1、核科学与技术学院,反应堆热工水力学,课程简介,核科学与技术学院,课程：反应堆热工水力学,教师：范广铭 E-Mail：fanguangming007 电话：82569655 13936130043,核科学与技术学院,教材：核反应堆热工学 哈尔滨工程大学讲义,辅助：核反应堆热工分析 上海交通大学出版社,辅助：反应堆热工水力学 清华大学出版社,核科学与技术学院,课时分配： 总计：32学时 第三章：8学时 第七章：22学时 答疑：2学时,核科学与技术学院,考核方式：闭卷考试,平时成绩：1.点名 2.提问 3.作业,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,序言：核能的应用,核科学与技术学院,核科学与技术学院
2、,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,各种反应堆,核科学与技术学院,反应堆的分类,核科学与技术学院,本课程研究什么,？,核科学与技术学院,压水堆的结构、热工计算和设计准则,！,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,核科学与技术学院,反应堆堆型及设计要点 典型压水反应堆热源、分布及计算 典型压水反应堆传热过程 典型压水反应堆水力特性 稳态热工分析 堆芯瞬态热工分析 热工分析程序类型及其简介,主要内容和要求,核科学与技术学院,本节课主要内容,常用反应堆堆型介绍 第四代反应堆简介,核科学与技术学院,常用反应堆堆型介绍,压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水
3、堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),核科学与技术学院,压水堆,核科学与技术学院,水兼做慢化剂和冷却剂，冷却剂在堆芯不沸腾； 采用U-235富集度为3-4%的UO2陶瓷燃料； 一、二回路之间相互隔离，二回路不需要屏蔽； 结构紧凑、堆芯体积小、功率密度大，平均燃耗较深、建设周期短、基建费用低； 一回路压力15.5MPa、二回路压力67MPa； 反应堆具有自稳自调特性，安全性较好,压水堆的特点,核科学与技术学院,压水堆反应堆
4、内部结构,反应堆堆芯：反应堆的核心部件，包括燃料组件、控制棒组件、堆芯相关组件等； 堆内构件：堆芯下部支撑构件、堆芯上部支撑构件； 反应堆压力容器：容器及密封结构； 控制棒驱动机构：压力外壳、操作线圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线圈等；,核科学与技术学院,棒状燃料组件,燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包壳、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组成； 定位格架：支撑燃料元件，确保燃料元件径向定位，加强元件棒刚性的弹性构件，具备改善流动功能； 上、下管座：连接构件； 控制棒导向管：为控制棒插入与提出提供导向通道；,核科学与技术学院,稳压器结构,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
5、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、泵轴承、轴封水； 轴封组件：由三道串联的轴封组成，位于泵轴的末端，保证正常运行期间从冷却剂系统沿泵轴向安全壳的泄漏量基本为零； 电动机部分：惰性飞轮、防逆转装置、止推轴承的径向轴承、油提升系统； 支撑系统和相关仪表；,核科学与技术学院,蒸汽发生器,主要部件：蒸发段和汽水分离段； 换热器类型：间壁式换热器，一回路具有放射性，管板与U形管属于冷却剂压力边
6、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-Cd/SS）； 长期反应性控制用硼酸； 传热管600，690，800合金；,核科学与技术学院,常用反应堆堆型介绍,压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Rea
7、ctor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor),核科学与技术学院,沸水堆,核科学与技术学院,沸水堆的特点,沸水堆以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽； 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点，使用低富集铀作燃料； 不需要蒸汽发生器，运行参数较压水堆低； 具有很强的自然循环能力，一般可达40-50%FP，甚至100%FP。,核科学与技术学院,沸水堆核电站原理流程,沸水反应堆结构,核科学与技术学院,压力壳（pressure vessel）(Mn-Mo
