆结构概述冷端双端断裂后
4、吊篮的变形冷端双端断裂后吊篮的变形1. 压水堆结构概述其它其它l吊篮还用于建立一回路的流向通道l围板、吊篮、热屏用于降低RPV的辐照水平1. 压水堆结构概述常用词汇l压力容器：压力容器：Reactor Pressure Vessel (RPV)l堆芯堆芯 ：Corel堆内构件堆内构件 : Reactor Vessel Internalsl控制棒驱动机构控制棒驱动机构: Control Rod Drive Mechanism（CRDM)l顶盖：顶盖：Monobloc Closure Headl排气管：排气管：Vent Pipel吊篮：吊篮：Core Barrell围板：围板：Bafflel支撑板
5、：支撑板：Core Support Forgingl下栅格板：下栅格板：Lower Core Platel流量分配孔板：流量分配孔板：Diffuser Platel热屏：热屏：Thermal Shieldl二次支撑组件：二次支撑组件：Secondary Support assembly2.反应堆压力容器安全一级设备，规范等级为一级，抗震类别为I类,质保要求为核级（H级）。反应堆压力容器的设计、制造、反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相安装和试验应与其安全功能相适应，采用公认法规和标准时，适应，采用公认法规和标准时，应对其进行评价，保证满足反应对其进行评价，保证满足反应堆压力容
6、器的安全功能。应堆压力容器的安全功能。在设计、制造、安装和试验中，在设计、制造、安装和试验中，必须使异常泄漏、裂纹快速扩必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小。展及破坏的概率降低到最小。应能承受各种工况下的静态和应能承受各种工况下的静态和动态载荷，并保持其结构完整动态载荷，并保持其结构完整性。性。2.反应堆压力容器l包容反应堆堆芯燃料组件，固定、支承堆内构件，确保燃料包容反应堆堆芯燃料组件，固定、支承堆内构件，确保燃料组件按规定位置在堆芯内支撑和定位；确保冷却剂按规定流组件按规定位置在堆芯内支撑和定位；确保冷却剂按规定流道畅通无阻，将热量带出反应堆。道畅通无阻，将热量带出反应堆。l
7、作为一回路的一部分，压力容器是冷却剂与外界的压力边界。作为一回路的一部分，压力容器是冷却剂与外界的压力边界。它需要承受堆芯核裂变强它需要承受堆芯核裂变强放射性、中子的辐照及冷却剂的放射性、中子的辐照及冷却剂的高温、高压载荷，还需要承受控制棒可能发生的撞击和一回高温、高压载荷，还需要承受控制棒可能发生的撞击和一回路管道传递的力。压力容器的承压密封可以避免放射物质外路管道传递的力。压力容器的承压密封可以避免放射物质外逸。逸。l与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用。与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用。l利用压力容器顶部和底部的控制棒驱动机构、测量装置，控利用压力容器顶部和底
8、部的控制棒驱动机构、测量装置，控制反应堆，监测堆芯温度、中子通量密度。制反应堆，监测堆芯温度、中子通量密度。2.1 2.1 反应堆压力容器的作用反应堆压力容器的作用2.反应堆压力容器 压力容器属于在核电站寿期内不更换的设备，在运行中压力容器被中子活化后具有强放射性，无法对其进行近距离检查和维修，因此电站堆压力容器使用寿命要求不少于40年。 2.反应堆压力容器材料应具有高度的完整性材料应具有高度的完整性保证材质纯度保证材质纯度很好的渗透性、小的很好的渗透性、小的偏析偏析成分和性能的均匀性成分和性能的均匀性很好的可焊性很好的可焊性材料应具有适当的强度和足够的韧性材料应具有适当的强度和足够的韧性防止
