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第四章 AP1000反应堆结构设计(杜圣华)


杜 圣



上海核工程研究设计院 2008年7月

目 录
4.1 堆芯结构设计 4.2 反应堆堆内构件 4.3 反应堆压力容器及一体化顶盖 4.4 反应性控制及控制棒驱动机构

4.5 反应堆本体配套部件

4.1 堆芯结构设计 AP1000堆芯由157个燃料组

件,69束控制棒,几 十个可燃毒物和阻力塞组件及4个中子源组件,构成 等效直径为3.04m,活性区高度为4.267m的核裂变反 应区。 图4.1.1 堆芯布臵 功能: 实现核燃料裂变并将核能转化为热能,既是释放 能量,又是强放射性源。 燃料棒包壳是放射性裂变产物的首道屏障。 燃料组件栅格排列保持核设计中堆芯水铀体积比。



4.1.1

堆 芯 布 置

组件结构可为控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞 和中子探测提供导向,插入和冷却条件。 组件结构为冷却剂流动和带出热量分布均匀。 燃料组件为安全三级,抗震类别为SSE,质量等级 为QA1级。 设计准则: ? 在冷却剂压力,温度下燃料棒包壳必须自立 ? 设计寿期内,燃料棒不应发生蠕变坍塌 ? 设计寿期内棒内部气体压力低于冷却剂工作压力 ? 最热燃料芯块中心温度低于二氧化铀燃耗相应熔点 ? 包壳有效应力不超过材料辐照后屈服强度

?
? ? ? ?

包壳周向弹性加塑性拉伸应变不超过1%
燃料棒包壳累积应变疲劳因子低于设计应变疲劳 包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度小于包壳壁厚的10% 燃料组件承受I、II类工况下流体引起振动,压力 燃料组件为控制棒提供通道,缓冲和冲击

寿命

波动流动不稳定引起作用
?
?

燃料组件为容纳相关组件并提供足够冷却
燃料组件在堆内能承受横向和轴向载荷,其变形

在限值之内不发生失稳

组件结构设计:
国外压水堆高性能燃料组件的开发按17×17-25

型排列主要有三种结构型式:法国的AFA-3G,西屋
Performavce+和西门子动力公司的HTP。 图4.6.2,4.6.3,4.6.4。
?

结构材料:

(1)活性段结构材料

包括燃料棒包壳、导向管、通量管和定位格架。
采用吸收中子少,耐腐蚀,低辐照生长和低蠕变的新

型锆合金:ZiRLo,M5,ELS-DUPLex锆合金。

(2)非活性段材料
上下管座为304不锈钢,弹簧为低钴因科镍-718

合金。
?

结构形式 保护格架,中间格架,端部格架,要求吸收中子

(1)定位格 少的锆合金条带,带导向翼,中间格架有搅混冷却功

能,冲制成形,激光焊接。
(2)导向管

带水力缓冲器,上、下可拆结构



法 国

- 3G

4.1.2

AFA

燃 料 组 件



4.1.3 P

西 屋 + 燃 料 组 件

(3)上、下管座 上管座:优化上管座弹簧压紧力,改进流水孔孔


下管座:过滤异物 上下管座,均为可拆连接件 (4)燃料棒 细棒径?9.5??9mm,大晶粒UO2芯块。

表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数
表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数

表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
类型
项目 几何尺寸: 栅元排列 燃料棒直径mm 燃料棒数 中子测量管数 导向管数 棒栅元距cm 组件间距cm 组件边长cm 芯块直径mm 芯块高度mm 燃料棒长度cm 结构材料: 包壳材料 导向管材料 定位格架材料 搅混格架材料 端部格架材料 上、下管座材料 AFA-3G 17×17 ?9.5 ×0.57 264 1 24 1.26 21.504 21.402 ?8.19 13.5 385.15-448.8 M5 Zr-4 Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel Inconel 304 Vantage+ 17 ×17 ?9.5 ×0.57 264 1 24 1.26 21.504 21.402 ?8.19 13.5 385.15-448.8 ZrRLTM Zr-4 Zr-4 Zr-4 Inconel 304 Performance+ 17×17 ?9.5 ×0.57 264 1 24 1.26 21.504 21.402 ?8.19 13.5 385.15-448.8 ZiRLOTM ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel Inconel 304 HTP 17 ×17 ?9.5 ×0.57 264 1 24 1.26 21.504 21.402 ?8.19 13.5 385.15-448.8 ELS-DoPLEX合金 ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel Inconel 304