8、-Ni)低合金碳钢（low alloy carbon steel） 燃料（fuel）二氧化铀（uranium dioxide UO2） 包壳（cladding）锆-2合金（zircaloy-2） 控制棒碳化硼/304不锈钢（B4C /304SS） 慢化剂，冷却剂轻水（H2O） 一回路水管304不锈钢 蒸汽回路304，316不锈钢 汽轮机铬-钼钢,核科学与技术学院,重水堆的特点,采用重水作慢化剂，可以直接利用天然铀作为核燃料； 可用轻水或重水作冷却剂； 分压力容器式和压力管式两类； 代表性重水堆核电厂: CANDU(CANadian Deuterium Uranium Reactor) ACR-
9、1000(Advanced CANDU Reactor),核科学与技术学院,秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时,核科学与技术学院,CANDU 系统简图,核科学与技术学院,CANDU核岛系统,核科学与技术学院,核蒸汽供应系统示意图,核科学与技术学院,压力管（容纳冷却剂）锆铌合金（Zr-2.5Nb） 排管容器（容纳慢化剂）奥氏体不锈钢 排管容器管子锆-2合金（退火） 燃料天然丰度的二氧化铀（natural uranium） 包壳锆-4合金，内壁涂有石墨层 慢化剂和冷却剂重水（D2O） 端屏蔽奥氏体不锈钢 嵌入环、屏蔽板、冷却水管碳钢 中子吸收体镉棒 液体注射停堆组件硝酸钆 调节棒加水不锈钢管,核
10、科学与技术学院,高温气冷堆的特点,采用石墨作慢化剂，气体作冷却剂； 高温气冷堆具有效率高、安全性好等突出优点，由于采用了密度和比热很小的气体作为工质，所以功率密度较小，堆芯体积较大； 这种堆型对管路材料的耐高温性和密封性都提出了很高的要求，目前对气体工质的热工性质也需要进一步研究。,核科学与技术学院,早期的气冷堆：石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料，1956年英国建成50MWe气冷堆电站并商用化，70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造36座，总装机容量达到8.2 GW（电）； 改进型气冷堆：包壳材料改为不锈钢，采用2浓缩铀，1963年英国建
11、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，采用He作为冷却剂，温度可提高到7501200，发电效率提高，同时可以为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源；,气冷堆发展阶段,核科学与技术学院,清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10),清华大学HTR-10,山东省示范工程,核科学与技术学院,高温气冷堆燃料,核科学与技术学院,钠冷快堆 实现核燃料
12、增殖，可使铀-238转变为钚-239； 核燃料裂变主要由100keV以上的快中子引起，堆内不需要慢化剂，堆芯有害吸收减少，转换比增大； 使用传热能力强而慢化能力小的钠为冷却剂；,核科学与技术学院,可以在很高的温度下，在较小的温差情况下移走大量的热能、可以达到较高的比功率，由于热钠的热导好，热点因子也会减小，活性区内温度变化随之降低，即使在热冲击情况下，结构变形的几率也非常小； 其熔点仅为97.8，沸点高达882.9，可采用比较低的系统压力就可以得到高的反应堆堆芯出口温度，从而获得较高的动力循环效率，也就降低了发电成本； 在液态钠流道内的热阻不是集中在层流底层或缓冲层内，而是比较均匀的分布在整个
13、截面上，流道形状对传热影响大，入口效应增大；,钠冷快堆特点,核科学与技术学院,钠冷堆主要结构型式,核科学与技术学院,燃料混合氧化铀钚（钚含量2030%） 包壳奥氏体不锈钢（316SS或316Ti） 元件盒马氏体-铁素体钢或奥氏体不锈钢 控制棒碳化硼（B4C）/300系列不锈钢 传热管800合金或316SS及304 SS 容器材料316SS及304 SS,钠冷快中子增殖堆所用材料,核科学与技术学院,快堆核电站流程,核科学与技术学院,核科学与技术学院,Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR),Characteristics Sodium coolant 550C Outle
14、t Temp 150 to 500 MWe Metal fuel with pyroprocessing , or MOX fuel with advanced aqueous processing Benefits Waste minimization and efficient use of uranium resources,U.S. Product Team Leader: Dr. Jordi Roglans (ANL),核科学与技术学院,SFR Reference Parameters,核科学与技术学院,Lead-Cooled Fast Reactor (LFR),Character