9、脆性断裂的根本途径是防止脆性断裂的根本途径是韧性韧性（材料抗裂纹扩展的能力（材料抗裂纹扩展的能力）脆性断裂脆性断裂是最严重的是最严重的失效形式失效形式材料应具有低的辐照敏感性材料应具有低的辐照敏感性辐照提高了强度，降低了塑性，因而加剧脆性破坏的可能性，应控制辐照提高了强度，降低了塑性，因而加剧脆性破坏的可能性，应控制和降低材料的辐照催化倾向和降低材料的辐照催化倾向导热性能好导热性能好便于加工制造、成本低廉便于加工制造、成本低廉2.2 2.2 压力容器选材原则压力容器选材原则2.反应堆压力容器核压力容器的工况虽然苛刻，但使用的材料并不特殊，也是由工程通用材核压力容器的工况虽然苛刻，但使用的材料并
10、不特殊，也是由工程通用材料派生的。料派生的。 普遍选用的是普遍选用的是低合金钢低合金钢锰锰- -钼钼系列系列 C0.25 %、Mn:1.151.5 %、Mo:0.6 %、Ni:0.41.0 %其余为其余为Fel良好的导热性；良好的导热性；l很好的可焊性很好的可焊性l脆性转变温度较低；（一般在脆性转变温度较低；（一般在-30-30至至55）l抗辐照脆化能力；抗辐照脆化能力；l便于加工，成本较低。便于加工，成本较低。改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制严格限制铜和磷铜和磷这两个主要的这两个主要的有害元素有害元素（Cu0.10%,P0.012%Cu
11、0.10%,P=1.22l 充氦气 (2MPa) ： 改善燃料芯块-包壳之间的传热 减少冷却剂压力对包壳形成的压应力, 可以减少包壳的蠕变，从而限制燃料-包壳的相互作用 压紧弹簧4.3 燃料元件棒燃料芯块燃料芯块 l制作：由低富集度的二氧化铀粉末经冷压，烧结成所需要密度的陶瓷型芯块，经滚磨成一定尺寸（直径8.19mm，高度13.5mm）的正圆柱体。l外形：正圆柱体，芯块端面成蝶形+倒角lUO2芯块属于稳定的化合物，与水在高温下不发生反应，熔化温度高达2800 ，燃耗可达33000 MWd/tU以上lUO2芯块的缺点是密度低（10.4 g/cm3）；导热性差；释放裂变气体使包壳内压在燃料寿期末高
12、达150大气压；高温、辐照下会膨胀、致密、龟裂。二氧化铀导热率小，致使铀芯温度远比芯块周边温度高（径向温度梯度1000 /cm）。4.3 燃料元件棒燃料芯块环脊环脊l描述：燃料包壳上竹节状隆起l起因：l由于燃料的热膨胀分均匀和非均匀两部分。由温度梯度存在时，有限圆柱体内部的温度比外部的温度高得多，因而内部伸长比外部大，结果使圆柱形芯块成为“扯铃”状。l燃料元件受到辐照后，变成扯铃状，造成元件棒沿轴向每隔一定距离就发生“环脊”现象。圆柱状扯铃状竹节状燃料芯块两个端面为什么要加工成碟形？端头为什么燃料芯块两个端面为什么要加工成碟形？端头为什么要加工成倒角？要加工成倒角？l在功率运行时，二氧化铀芯块
13、内存在10000C/cm以上的温度梯度，在该温度梯度作用下（圆柱体内部的温度比外部的温度高得多)，圆柱形的燃料芯块变成“扯铃”形状；而且辐照也是形成环脊变形的重要原因。为了减小芯块在温度和辐照作用下的膨胀和肿胀，减少芯块与包壳的相互作用，导致重叠放置的芯块总长度增加，两端面做成蝶形。l为了避免端头边缘与包壳之间产生局部应力，在边缘处加工成倒角。4.3 燃料元件棒燃料芯块4.3 燃料元件棒燃料芯块芯块密度芯块密度- -影响到热系数影响到热系数l密度高是好的：可以使芯块的温度下降；l但是低密度芯块亦有利：高燃耗下，为了减小肿胀需要有气孔l实践中一般认为目前芯块密度是理论密度（10.98g/cm3）
14、的92%-95%；l现代压水堆都取95%UO2理论密度为芯块的密度。l大亚湾核电厂的芯块密度为10.4g/cm3。4.3 燃料元件棒燃料芯块采用粉末压制的制块工艺并加入一些制孔剂采用粉末压制的制块工艺并加入一些制孔剂l为获得合适的芯块显微结构，使烧结后芯块内部存在些细孔，即可以容纳绝大部分裂变气体，又使芯块致密化效应减至最少。致密化效应：燃料芯块在低燃耗时芯块的体积可能因辐照而收缩称为密实现象，可能导致包壳的塌陷。l试验表明，采用大晶粒、并尽量减少小于2m以下的气孔的芯块l芯块端面呈浅碟形和芯块内部存在细孔这两项措施，对于防止燃料芯块的辐照肿胀引起包壳蠕变导致包壳破损也有明显的良好效果。 4.