表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
类型
项目 定位格架 形式 中间格架数 交混格架数 端部格架数 保护格架 上、下管座: 上管座形式 下管座形式 可燃毒物: 材料 形式 燃耗深度: 堆芯平均卸料燃耗 燃料燃耗限值 燃料循环相对成本 核电站使用经验 45000MWd/TU 55000MWd/TU 88% 九十年代末开发, 尚处试用阶段 45000MWd/TU 55000MWd/TU 88% 1989年开发,现 正广泛使用 45000MWd/TU 55000MWd/TU 88% 1992年开发,现 已有8万组件应用 88% Gd2O3 UO2+ Gd2O3芯块 Gd2O3 UO2+ Gd2O3芯块 ZrB2 TFB芯块 Gd2O3 板弹簧可拆结构 方孔形滤网 板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网 板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网 板弹簧可拆结构 曲板滤网 双金额格架 6-7(14英寸) 3-4 2 双金额格架 6-7(14英寸) 3-4 2 双金额格架 6-7(14英寸) 3-4 2 / 双金额格架 6-7(14英寸) 3-4 2 AFA-3G Vantage+ Performance+ HTP

AP1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件(Robust
Fuel Assembly)和RFA-2燃料组件并经改进,它在抗腐蚀、 燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核性能 等方面有所改进。 AP1000燃料组件是17X17加长型(XL)燃料组件(见

图4.1.4)。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的燃料棒,
24根控制棒导向管,以及1根仪表测量管。上、下管座是 可拆卸的,可以更换损坏的燃料棒。 上管座使用一体化结构,定位格架是“蛋篓”焊接结 构,搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃料

组件结构参数见表4.3。

图4.1.4 AP1000燃料组件

表4.3 未辐照过的AP1000燃料组件结构参数
总高(不包括顶部弹簧) 组件横截面长/宽 燃料长度 燃料棒长度 燃料棒内上空腔长度 燃料棒内下空腔长度 包壳材料 中间格架和搅混格架材料 底部和顶部格架材料 燃料芯块 下管座 材料 上管座 4795.5mm 214.02X214.02mm 4267.2mm 4583.2mm 164.46mm 122.56mm Z1RLO Z1RLO 718因科镍合金(低钴) 二氧化铀

304不锈钢(低钴)

AP1000燃料组件特点: 1)一体化上管座 AP1000燃料采用一体化上管座WIN设计,取消了约束压 紧弹簧的螺栓。避免发生弹簧螺栓断裂的可能性。消除运行 中断裂螺栓进入冷却剂系统成为损坏燃料的异物。 2)带异物过滤的下管座和保护格架 下管座为组件的第一道异物过滤装臵流水孔设计使异物 颗粒通过到燃料棒可能性最小,又不影响燃料组件水力和结 构强度。 保护格架增加一道抗异物屏障,保护格架与搅混格架相 似“蛋篓”状格架但没有搅混翼,高度矮,材料为镍基合金, 由于格架焊接交点与下管座滤网孔中心对准,减小了通过异 物的尺寸。

3)可拆卸上、下管座
上、下管座设计成可拆卸,上管座通过管状插件胀

入导向管方法与导向管连接,带环形防松帽的套管螺栓
防松帽连接,将下管座与导向管连接固定。 4)Z1RLO材料的定位格架 Z1RLO合金具有中子吸收低,机械程度性能好优点, AP1000燃料的中间定位格架采用第三代搅混翼设计,对

称布臵消除原设计搅混翼存在净力和扭矩,还提供最大
的磨蚀裕量。

5)中间搅混格架
AP1000燃料组件上部四个中间定位格架之间增加四

个中间流量搅混(IFM)作用的格架,提供了额外的流
体搅混,增加了燃料的传热能力,改善燃料组件偏离泡 核沸腾热工水力性能。对称布臵,减少扭力,采用 Z1RLO材料。 6)Z1RLO燃料棒包壳

