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第四章 压水反应堆结构与材料


第四章 压水反应堆结构与材料

? 4.1反应堆本体结构概述 ? 压水反应堆的本体结构由堆芯、堆 内构件、反应堆压力壳以及控制棒驱动 机构等几部分组成。

上封头

控制棒驱动机 构

堆芯吊兰

上栅格板

围板 下栅格板 堆芯支撑部件 下封头


压力容 器

? 4-2 反应堆堆芯结构 ? 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 体结构设计中的重要环节之一。 ? 堆芯结构由核燃烧组件、控制棒组件、可燃毒 物组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。
? 压水反应堆的堆芯结构位于压力壳的冷却 回路进出口以下,在整个压力壳中间偏下的位 置。

? 4.2.1 燃料组件 ? ? 压水堆的燃料组件在堆芯中处在高温、 高压、高硼水、强中子辐照、腐蚀、冲刷和 水力振动等恶劣条件下长期工作、因此燃料 组件性能的好坏直接关系到反应堆的安全可 靠性、经济性和先进性。

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压水反应堆普遍采用低浓铀燃料,弹 簧定位格架,无盒的束棒燃料组件。燃料 组件由燃料元件棒、定位格架、组件骨架 等部件所组成。元件棒的排列有14×14, 15×15, 16×16和17×17等多种形式。 15×15排列的燃料组件已被广泛应用。秦 山核电厂压水堆燃料元件棒按15×15排列, 大亚湾核电厂压水堆燃料元件棒则按 17×17排列。

? 一 燃料元件 ? 燃料元件的结构与燃料的性质和堆型密 切相关,因而元件的结构形成式是多种多样 的,但其中以棒状、板状,压力管状和颗粒 状燃料元件最为常见,这里主要介绍与压水 堆有关的棒状和板状元件。

? ⒈燃料元件的完整性 ? 燃料元件是堆芯的核心构件。为了确保燃 料元件在整个寿期内的完整性,压水堆燃料元 件的设计应考虑下述准则: ? ⑴燃料和包壳温度 用UO2作燃料的元件棒芯 块,其最高工作温度应低于UO2的熔点 (2860±15℃),在目前的设计中,一般取 2500℃-2600℃左右。锆合金包壳的工作温度 限值为350℃以下(锆 -2合金一般取316℃)。

? ⑵包壳应变范围 应限定包壳的最大允许应 变范围(弹性的和塑性的)。 ? ⑶包壳应力 包壳的应力分析与设计应满足 反应堆和压力容器有关的设计规范规定,以 保证有足够的机械强度和刚性。 ? ⑷内部气体压力 包壳管内应有适宜的气体 压力。在元件临近寿期未了时,包壳管内部 的气体压力值应限制在与系统的工作压力相 近的数值上。

? ⑸包壳的循环应变 堆功率的变化(特别是 在跟踪负荷运行时)会引起包壳的循环应变, 从而造成包壳的积累损伤和疲劳破裂。因此 需要根据疲劳寿命制定出循环应变的限制范 围。

? ⑹燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下, 燃料芯块出现的收缩会导致燃料的密实化, 从而造成燃料包壳的塌陷

? ⑺燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生 过锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围 吸收水分。在反应堆启动后,燃料吸收的水分 将释放出来,并在辅照作用下分解为氢和氢氧 根。其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆,从而 使包壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力 作用下也会发生破损。因此,应该注意控制燃 料棒的含水量,通常规定每3.66米不得超过60 毫克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。

? 2. 棒状燃料元件 ? ? 这种元件由燃料芯块、燃料包壳管、 压紧弹簧、隔热片(在有些堆中采用)、 端塞等几部分组成。

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⑴燃料芯块 目前电站堆几乎都以 UO2陶瓷体为燃料,其浓缩度约为2- 4%。陶瓷芯块的直径一般在6-10 毫米范围内。 ? ⑵燃料包壳管 目前电站压水堆燃料 包壳管几乎都是锆-4合金冷拉而成的。