15、3 燃料元件棒燃料包壳l 三道屏障的第一道屏障l 材料：锆-4合金l 包壳外径9.5mml 壁厚(0.57mm)的考虑：u 结构强度： 抵抗冷却剂的外压，不发生倒塌而保持其形状； 随着燃耗的加深，包壳管因燃料肿胀和裂变气体压力而造成的周向变形，不应该超过经验所确定的极限值。u 腐蚀： 氢脆效应，到燃料寿期末包壳的吸氢量不得超过容许值 包壳的腐蚀量不得大到破坏包壳材料完整性程度。（820,锆水反应，释放热量和氢气。失水事故要注意锆水反应，释放热量和氢气。失水事故要注意燃料元件包壳燃料元件包壳222Zr+2H OZrO +2H4.3 燃料元件棒燃料包壳锆的氢脆效应锆的氢脆效应Zr+HZrH， Zr
16、H使材料性能变脆，即氢脆效应。措施控制芯块的含水量UO2容易从周围吸收水份，在反应堆启动后，燃料吸收的水分将释放出来，并在辐照作用下分解为氢氧根和氢，其中氢被锆合金吸收形成氢化锆。规定每3.66m不得超过60mg的含水量或每块芯块的含水量不得超过10ppm。4.3 燃料元件棒燃料包壳集气空腔和充填气体集气空腔和充填气体芯块与包壳间留有轴向空腔和径向间隙(0.085mm)补偿轴向热膨胀和肿胀容纳裂变气体为了防止燃料棒在运输、吊装和运行过程中芯块在包壳内窜动，在轴向空腔处装入压紧弹簧。预充压技术2MPa的氦气防止包壳管的蠕变塌陷改善燃料元件的传热性能降低运行过程中包壳管的内外压差，当燃料元件棒工作
17、到接近寿期终了时，包壳管内氦气加上裂变气体的总压力同包壳管外面冷却剂的工作压力值相近。4.3 燃料元件棒其它部件l隔热片 隔热片又叫芯块支承板，用来减小燃料芯块的轴向传热，减小端塞热应力和压紧弹簧的温度。材料为三氧化二铝陶瓷片，置于燃料芯块组合体的两端。l压紧弹簧 压紧弹簧用来防止芯块在运输、吊装过程中轴向窜动。一般用镍基不锈钢作材料，置于包壳管内上端塞与上部隔热片之间空腔内。l端塞 燃料棒的上下部用端塞与包壳管焊接密封，以防止氦气及裂变气体逸出，冷却剂进入，同时使压紧弹簧产生预压力，压住隔热片和燃料芯块。另外，在组件组装时端塞有上下抽插的用途。上端塞有一个进气孔，以便在燃料棒制成后进行充气，
18、随后将其焊接密封。4.4 其它堆芯组件核燃料组件的核燃料组件的“骨架骨架”结构结构功能:l确保燃料组件的刚度和强度，l承受整个组件的重量，l流体力产生的振动和压力波动，l承受控制棒快速落棒时的冲击力，并作为控制棒导向，l保证组件在堆内可靠地工作和燃料装卸及运输的安全。包括定位格架控制棒导向管中子通量测量管下管座上管座4.4 其它堆芯组件-上管座上管座外形：一个箱式结构作用：燃料组件上部构件并构成了一个水腔，加热了的冷却剂由燃料组件上管座流向堆芯上栅格板的流水孔上管座还构成燃料组件的相关部件的护罩组成：承接板（304型不锈钢）围板（304型不锈钢）顶板（304型不锈钢）四个板弹簧（因科镍718）
19、相配的零件（304型不锈钢） 上管座上管座 板弹簧板弹簧围板围板顶板顶板承接板承接板围板围板4.4 其它堆芯组件-上管座承接板呈正方形，上面加工了许多长孔让冷却剂流经此板加工成的圆形孔用于与导向管相连承接板起燃料组件上格板的作用，即使燃料棒保持一定的栅距又能防止燃料棒从组件中向上弹出。围板、顶板围板、顶板围板是正方形薄壁管式壳体，它组成了管座的水腔。顶板是正方形中心带孔的方板，以便控制棒束通过管座插入燃料组件的导向管，并使冷却剂从燃料组件导入上部堆内构件区域。顶板的对角线上有两个带有直通孔的凸台，它们使燃料使燃料组件顶部定位和对组件顶部定位和对中。中。与下管座相似，上管座顶板上的定位定位孔与堆
20、芯上栅格板孔与堆芯上栅格板的定位销相配合。的定位销相配合。 板弹簧板弹簧板弹簧通过锁紧螺钉固定在顶板上。弹簧的形状为向上弯曲凸出燃料组件，而自由端弯曲朝下插入顶板的键槽内当堆内构件入堆时，堆芯上栅格板将板弹簧压下引起弹簧挠曲而产生的压紧力将足以抵消冷却剂的水流冲力。板弹簧的设计及其与上管座顶板键槽的配合使得在弹簧断裂这种概率极小的事故情况下，既可防止零件松脱掉入堆内，又能防止弹簧的任何一端卡入控制棒的通道，这就避免了棒束控制组件正常运动中可能发生阻碍的危险。 4.4 其它堆芯组件-上管座4.4 其它堆芯组件-下管座下管座下管座下管座外形：一个正方形箱式结构作用：它起着燃料组件底部构件的作用，又