Z1RLO合金的包壳管材料堆内运行性能良好,已有
15年运行经验,满足24个月的循环换料和高燃耗及铀浓

度高负载的要求。

7)轴向浓度分区 有些燃料棒的顶部和底部设臵铀-235低富集度。两 端区的燃料利用没有中间部分有效,将有更高富集度的 燃料放在利用率高的中间区,提高燃料有效利用。设臵 轴向低富集区与轴向分区可燃毒物的应用相结合,提高 燃料有效利用,并不影响热工裕度。 8)一体化燃料可燃毒物 燃料组件中有些棒的芯块涂有硼化锆可燃吸收体。 用于补偿堆芯循环初期的后备反应性。一体化可燃毒物 (IFBA)与分列式可燃料吸收体相比,优点是:几乎没 有燃料和挤水的中子损失,减少线发热率;更精确的预 计燃耗;增加堆芯燃料装载灵活性和节约成本等。

4.1.2 控制棒组件 功能:控制棒组件是用来控制核反应堆核裂变反应, 启动和停堆,调节反应堆的功率,抑制氙振荡。在事故 工况下快速下插,短时期内紧急停堆,以保证反应堆安 全。 设计准则: ? 中子吸收体最高中心温度低于熔点,棒表面不发生 体积沸腾 ? 棒包壳在压力,高温下必须自立 ? 控制棒包壳长期使用不发生蠕变坍塌 ? 棒内气体压力低于冷却剂工作压力

?
? ? ?

控制组件在规定步跃及快插次数下应保持完整性
控制棒及导向管水力缓冲应吸收其能量,减少对导 控制组件必须具有互换性,并在抽插过程中抽插力 在事故工况下控制组件所产生的变形,不影响反应

向管冲击力
在设计限值内 堆的紧急停堆功能

结构设计:
AP1000堆芯内设臵有69束控制棒,分为黑体棒和灰

棒两类黑体棒(碳化硼/银铟镉合金)53束,灰棒(银
铟镉合金/304ss)16束,每束控制组件的吸收棒数为24 根。 棒价值较低的控制棒(灰棒)在无须改变可溶硼浓 度情况下完成的负荷跟踪,采用自动负荷跟踪控制方法,

防止氙振荡,消除每天数千加仑水处理改变可溶硼浓度
的要求。灰棒组件结构与黑体棒组件相同只是吸收体和

动作要求不同。

控制棒组件:
吸收体采用碳化硼/银铟镉合金(80%Ag-15%In-5%Cd)

制成细棒,外包不锈钢包壳。
每束控制棒组件由24根控制棒和连接柄连接而成。 驱动机构通过连接柄带动组件上、下运动。 连接柄的终端丝扣与驱动轴传动杆可拆接头连接或 脱扣。

连接柄内下端设弹簧,对控制棒快速下插到底时起
缓冲作用。

图4.1.5 控制棒组件

图 4.1.6



4.1.7

表4.4控制组件参数:
黑体棒 灰棒

每束控制棒数 吸收体下部材料 外径
长度 上部材料 外径 长度 包壳材料 包壳厚度 棒外径

24 Ag-In-Cd 8.53mm
1500mm B10(19.9%) 8.53mm 2610mm 304不锈钢 0.47 9.68

24 304不锈钢 8.53
Ag-In-Cd 8.53 304不锈钢 0.47 9.68

高性能控制棒组件(EP-RCCA)设计特点:
(1)控制棒包壳表面喷涂0.0127mm的工业硬度的铬,

提高了控制棒耐磨性,延长使用寿命。
(2)提高控制棒材料纯度增加坑腐蚀性能。 (3)增加吸水体与包壳径向间隙由0.08mm提高到 0.21mm,减少棒的辐照变形。

4.1.3 可燃毒物组件 功能: 补偿部分剩余反应性,保持反应堆具有负的温度系数。 利用固体可燃毒物合理布臵,改善反应堆堆芯的功率分布。 设计准则类同控制组件。 结构设计: 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。 可燃毒物棒: 中子吸收体为随堆运行逐步烧掉的同位素如、硼、钆 及其它化合物,如硼硅玻璃、硼不锈钢、三氧化钆块等外 包不锈钢,两端密封。