15、istics Pb or Pb/Bi coolant 550C to 800C outlet temperature 120400 MWe 1530 year core life Cartridge core for regional fuel processing Benefits Proliferation resistance of long-life cartridge core Distributed electricity generation Hydrogen production High degree of passive safety,U.S. Product Team L
16、eader: Dr. Todd Allen (ANL),核科学与技术学院,LFR Reference Parameters,核科学与技术学院,Gas-Cooled Fast Reactor (GFR),Characteristics Helium coolant 850C outlet temperature Direct gas-turbine cycle 600 MWth/288 MWe Benefits Waste minimization and efficient use of uranium resources,U.S. Product Team Leader: Dr. Kevan
17、 Weaver (INEEL),核科学与技术学院,GFR Reference Parameters,核科学与技术学院,Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR),Characteristics Water coolant at supercritical conditions 550C outlet temperature 1700 MWe Simplified balance of plant Benefits Efficiency near 45% with excellent economics,U.S. Product Team Leader:
18、Dr. Jacopo Buongiorno (INEEL),核科学与技术学院,核科学与技术学院,SCWR Reference Parameters,核科学与技术学院,Very-High-Temperature Reactor (VHTR),Characteristics Helium coolant 1000C outlet temperature Water-cracking cycle Benefits Hydrogen production High degree of passive safety High thermal efficiency Process heat applica
19、tions,U.S. Product Team Leader: Dr. Finis Southworth (INEEL),核科学与技术学院,VHTR Reference Parameters,核科学与技术学院,Molten Salt Reactor (MSR),Characteristics Fuel: liquid fluorides of Na, Zr, U and Pu 700800C outlet temperature 1000 MWe Low pressure (0.5 MPa) Benefits Final burn transmutation Avoids fuel devel
20、opment Proliferation resistance through low fissile material inventory,U.S. Product Team Leader: Dr. Charles Forsberg (ORNL),核科学与技术学院,MSR Reference Parameters,核科学与技术学院,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,压水堆结构概述,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,汽轮机和发电机系统,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核电厂,一,核电厂：是利用核燃料发生的受控自持链
21、式裂变反应所释放的能量作为热源发电，而常规电厂则利用化石燃料(如煤，燃油，天然气等)燃烧所释放的能量作为热源发电。,1,压水堆核电厂：约占世界核电厂的60多，我国已经建成的均为压水堆型核电厂，尽管各压水堆核电厂在设计细节上略有不同，但压水堆核电厂在总体上已经基本定型，压水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成。,2,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,反应堆压力容器,二,它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应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。