21、对流入燃料组件的冷却剂起着流量分配作用。组成：一块方形孔板：起冷却剂流量分配的作用，又使燃料棒不能通过孔板。 四个支撑脚：支撑脚焊在方形孔板上形成一个水腔，以供冷却剂流入燃料组件。材料：都用304型不锈钢制造。4.4 其它堆芯组件-下管座导向管与下管座的连接l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壁圆环，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；螺纹塞头旋紧在锆合金端塞的螺孔中将导向管锁紧在下管座中。 4.4 其它堆芯组件-定位格架定位格架定位格架l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。l格
22、架的夹紧力设计：l既使可能发生的振动磨蚀到最小l又允许有不同的热膨胀滑移l也不致引起包壳的超应力。l格架材料l由锆-4合金条带制成l格架形状l呈l717正方栅格排列4.4 其它堆芯组件-定位格架定位格架的具体结构定位格架的具体结构l条带的交叉处用电子束焊双边点焊连接。l外条带比内条带厚，内条带的端部焊在外条带上。l在格架的四周外条带的上缘设有导向翼，并按照避免装卸操作时相邻组件的格架相互干扰的方式来布置。l定位格架点焊在导向管上与其相连。4.4 其它堆芯组件-定位格架燃料棒在定位格架的固定燃料棒在定位格架的固定在格架栅元中，燃料棒的一边由弹簧施力，另一边顶住锆合金条带上冲出的两个刚性凸起，两边
23、的力共同作用使棒保持中心位置。弹簧力是由跨夹在锆合金条带上的因科镍718制的弹簧夹子产生的，并在上下相接面上点焊，以把条带全部围起来。最终成形的弹簧组合件形成两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，这样，弹簧作用在条带上的力自然抵消了，也就减少了格架的应力。4.4 其它堆芯组件-定位格架搅混翼搅混翼l弹簧定位格架是压水堆燃料组件的关键部件之一。定位格架设计的好，可以提高反应堆出力或增加反应堆热工安全裕量。l在高通量区的六个格架（即从下至上第2至第7个格架）在内条带上还设置有搅混翼，以促进冷却剂流的混合，有利于燃料棒的冷却和传热。l但是在下述部位的情况不同：v外条带上只有刚性凸起v在导向管栅
24、元里不需要设置弹簧v定位格架通过条带上的调节片直接点焊在导向管上与之相连。4.4 其它堆芯组件-控制棒导向管控制棒导向管控制棒导向管l在标准的1717燃料组件中，导向管占据24个栅元l作用：为控制棒插入和提出提供了导向的通道l材料：由一整根锆-4合金管子制成l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l流水孔：冷却控制棒4.4 其它堆芯组件-控制棒导向管控制棒导向管的控制棒导向管的缓冲段缓冲段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。缓冲段的过渡区呈
25、锥形，以避免管径过快变化，在过渡区上方开有流水孔，正常运行时有一定的冷却水流入管内进行冷却，紧急停堆时水能部分地从管内流出。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。4.4 其它堆芯组件-中子通量管中子通量测量管中子通量测量管l放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通量探测仪的钢护套管。l通量测量管由锆-4合金制成，直径上下一致，其在格架中的固定方法与导向管相同。4.5 大亚湾核电站改进型燃料AFA 3G AFA 3G 和和AFA 2G AFA 2G 相比，主要改进的技术特点有：相比，主要改进的技术特点有：l上、下管座高度分别
26、缩短上、下管座高度分别缩短3.55mm和和8mm ，增加了上、，增加了上、下管座间的内部距离，为燃料棒气腔增长提供了空间；下管座间的内部距离，为燃料棒气腔增长提供了空间；l优化结构格架设计并增加了三个中间搅混格架优化结构格架设计并增加了三个中间搅混格架(MSMG)，较大地增加了热工裕量；较大地增加了热工裕量；l增加了导向管厚度增加了导向管厚度(含中子通量管含中子通量管)，使燃料组件刚度增，使燃料组件刚度增加了加了25%30%，克服了组件弯曲而引起的控制棒不，克服了组件弯曲而引起的控制棒不完全插入的问题；完全插入的问题；l燃料棒和其气腔的长度分别增加了燃料棒和其气腔的长度分别增加了15.6mm