4.1.8



4.1.9

西屋公司设计采用湿环形的可燃毒物组件(简称
WABA)组件。

WABA的可燃毒物由AL2O3-B4C环状芯块构成,它被包
在二个同芯,锆管内见图4.1.9。运行时冷却水可以从 棒外和棒内孔流过冷却可燃毒物吸收体,又增加中子慢

化,使用结果表明WABA型可燃毒物棒化棒束形具有更好
的核性能,WABA型可燃毒物能使燃料循环费用比硼酸玻

璃设计节省1~2%。
另外WABA可燃毒物组件与燃料棒内1FBA带可燃毒物 芯块联合使用具有更好延长换料周期,提高燃料经济性

和更低的峰值因子。

4.1.4 中子源组件
功能:在反应堆启动达到临界前提高中子通量密度,

使源量程的核测量仪器较好测出通量水平及其增长速率,
保证反应堆快速启动的安全。 中子源分初级源和次级源。初级源用于反应堆调试 运行。电站投运后初级源衰变,而次级源经过中子辐照 后充分活化,替代初级源。

设计准则:除类同控制组件外,其源强度由核设计
计算确定初始强度>4×108n/s。

结构设计: 中子源棒: 初级中子源用钋-铍源或锎源 钋-210放出?粒子轰击铍核产生中子: 9 ? ? 4 Be?12C ? 01n 6 锎-252放射性衰变直接产生中子 次级中子源是锑-铍源 锑在堆内中子辐照下:T1/2=60天可放出?射线 123 Sb? 01n?124Sb 51 51
轰击铍产生中子
4 ? ? 49Be?2 He ? 01n

组件:
将初级、次级中子源棒,及阻力塞棒与连接柄连接

一起,连接柄与控制组件相似,但端部没有传动机构,
防止水力冲击或振动。 在连接柄上装有压紧杆,支承筒及组合弹簧等部件。 利用压紧部件将中子源组件压紧防止水力冲动。 图4.1.10 中子源组件

图 4.1.10 中 子 源 组 件

4.1.5 阻力塞组件
功能:

防止控制棒导向管内冷却剂的漏流,使绝大部分冷
却剂能有效地冷却燃料棒。 结构设计:

阻力塞棒为实心的不锈钢棒,形状粗短,堆芯插入
深度较少。

阻力塞组件由阻力塞棒,连接板和压紧部件组成。
一般阻力塞与可燃毒物,中子源组合而成,这样保持堆 芯每个燃料组件导向管的漏流量相近。

图4.1.11 阻力塞组件

图 4.1.11 阻 力 塞 组 件

4.2 堆内构件
功能:
?
? ? ?

精确地定位和支承堆芯燃料组件及相关组件
保持控制棒驱动线与燃料组件的精确对中和导向 构成堆内冷却剂流道,合理分配和引导冷却剂流向, 为压力容器提供屏蔽,减低压力容器辐照损伤

减少无效流量
?
?

为堆内中子通量和温度测量提供支承和导向
为堆芯跌落提供二次支承和缓冲

该设备为安全3级,抗震1类,质保等级为QA-1级。

设计准则:
?

机械设计准则

设计载荷、设计温度、应力设计,应力强度、设计
限值、变形准则等按照ASME III卷规定。
?

水力设计:

保证冷却剂主流量95%进入堆芯。
进入堆芯前流量不均匀系数小于5%。

避免死水区,有一定量的旁流冷却。
避免发生强烈的流致振动。 横向流动力不应妨碍控制棒自由运动、落棒时间,

有利于事故停堆依靠自然循环适应冷堆堆芯。

结构设计准则:
材料、焊接、技术条件符合ASTM规范。

导向组件在冷、热态驱动线对中可行性和可靠性。
满足换料和在役检查整体吊装要求。 堆内构件连接件有可靠防松措施。 与燃料组件相配定位销应满足互换性要求。 与压力容器相匹配定位键可靠,不咬合、卡住和松

动。

结构设计:
堆内构件由堆内下部支承构件(吊篮部件),上部

支承构件(压紧部件)和辐照监督管及堆内测量装臵等
组成。 下部堆内支承构件: 下部堆内构件由吊篮筒体,堆芯下支承板、堆芯二 次支承、涡流抑制板,堆芯围筒、径向支承健及中子衬

垫相关附属部件组成。图4.2.1~4.2.4下部堆内构件。

?