? ⑶隔热片 燃料组合体两端装的三氧化 二铝陶瓷材料片,称为隔热片,用来减 少芯块的轴向传热,从而减小端塞的热 应力。 ? ⑷压紧弹簧 在元件内腔端部的压紧弹 簧用来防止元件在运输和吊装过程中芯 块的串动,一般用不锈刚制造

? ⑸包壳的腐蚀 从强度观点看,元件寿期终 了时的包壳最大腐蚀穿透深度应低于其壁 厚的10%。 ? ⑹包壳的吸氢 ,锆合金包壳在水中腐蚀时 要放出氢气。其中部分氢(约5-20%)通过 氧化层扩散到锆合金中,引起它的脆化。 有的文献认为,在寿期终了时包壳含氢量 为250ppm是可以接受的,但无论如何不应 高于600ppm。

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在设计燃料元件时,芯块与包壳间 应留有径向和轴向间隙。径向间隙用来 补偿燃料芯块的辐照肿胀和芯块与包壳 间由于温差而引起的热膨胀。轴向间隙 除了也有上述的补偿作用而外,还用来 贮存燃料释放出来的裂变气体(通常氪 约占15%,氙约占85%)。

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为了降低运行过程中包壳管的内外压 差,防止包壳管的蠕变塌陷和改善燃料元 件的传热性能,现代的元件设计都采用了 预充压技术,即在元件密封焊接时,在包 壳管内腔预先充有1.962-3.436兆帕的惰性 气体氦。当元件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 包壳管外面冷却剂的工作压力值相近。

? 3.板状燃料元件 ? 板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元 件通常由铀-锆合金或弥散型燃料轧制而成, 铀的浓度为20%-90%。与UO2陶瓷棒状元件 相比,板状元件有如下一些特点: ? ⑴由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散 型燃料的稳定性好,因而它的燃耗可以很深, 一般在10000兆瓦日/吨铀以上,这就保证了较 高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。 ?

? ⑵因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成 很薄的板材,所以单位堆芯体积中能布 置较大的放热面积,这就有效地提高了 反应堆的平均容积比功率。 ? ⑶即使采用导热性能较差的二氧化铀为 燃料的板状元件,其中心温度一般也不 超过900℃。 ? 虽然板状元件有上述一些重要优点, 然而浓缩铀的消耗相当可观。因此,目 前这种类型的板状元件多半还只能用在 要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆 上。

? 二 燃料元件棒 ? 核燃料元件棒是压水堆产生核裂变并释放 热量的部件。它的长度约3-4米,外径为9-11 毫米。锆合金包壳管壁厚为0.50-0.70毫米, 管内装有二氧化铀陶瓷型燃料芯块,并按设计 要求将燃料芯块装到一定高度。上下两端设有 三氧化二铝的陶瓷隔热块,顶部设有螺旋形压 紧弹簧以防止在运输过程中棒内芯块发生窜动。 锆合金管的两端用锆合金端塞堵封,并与包壳 管焊接密封在一起。

? 三 定位格架 ? 定位格架是元件径向定位件,也是夹持元件 和加强元件刚性的一种弹性构件。定位格架的 结构形式很多,其结构合理与否对元件周围的 水力和热工性能会有显著影响。合理的结构形 式一般应通过实验确定。所有定位格架的外条 带上都有混流翼片。它们除了可起搅混作用而 外,允许有轴向热膨胀,但不允许产生使元件 棒弯曲或扭曲的约束力。为了加强元件棒与格 架组件接触部位的冷却,应使混流翼片从条带 边缘伸出,以便有效地搅混接触处的冷却剂, 从而改善其热工状态。

? 4-2-2控制棒组件 ? 控制棒组件是核反应堆控制部件,用它控 制反应堆的核裂变反应速率,启动和停堆,调 整反应堆的功率,在事故工况下依靠它快速下 插使反应堆在极短时间内紧急停堆,以保证反 应堆安全。 ? 目前,压水反应堆普遍采用束棒型控制棒 组件,即用银-铟-镉(80%Ag-15%In-5%Cd) 合金制成细棒状的控制棒吸收体,外加不锈钢 包壳,每根棒正好插在燃料组件的导向管内。