27、和和16.3mm ；制造状态下气腔的内压降低了制造状态下气腔的内压降低了1.1MPa ，包壳材料改用，包壳材料改用M5（Zr-1%,Nb铌铌-0.12%O），其氧化、氢化、燃料棒，其氧化、氢化、燃料棒辐照生长和蠕变分别是辐照生长和蠕变分别是Zr-4 包壳的包壳的1/3 、1/6 、1/2 和和1/3 。明显地提高了燃料棒的可靠性；。明显地提高了燃料棒的可靠性；l采用采用Gd2O3 作可燃毒物。作可燃毒物。4.5 大亚湾核电站改进型燃料5 控制棒组件与其它组件5.1 概述5.2 控制棒组件5.3 可燃毒物组件5.4 中子源组件5.5 阻力塞5.1 概 述 总体而言，每个控制棒组件、可燃毒物组件以
28、及中子源组件在燃料组件中的位置是类似的，都是都占据燃料组件中除去燃料元件的264个位置和一个中子测量通道以外的的24个位置。l控制棒组件：G棒、R棒与N棒数目始终不变，但S棒数目会随换料周期有变化l中子源组件：初级中子源只在第一循环使用，第二循环之后取出；次级中子源一直保留l可燃毒物组件：只在第一循环使用，之后取出l阻力塞：除去有控制棒与这些组件以外的位置全部用阻力塞塞住。5.1 概 述每一种组件都包括：l一个压紧组件形成的支承结构。 四种堆芯相关组件的压紧组件结构都是相同的，它放置在燃料组件上管座的承接板上。l24根棒束。 每根棒的上端塞先用螺纹拧紧到压紧组件上，然后用销钉定位，最后将销钉焊
29、接固定。堆芯相关组件结构堆芯相关组件结构压紧组件压紧组件l材料：零部件全部用304型不锈钢制造。l底板：底板上钻有固定可燃毒物棒、中子源棒和阻力塞的螺纹孔，有留有冷却剂流经的通道。底板承放在燃料组件上管座的承接板上，而在这两块板之间留有水流通过的空间。l弹簧导向筒：与底板相焊，为内外两圈螺旋形压紧弹簧提供横向支承。l轭板：由弹簧导向筒的槽沟内滑动的两个销钉定位和导向，轭板与弹簧导向筒配合并且当上部堆芯板就位时，通过轭板压缩压紧弹簧，使堆芯相关组件定位。 5.1 概 述5.1 概 述星形架的结构星形架的结构 l中心毂环中心毂环：毂环上端加上多道凹槽，以便与传动轴相啮合并供吊装用，毂环底端为一体的
30、圆筒。l弹簧弹簧(用因科镍718制) ：与毂环底端成整体的圆筒中设置有弹簧组件，以便在紧急停堆时，当棒束控制组件与燃料组件上管座的连接板相撞击时吸收冲击能量。l固定弹簧用的螺柱及弹簧托环螺柱及弹簧托环（用A1S1630不锈钢制）与毂环之间用螺纹连接，然后施焊，以保证运行时无故障。l翼片l下部呈圆筒形的指状物星形架的所有部件（除弹簧及托星形架的所有部件（除弹簧及托环外）均用环外）均用304型不锈钢制造。型不锈钢制造。5.1 概 述吸收剂棒与星形架的连接吸收剂棒与星形架的连接吸收剂棒固定在星形架的指状物上：v棒与指状物之间先用螺纹连接，v然后用销钉保持接点紧固，v最后将销钉焊接固定，以保证无故障运
31、行。5.1 概 述第一燃料周期后续（第26）燃料周期第7周期后类型数目组别组件数类型数目组别组件数类型数目组别组件数控制36G14控制36G14控制36G14G28G28G28N18N18N18N28N28N28R8R8R8停堆13SA1停堆17SA5停堆25SA5SB8SB8SB8SC4SC4SC4SD0SD0SD8控制组件总数49控制组件总数53控制组件总数61可燃毒物组件总数66可燃毒物组件总数0可燃毒物组件总数0初级中子源总数2初级中子源总数0初级中子源总数0次级中子源总数2次级中子源总数2次级中子源总数2阻力塞总数38阻力塞总数102阻力塞总数945.2 控制棒组件功能功能l控制棒组
32、件用来控制反应堆：控制核裂变的反应性启动和停止反应堆（S棒）调整反应堆功率（R棒/G棒/N棒）l在事故工况下依靠它快速下插使反应堆在极短的时间内紧急停堆，以保证反应堆安全。控制棒组件的安全等级为三级。5.2 控制棒组件控制棒设计的基本原则控制棒设计的基本原则l安全可靠、机动灵活及不对堆内功率分布产生过大的扰动。l为实现安全可靠原则，控制棒应有足够大的总价值，能可靠地达到紧急停堆的要求，特别是在“卡棒”条件下，即有一束最大价值的控制棒“卡”在堆顶不下落的条件下，也能实现安全停堆。l为实现机动灵活的原则，微分价值不能太小，以快速控制功率的意外波动。微分价值也不能太大，否则会给弹棒事故带来严重后果。