22、因此是压水堆的关键设备之一。,1,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(48)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，上封头有几十个贯穿件，用于布置控制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。,2,核科学与技术学院,堆芯,三,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
23、的环节之一。,1,压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成，并由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后，依靠吊篮定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管的下方。,2,核科学与技术学院,轴向定位,径向定位,核科学与技术学院,堆芯：反应堆堆芯设计,三,反应堆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，它应满足下述基本要求：,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.尽量减小堆芯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
24、结构紧凑，换料操作简易方便。,核科学与技术学院,堆芯：燃料组件,三,燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、定位格架、压紧弹簧等几个部件组成。,1,元件棒一般按1414、1515、1717方式排列成正方形栅格，每个组件设有1624根控制棒导向管，燃料组件中心设有一根堆内通量测量管。其中约三分之一燃料组件的控制棒导管内，布置有控制棒组件。控制棒组件可以从上部插入堆芯实现停堆。组件中心的仪表管允许从压力容器底部将堆内通量测量探头伸入组件内任意高度。凡不布置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的燃料组件，均有节流组件安插在导管上端以减少冷却剂旁流。,2,堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及
25、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。,3,核科学与技术学院,堆芯：冷却剂流向,三,用作慢化剂兼冷却剂的水，从进口接管流入压力容器，沿吊篮与压力容器内壁之间的环形通道(也称下行流道)流向堆芯下腔室，然后转而向上流经堆芯，加热后的冷却剂经由上栅格板、上腔室，经出口管嘴流出，并由此导入环路的热管段，随后，反应堆冷却剂通过蒸汽发生器底部半球形封头上的入口接管进入蒸汽发生器，流经蒸发段的倒置U形管后，由底部出口接管离开蒸汽发生器。蒸汽在蒸汽发生器的二回路壳侧产生。经冷却的水从蒸汽发生器出来后，流经一个U形过渡管段，到达位于反应堆冷却剂泵底部的泵
26、入口接管，泵将反应堆冷却剂升压，以补偿系统的压降。反应堆冷却剂经泵的出口接管，进入环路冷管段，由此，反应堆冷却剂流回反应堆容器，构成闭合环路。,核科学与技术学院,堆芯：堆芯冷却剂流量分配,三,核科学与技术学院,典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件),四,管理 方案,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： 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
27、.1。,核科学与技术学院,核科学与技术学院,典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件),四,换料 方式,采用分区倒料与棋盘式相结合的换料方式。即每次换料时将三分之一堆芯新燃料组件(富集度为3.2)放在堆芯四周(也即外区)，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变反应的潜力(称为后备反应性)很大，而新堆
28、初始装料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。,核科学与技术学院,反应性控制,五,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,1,为了补偿由于负荷、温度变化而引起的反应性的较快变化，以及提供反应堆的停堆能力，控制棒组件是不可缺少的。棒束控制组件用于反应性控制，棒束控制组件又分为功率控制组件，平均温度控制组件和停堆组件。反应堆紧急停堆时，控制棒组件依靠重力落入堆芯。,2,可燃毒物棒用于第一燃料周期，目的是补偿堆芯的部分后备反应性，使堆冷却剂中的含硼浓度可以减少到使慢化剂温度系数为负值，保证反应堆具有固有安全性。可燃毒物