? 控制棒的主要功能是: ? (1) 补偿从热态零功率至满功率燃料和慢化剂温度 效应引起的反应性亏损以及由于功率再分布引起的 反应性变化; ? (2) 用以实现提高或降低反应堆功率,或者移动控 制棒实现快速的负荷跟踪,使核电厂具有变工况运 行能力; ? (3) 在各种运行工况下,用控制棒实现快速或紧急 停堆,并保持一定的热停堆反应性裕度; ? (4) 补偿变工况时的瞬态氙效应所引起的反应性变 化,以及借助于控制棒移动来抑制氙振荡。因此压 水堆内控制棒是按不同功能进行分组,一般分为停 堆控制棒组,控制功率分布的控制棒组以及功率调 节控制棒组。

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为了使控制棒能有效地控制反应性, 对于热中子反应堆,采用吸收中子强的 材料做控制棒。压水堆控制棒一般采用 银-铟-镉合金,其质量比大致为80%— 15%—5%,并且做成束棒式,以减小插 入控制棒后所引起的功率畸变。

? 4-2-3 可燃毒物组件 ? 为降低反应堆运行初期的过剩反应性,节 省控制棒数量以及补偿堆寿期末由于燃耗和中 毒效应等所引起的过剩反应性下降,一般堆内 普遍应用固体可燃毒物。 ? 可燃毒物通常采用吸收中子能力比较强, 又能随着反应堆运行与核燃料一起烧掉的同位 素(如硼、铪、钆、及其化合物)作吸收材料, 常用的有硼不锈钢、碳化硼、硼玻璃及硼化锆 等,将这些吸收材料制成棒状或管状,然后外 面加包壳。 ? 可燃毒物组件由可燃毒物棒、连接板和弹 簧压紧部件等组成,它与控制棒组件不同,装 入堆内后不上下移动。

? 4-2-4中子源组件 ? 能发射中子的装置或物质称中子源。 中子源大致分成三类,即放射性中子源, 反应堆中子源及加速器中子源。 ? 为了保证反应堆在任何情况下都能 安全启动,在堆芯整个寿期内要有足够 强度的中子源。压水堆中常用如下两种 形式的中子源;

? (1)钋-铍(Po-Be)源 这种中子源常 用于堆的初始启动,也称为一次源。 210Po和9Be这两种材料的粉末混合装在 不锈钢包壳管内,管的两端密封焊接。 以铍(Be)作为靶核。放射性同位素钋 (Po)发射出的α粒子与铍靶核作用而产 生中子。特点是体积小,一般讲寿命长 (Po-Be源半衰期最短为138.4天),γ射 线剂量率低,价格贵。

? (2)锑-铍(Sb-Be) 源 这种中子源用于 堆运行过程中的再次启动,亦称二次中 子源。123Sb和9Be这两种材料混装在包 壳管中,两端密封焊接。常以铍(Be) 作为靶核,γ发射体常用锑(Sb)等。发射 的γ与靶核作用产生中子。 ? 一般每种中子源各做两个,分别固定在 连接板上,构成带中子源的组件。这种 组件放在堆芯边缘区,中子源插入空着 的导向管并悬吊在堆芯半高度处。

? 4.3反应堆压力壳 ? 压力壳是放置堆芯和堆内构件,防止放 射性物质外逸的高压容器。特别是对压水反 应堆来说,要使一回路的冷却水保持在 350℃左右不发生沸腾,必须使一回路冷却 水的压力保持在140大气压以上。反应堆压 力壳要在这样的温度和压力条件下长期工作, 再加上壳体尺寸较大,加工制造精度要求高, 所以压力壳是压水反应堆的关键设备之一。

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为了满足反应堆压力壳在高压、高温、 受放射性辐照的条件下工作的特殊要求, 要求压力壳材料有较高的机械性能,抗辐 照性能及热稳定性。 ? 为了防止高温含硼水对压力壳材料的 腐蚀,压力壳的内表面堆焊一层几毫米厚 的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱 形高压容器,压力壳由壳体和顶盖两部分 组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、 接管和法兰等部件组焊而成。顶盖由半圆 形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。


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