33、l控制棒采用数量多、尺寸小的设计原则，以减少控制棒移动对堆芯功率分布的影响。（满足卡棒原则及功率分布） 设计能保证：在棒束控制组件或其驱动机构的任何零部件发生故障时，都能防止组件由堆芯弹出。棒束控制组件的设计寿命为l5年，寿命只受燃耗的限制而不受机械性能劣化的限制。5.2 控制棒组件两种控制棒类型两种控制棒类型大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒：大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒：l黑棒：黑棒： 黑棒的吸收剂材料为银一铟一镉合金，重量百分比分别为黑棒的吸收剂材料为银一铟一镉合金，重量百分比分别为8080、l5%l5%和和5%5%。这种合金做成挤压成形的芯块，封装在不。这种合金做成挤压成形的芯块
34、，封装在不锈钢包壳内，两端有钨极惰性气体保护焊接的端塞，防止锈钢包壳内，两端有钨极惰性气体保护焊接的端塞，防止吸收剂材料与冷却剂接触。吸收剂材料与冷却剂接触。 黑棒束控制组件所含的黑棒束控制组件所含的2424根吸收剂棒都是黑棒。根吸收剂棒都是黑棒。 l灰棒：灰棒： 灰棒的吸收剂材料为不锈钢，灰棒的吸收剂材料为不锈钢，吸收中子的能力较小吸收中子的能力较小。 灰的棒束控制组件只含有灰的棒束控制组件只含有8 8根根黑黑棒，其余棒，其余1616根为钢棒。根为钢棒。 灰棒控制模式（灰棒控制模式（G1G1，G2G2）5.2 控制棒组件大亚湾核电站控制棒分组的原则及各控制棒组的作用大亚湾核电站控制棒分组的原
35、则及各控制棒组的作用l根据各棒组的功能进行分组：v 停堆棒组（或称安全棒组）：（SA=5,SB=8,SC=4,SD=8） 反应性价值较大，专门用于事故停堆，一般要求其总价值大于堆内的剩余反应性。 v 功率补偿组：（G1=4,G2=8,N1=8,N2=8） 反应性价值适中，用于功率粗略调节及补偿部分剩余分应性。 v 温度调节组：（R=8） 用于反应性功率细调，以补偿冷却剂平均温度效应、硼浓度及空泡效应等小反应性变化的影响。l但在事故停堆时，功率补偿棒组和温度调节棒组也一并下落，每组棒都具有安全棒组的功能。l各棒组应考虑均匀分布及中心对称分布。以避免提升一组控制棒时造成较大的象限功率倾斜。l当控制
36、棒组件完全从堆芯抽出时(即最高位置)，吸收剂棒的总长度能够保证棒的下端仍保持在导向套管之内，使吸收剂棒和导向套管保持对中。5.2 控制棒组件棒束控制组件的组成棒束控制组件的组成l包括l一组24根吸收剂棒l用作吸收剂棒支承结构的星形架；星形架与安置在反应堆容器封头上的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。l每一棒束控制组件有其本身的驱动系统，可单独动作或若干控制组件编组动作。l在紧急停堆时，每一棒束控制组件靠重力快速插入准芯，以防止发生对电站有害的运行工况。5.2 控制棒组件5.2 控制棒组件下端塞下端塞上端塞上端塞不锈钢包不锈钢包壳壳弹簧弹簧控制棒的结构控制棒的结构l黑棒与灰棒结构相似。黑棒与灰棒结构
37、相似。l下端塞呈子弹头形状，以便下端塞呈子弹头形状，以便在棒束控制组件移动时，吸在棒束控制组件移动时，吸收剂棒平稳地导向进入燃料收剂棒平稳地导向进入燃料组件中的导向管。组件中的导向管。l吸收剂棒的上端塞具有螺纹吸收剂棒的上端塞具有螺纹端头，以便与星形架的指状端头，以便与星形架的指状物相连接。物相连接。l银银铟铟镉或不锈钢的砌块镉或不锈钢的砌块在不锈钢包壳内，上端塞下在不锈钢包壳内，上端塞下面由预紧的螺圈形弹簧压紧面由预紧的螺圈形弹簧压紧定位。定位。5.2 控制棒组件束棒型控制棒的优点束棒型控制棒的优点l棒径细，数量多、吸收材料均匀分布在堆芯中，使堆芯内中子注量率及功率分布更为均匀。l由于单根控
38、制棒细而长，增大了柔性，在保证控制棒导向管对中的前提下，可相对放宽装配工艺要求，而不致引起卡棒；l由于提高控制棒材料的吸收率，大大减少了控制棒的总重量。l由于棒径小，所以控制棒提升时所留下的水隙对功率分布畸变影响小。l不需另设挤水棒，从而简化堆内结构，降低了反应堆压力容器的高度。 5.3 可燃毒物组件 为了减少控制棒数量，加深燃料燃耗深度，降低堆芯功率不均匀系数，在电站压水堆中同时采用调节控制棒组件和改变慢化剂（冷却剂）水中硼浓度两种控制方式。但是，慢化剂水在不含吸收体硼状态下，随着水温升高体积膨胀密度下降，会使反应性减少，呈负温度效应。而慢化剂中加入硼酸后，同时还会随水温升高水中硼随慢化剂体