29、棒的总数为896根。在第一次换料时全部卸出。,3,控制棒+硼酸+可燃毒物,核科学与技术学院,中子源,六,中子源,中子源棒束组件用于在临界增殖之前就产生一个可测量的中子通量，以便监测接近临界时的中子增殖状况。中子源有初级中子源和次级中子源两种；初级中子源提供首次装料后反应堆启动所需的源强，次级中子源在反应堆运行中被活化而成为中子源，此后为反应堆启动提供中子源。,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,反应堆压力容器,核科学与技术学院,反应堆压力容器的作用,一,作用,反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内构件，使核燃料的链式裂变反应限制在一个密封的金属壳内进行。如果说燃料元件包壳是防止放射物质外逸的
30、第一道屏障，则包容整个堆芯的压力容器就是第二道屏障； 反应堆压力容器和一回路管道是承受冷却剂的重要的压力边界； 所有的堆内构件都是由压力容器支撑和固定，所以它又是一个承受很大载荷的构件。,核科学与技术学院,反应堆压力容器选材原则,二,选材 原则,正确地选择材料是设计反应堆压力容器成败的关键之一，必须根据它在核岛中的地位和作用、工作条件，制造工艺等全面考虑，才能确保安全合理。 选材原则是：1.材料应具有高度的完整性 要求材质中的硫化物、氧化物等非金属夹杂物尽量少，保证材质纯度；要求材料具有很好的渗透性，最小的偏析，特别是磷、硫含量及低熔点元素应尽量少，且分布均匀，保证材料成分和性能的均匀性；要求
31、材料具有很好的可焊性，具有最小的再热脆化倾向。,核科学与技术学院,材料应具有适当的强度和足够的韧性 脆性断裂是反应堆压力容器最严重的失效形式，材料对脆性断裂的基本抗力是材料的韧性，保证并尽力提高材料的韧性是防止脆性断裂的根本途径。,2,材料应具有低的辐照敏感性 反应堆压力容器受中子辐照的结果，提高了材料的强度，降低了塑性，因而加剧了脆性破坏的可能性。为了防止出现脆性破坏的可能性，应控制和降低材料的辐照脆化倾向。,3,导热性能好,4,反应堆压力容器选材原则,二,便于加工制造，成本低廉,5,核科学与技术学院,压水堆压力容器选材情况,二,选材 原则,当前压水堆压力容器普遍选用的是低合金钢；主要是锰钼
32、系列，这种钢具有良好的导热性(是不锈钢的三倍)，因而在温度变化时热应力较小；很好的可焊性；具有良好的抗辐照脆化能力，便于加工，成本较低。 目前，美国广泛采用SA508-合金钢作锻件， SA533B-1合金钢作板材。这些钢是美国反应堆容器所用的主要材料，法国的钢种与美国用的SA508-级相似。大亚湾核电厂反应堆容器材料成分为：碳0.25，添加少量的合金元素为锰1.151.5，钼：0.6，镍：0.4-1.0 。,核科学与技术学院,改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施,二,主要 措施,低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018 n/cm2的照射后，脆性转变温度明显升高，这是危及反应堆压力容器安全性
33、的重要因素。改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：严格限制铜和磷这两个主要的有害元素(Cu0.10重量；P0.012重量)，添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢的辐照损伤。此外，钢应具有快速冷却的回火马氏体组织及细晶粒。,核科学与技术学院,压力容器的结构,三,结构,反应堆压力容器又称为压力壳，是由两个组件即容器本体以及用双头螺栓联接的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金锻钢单个环形锻件焊接而成。这些无纵焊缝的单个锻制部件，逐一用全焊透的环焊缝连成一体。堆容器包容堆内构件、堆芯以及作为冷却剂、慢化剂和反射层的水，凡是与回路冷却剂接触的容器内表面，都堆焊不锈钢覆面层，其厚度不小于5mm。
34、 堆容器本体从上而下由一只上法兰、一个密封台肩、一节接管段、二节堆芯包容环段、一节过渡段、一只半球形下封头组成。,核科学与技术学院,核科学与技术学院,压力容器的结构：上法兰,三,在法兰上，为装58只锁紧螺栓钻有58个未穿透的螺纹孔；与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支承面。反应堆容器的密封由两个特殊设计的、连在顶盖法兰上的O形密封环来保证;一个支承台肩，用来支承堆内构件。四个键槽，用来对准反应堆容器顶盖和堆内构件。,一根泄漏探测管。为了能进行探漏，这根管子倾斜穿过上法兰后，头部露出在两只 O形密封环之间的支承面上。内密封环的泄漏是由引漏管线上的一台温度传感器进行探测。当反应堆在额定功率下稳态运行时，
35、内密封环不允许泄漏；在启动和停堆时，内密封环允许的最大泄漏率为20L/h，内密封泄漏由能触发高温报警的温度测量装置探测和记录，并且用设在目视水位指示器上的浮子开关进行泄漏率的测量和记录；温度和泄漏率的记录和报警都在主控室显示。若泄漏率大于20Lh或泄漏流温度70 ，反应堆容器就应加以检查。外密封环也要经常进行目视检查，以便检出其可能的泄漏。,核科学与技术学院,压力容器的结构：密封台肩、接管段,三,密封台肩： 将锻压的环形密封台肩与反应堆容器上法兰焊接，密封台肩直接与密封环焊接，以防止反应堆容器与反应堆堆腔基板之间的泄漏 。,接管段： 六只接管径向地插入接管段，并用全焊透焊缝加以焊接。每一条传热
36、环路的进、出口接管相隔成50夹角，而每一对接管沿反应堆容器圆周成120对称分布 ； 出口接管的内侧有一节围筒，使出口接管与堆芯吊篮开口之间形成连续过渡。每个接管的外端焊一段不锈钢安全端。这样，采用同种材料就允许在现场把一回路管道与堆容器接管焊接相连。为了把反应堆容器安放在支承结构上，六只接管底部有支撑座，它们放在整体支承环的支承导向板上。,核科学与技术学院,压力容器的结构：堆芯包容环段、过渡段、下封头,三,堆芯包容环段： 在反应堆容器接管段下面，堆芯高度的圆筒形部分是由两段对接焊接的筒体构成，因科镍制的导向键焊在堆芯包容环段的下部，用来给堆内构件导向并限制位移。,过渡段： 过渡段把半球形的下封
37、头和容器和筒体段联接起来。,下封头： 由热轧钢板锻压成半球形封头。下封头上装有50根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系统提供导向。利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在下封头内。,核科学与技术学院,压力容器的结构：顶盖、顶盖法兰,三,反应堆容器顶盖： 反应堆容器顶盖有顶盖法兰和顶盖本身焊接成一整体。,顶盖法兰： 该法兰上钻有58个锁紧螺栓穿过的孔，法兰支承面上有二道放置密封环用的槽。,核科学与技术学院,压力容器的结构：顶盖本体,三,顶盖本体： 该球形顶盖用板材热锻成形后焊接制成。焊在顶盖上的部件有下列几种： 三只吊耳，供吊装用； 一根排气管，供容器充水时排气用； 一块金属支撑板，用于支承控制棒驱动
38、机构的通风罩； 控制棒驱动机构管座和热电偶管座。 这些因科镍制的管座焊在顶盖上，管座由套管和法兰组成。控制棒驱动机构或热电偶外壳用螺纹与法兰联接后再用密封焊与管座连接。 管座的热套管用来保护堆容器顶盖不受温度瞬态变化的影响。当束棒控制棒组件插入堆芯时，由于挤出的热水把堆容器的比较冷的部位加热而出现温度瞬态变化。在热套内侧端部装有一个锥形喇叭口，当反应堆容器顶盖安装在反应堆容器简体上时，它能为控制棒传动轴插入导向套管提供导向。,核科学与技术学院,反应堆容器支承结构组成：,四,核科学与技术学院,堆容器支承结构设计:,五,在正常运行工况及事故工况(地震、一回路管道破裂事故)下能承受对其施加的载荷;
39、允许支承结构本身、反应堆容器及接管都可以自由地热膨胀，但由于支承导向板的作用，阻止了容器及接管的横向移动。,核科学与技术学院,支承环、支承环安装、支撑结构冷却,六,支承环： 是一个环形梁结构，由两个水平的厚法兰和两块立式的腹板组成。在环形梁上焊了六个径向定位止挡块这些径向定位止挡块在埋入混凝土内的两个止推支座之间将加以调整这种结构的特点是当出现水平载荷时，仍能支承压力容器。,支承环安装： 在反应堆堆坑顶部附近的托座上。,支承结构冷却： 压力容器支承结构采用强制通风循环进行冷却，从而使支承环下法兰的温度维持在混凝土能承受的温度值之内。,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,脆性断
40、裂和韧性,七,脆性断裂： 抗延性断裂设计中通常假定材料是均匀而无缺陷的。实际上加工、热处理、焊接等工艺过程总会产生一些微裂纹和材质不均匀性。承载后，裂纹端部的应力增大并可能导致裂纹扩展。在适当条件下，裂纹会无限扩展形成断裂，这种断裂方式称为无延性断裂或脆性断裂。,韧性： 材料抗裂纹扩展的能力称为韧性。压力容器钢的断裂韧性很高，而屈服应力相对地低一些。韧性与温度有关，低温下材料韧性很差，温度较高时韧性上升，高低韧性之间有一陡峭的过渡区，通常用脆化转变温度来标识。转变温度随中子辐照程度上升，也就是说，压力容器钢的延性水平会随服役年限增加而下降。,核科学与技术学院,压力容器的工作点,七,核科学与技术
41、学院,辐照,八,辐照防护： 在反应堆运行过程中，压力容器受到强烈的中子辐照，辐照效应将压力容器材料的无塑性转变温度升高，因此，为了减弱中子对压力容器的辐照，特在堆内结构中设置了热屏蔽，堆运行过程中不应使压力容器在其材料的无塑性转变温度以下工作。,运行区间： 安全部门规定了相对无塑性转变温度的应力随温度变化的限制如图所示。在图上见到两条曲线：压力上部限制曲线(压力容器的强度随温度变化)；压力下部限制曲线(对一回路泵的限制，或对堆芯出现水蒸发的限制)。,核科学与技术学院,辐照,八,辐照老化： 在辐照作用下，低合金钢的脆性转变温度会提高。在运行图上随着压力容器的“老化”，压力上部限制曲线就会朝高温区平移，允许运行区就越来越窄 。,辐照老化监督： 压力容器材料的无塑性转变温度随辐照变化的情况是通过装在材料辐照监督管的试样来监测的，这些试样根据事先编好的监测程序取出并进行分析，从而测定压力容器的辐照情况，这样就可以估计其材料的无塑性转变温度，并选取运行条件。,