39、积膨胀部分被排出堆芯，出现正反应性效应。因此当水中硼超过某一浓度值，两者的综合效应使反应堆呈正反应性温度效应时，将会影响堆的自稳调节性能。为此，通常将慢化剂水中硼限制在某一浓度范围内，以确保堆的负温度效应。 然而新堆首次装料后的后备反应性却很高，控制棒组件和慢化剂中硼吸收体还不足以抑制住堆的这部分正反应性，因此必须要采取其他妥善的安全措施。压水堆的可燃毒物棒组件，即是用来限制新燃料在第一运行循环内引起的过剩反应性。随着反应堆的运行，燃料的不断消耗，剩余反应性的减少，此时可燃毒物也相应较快地消耗掉。待反应堆进行第一次换料时，即可将这些可燃毒物取走。 可燃毒物在堆内布置较灵活，可以利用它进一步改善
40、堆功率分布，降低堆功率不均匀系数，如利用堆芯不同部位燃料组件导向管内放置不同数目的可燃毒物棒来展平径向功率分布；将可燃毒物棒有效高度做得较短，使中子吸收集中于活性区的中下段，以展平轴向功率分布。可燃毒物棒在同一燃料组件导向管中，则采取对称布置，以免出现局部中子峰。可燃毒物棒可燃毒物棒l可燃毒物棒为装在304型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管（成分为B203十SiO2），硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型管状内衬支承，内衬用于防止玻璃管坍塌和蠕变l包壳管的两端（上、下端塞）堵塞住并施密封焊。l内外包壳之间留有足够的气隙空间，以便容纳释放出的氦气，并限制其内压小于反应堆运行压力。 硼玻璃管不锈钢不锈钢
41、内衬管内衬管不锈钢不锈钢包壳管包壳管5.3 可燃毒物组件5.3 可燃毒物组件l功能：功能：是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂的负温度是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度，保持慢化剂的负温度系数。系数。l硼玻璃管式可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的全新堆芯，所需硼玻璃管式可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的全新堆芯，所需可燃毒物棒的数目取决于堆芯的初始总反应性。可燃毒物棒的数目取决于堆芯的初始总反应性。大亚湾核电站的首次堆芯装有：大亚湾核电站的首次堆芯装有： 4848个含个含l2l2根可燃毒物棒的组件根可燃毒物棒的组件 1818个含个含l6l6根可燃毒物棒的组件根可燃毒物棒的组件 加
42、上加上2 2个初级中子源棒组件中的个初级中子源棒组件中的3232根根共共6868个组件个组件共含共含896896根可根可燃毒物棒燃毒物棒在第一次换料时将全部卸出，换上在第一次换料时将全部卸出，换上6464个阻力塞组件和个阻力塞组件和4 4个控制棒组件。个控制棒组件。可燃毒物组件的作用及布置可燃毒物组件的作用及布置5.4 中子源组件中子源组件的作用：中子源组件的作用：1.提高堆内中子通量水平，增加仪表测量精度，为堆的安全启动提供可靠的依据。 为了安全启动反应堆，必须掌握反应堆的次临界度和堆内中子通量的变化情况，以避免因过快地抽提控制棒或其它方式引入正反应性而造成未预料到的超临界，而次临界状态的反
43、应堆不具有足够的中子密度来形成可测量出的中子通量，所以要在反应堆内装入中子源来提高启动的测量准确度和克服测量上的盲区，以保证安全。2.在反应堆启动时起“点火”的作用。分初级中子源组件和次级中子源组件。大亚湾核电站的中子源组件大亚湾核电站的中子源组件大亚湾核电站第一循环反应堆堆芯使用4个中子源组件:2个初级中子源组件: 每个初级中子源组件包括：1个初级源棒和1个次级源棒， 16根可燃毒物棒和6个阻力塞2个次级中子源组件: 每个次级中子源组件包括：4个次级源棒和20个阻力塞棒在后继循环只使用两个次级中子源组件，位置不变。在第一次换料时，将初级中子源棒卸出，换上套管塞。中子源组件分别插在堆芯内沿直径
44、方向相对两侧的靠近源量程核仪表探测器的燃料组件的控制导向管内，如下图所示。 5.4 中子源组件SSSPSPP表示一次源，S表示二次源。 初级中子源初级中子源l锎-252（252Cf）：发生自发裂变释放中子。l初级中子源的工作寿期为制造后的500至1000天，该寿期与堆芯第一燃料运行周期相一致。l初级中子源位于堆芯下部约四分之一高度处。l锎-252封装在双层钢套筒内，套筒由下部及上部的氧化铝（AL2O3）制间隔棒定位，装在不锈钢包壳内，包壳两端封装。l上端塞顶部加工有螺纹，固定到压紧组件的底板上去。中子源中子源双层钢双层钢套筒套筒5.4 中子源组件次级中子源次级中子源l反应堆运行后，在停堆再启动
45、（或换料再启动）时，初级源已衰变完，往往不能再胜任再启动任务，故堆芯中必须设置次级源。l次级中子源棒利用初始非放射性的锑和铍混合物制成的芯块，从304型不锈钢包壳的底部堆砌至棒的中部，上下端塞封装，里面充氦气压力至4.5MPa，以防止堆芯寿期内由于冷却剂压力而使包壳塌陷。锑和铍锑和铍5.4 中子源组件次级中子源的工作原理次级中子源的工作原理次级中子源在堆内经中子辐照之后，锑-123经(n、)反应生成锑-124，锑-124衰变放出?射线，生成碲-124?射线打击铍时产生中子,而铍经历(、n)反应，产生中子并释放氦原子核至空隙空间。 SbnSb124511012351TeSb12452601245
46、1天nBeBe108494nHeBe10429425.4 中子源组件次级中子源的布置次级中子源的布置大亚湾核电站的首次装料中有2个次级中子源棒组件，各有4根次级中子源棒和20个阻力塞，加上2根初级中子源棒组件中的2根次级中子源棒，共有10根次级中子源棒。在满功率运行两个月之后，它们提供的中子源可在停堆12个月之后再启动反应堆。次级中子源棒在换料时保留在堆芯中，一般不需要卸出。 5.4 中子源组件l阻力塞是304型不锈钢材料制的短钢棒（为减少结构材料的中子有害吸收，阻力塞棒用不锈钢制成短棒（实心棒）下端成子弹头形，上端部的螺纹用来固定到压紧组件的底板上去构成阻力塞组件。l作用：阻力塞组件设计用于
47、封闭不带有棒束控制组件、可燃毒物或启动中子源的燃料组件中的导向管，增加水流阻力，从而减少旁路冷却剂流。l只有阻力塞组件全部24根棒位都是阻力塞。l大亚湾核电站的首次装料含有38个阻力塞组件。 5.5 阻力塞组件控制棒驱动机构的功能及安全等级控制棒驱动机构的功能及安全等级 控制棒驱动机构是核电站反应堆控制系统和安全保护系统的一种伺服机构，是反应堆的重要动作部件。控制棒驱动机构用来提升、下降、保持或快插控制棒，以完成反应堆启动、调节反应堆功率、维持功率和停止反应堆和事故情况下的快速停堆的功能。控制棒驱动机构的耐压壳体为安全一级部件，其它部件为与安全有关的部件。控制棒驱动机构的要求控制棒驱动机构的要
48、求反应堆正常运行时，要求棒的移动速度缓慢，每秒的行程约为10mm，确保控制棒按设计速度提升或下插，动作应准确无误；在快速停堆或事故工况时，要求在得到事故停堆信号后即能自动脱开控制棒组件，使后者靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒安全插入堆芯的紧急停堆时间不超过2.15s，以保证堆芯运行安全。稳定运行时，控制棒能够被夹持而停留在一定位置上；失去电源时应自动落棒。控制棒驱动机构设计寿命与反应堆寿命相同，寿期末仍应具有运转能力。控制棒驱动机构运行应平稳，无异常噪声，不允许发生失步、打滑、提不起和卡棒等异常现象。具有足够的超载提升能力和抗冲击耐震动的能力。结构紧凑，装卸、维修方便，且造价低廉。PWR
49、PWR采用的控制棒驱动机构类型采用的控制棒驱动机构类型磁力提升型丝杆滚子螺母型（或磁阻马达型）齿轮齿条型以前在某些压水堆中，常常同时选用磁力提升型(驱动全长控制棒组件)、齿轮齿条型（驱动短棒组件）两种机构。近年来，德国、美、法等国的商业压水堆核电站取消了短棒组件及其驱动机构，只选用磁力提升型作为全长控制棒组件的驱动机构。 磁力提升型控制棒驱动机构的优缺点磁力提升型控制棒驱动机构的优缺点控制结构简单、制造方便、磨损小、寿命长及使用安全可靠的优点，同时提升力大，寿命长，经济性也较好。当按设计程序通直流电时，就能使控制棒上下运动，并由位置指示器指示其位置。磁力提升型驱动机构的提升或下插运动形式不是连
50、续的，也不可微调，而是以某一设计规定长度（称为步距或跨距）阶跃式地或称步进式地运动。不过压水堆核电站是允许这样运动的。 控制棒驱动机构安装在压力容器顶盖的上部，其驱动轴穿过顶盖伸进压力容器内，与控制棒组件星形架的连接柄相连。为了防止高温高压的冷却剂泄漏，控制棒驱动机构的密封承压壳焊接在压力容器顶盖的管座上，驱动机构在壳内而控制线圈在壳外。3.5.23.5.2控制棒驱动机构控制棒驱动机构由五个部件组成：由五个部件组成：驱动杆部件、运行线圈部件、耐压管部件、钩锁抓持部件、位置指示器部件。下部套管安装在反应堆压力容器顶盖的管座之上，用螺纹联结后再用“”密封焊死。整个机构竖立在反应堆容器顶盖上。 与控