吊篮筒体采用悬挂式结构,上法兰挂在压力容器内

壁凸缘上,通过四个定位健与容器定位,筒身上设有2

个出水接管与压力容器出口管密封环相接,冷态时单面
留约2mm间隙,热态时闭合。
?

吊篮筒体下端由四个径向定位径向定位键与联接在

压力容器上的键槽来定位。在压力容器内壁上装有键槽 块,沿着周身均布。定位键与压力容器上镶块相配合。

限制吊篮筒体转动和平移,但允许径向热膨胀和轴向位
移。

?

堆芯支承板起整个堆芯承重和流体分配作用,厚度

为381mm,设有314个定位销,628个Φ70mm流水孔。堆

芯支承板与吊篮筒体焊接。堆芯二次支承结构固定在堆
芯支承板下部,在假想事故中堆内构件发生跌落时,堆 芯二次支承上能量吸收装臵能减少作用在压力容器上的 动态载荷。
?

下腔室涡流抑制板,用于抑制冷却剂在下腔室反向

流动引起的流动涡流。抑制板用堆芯下支承板上的支承
柱支承。

Reactor Vessel and Internals Cross Sectional View

图4.2.1 下部堆内构件

图4.2.2 堆芯下支承板

图4.2.3 堆芯围筒

图4.2.4 堆芯围筒

Reactor Vessel Surveillance Capsule Locations

?

堆芯围筒位于吊篮筒体内,下部堆芯支承板之上。

AP1000堆芯围筒采用4块C形和8块W形板焊接成形。外围

用Y形加强筋板和六个围板,上、下端板焊接固定,构
成了堆芯径向边界。通过对燃料组件与围筒之间的间隙

和围筒冷却剂流入的尺寸控制,堆芯围筒可以控制流径
堆芯冷却剂的方向和流量。 辐照监督管和中子衬垫分别设臵在吊篮筒体外壁上。 辐照监督管共八根,中子衬垫四块对称布臵在筒体上。

上部堆内构件(压紧部件) 上部堆内构件由上部支承法兰,裙筒支承板,导向筒, 支承柱和堆芯上板组织等组成。图4.2.5-4.2.8为上部堆 内构件结构图。 上部支承组件为焊接结构,由法兰、裙筒和上部支承 板组成。法兰四周设方形槽孔与吊篮相配对中,上部支承 板开设69个导向筒组件孔,和50个支承柱组件,支承柱内 部设有中子通量测量和热电偶导向,温度测量和中子通量 测量集束管汇集成四束,从堆顶引出。 支承柱固定在上部支承板和堆芯上板之间,传递支承 机械载荷,并对固定式堆内探测器导管起辅助支承作用。 堆芯测量柱容纳堆内探测器,在安装、反应堆运行及 停堆换料探测器移出时,为探测器提供保护通道。

AP1000堆芯内测量装臵支承结构包括一体化顶盖结构
和反应堆压力容器。在停堆封头顶盖移开压力容器前,测 量装臵被拔起到一体化堆顶结构的导向筒里。导向筒外面 绕有一个厚管,它在一体化堆顶上能起屏蔽辐射作用。 测量管在堆芯内是要穿过顶盖贯穿件再进入支承柱延

伸区。支承柱延伸区从上部支承板向上延伸接近封头顶盖,
这样顶盖贯穿件与支承柱延伸区间的距离可最小。这些支 承柱延伸区由连接板来连接,为流动载荷提供稳定性,并 为测量装臵插入定位。在堆芯上板与上支承板之间,支承 柱为测量装臵提供支承,使测量装臵从堆芯上板下部进入

堆芯。

堆芯上板厚度为76.2mm,设有69个Φ168mm,50个
Φ157mm和38个Φ146mm三种流水孔,设有314个燃料组

件定位销。
导向筒组件对控制棒驱动轴和控制棒起导向和保护 作用。导向筒组件采用~560mm,短连续导向段,两层 容器结构形式。69个导向筒上端固定在上支承板上,下 端通过销钉限制在堆芯上板上,实现准确定位和支承。

压紧弹性环:将下部和上部堆内构件压紧在压力容
器支承台上,补偿堆内构件受压变形及热膨胀量。

辐照监督管是测量堆芯区域反应堆压力容器材质辐 照脆性变化依据。辐照监督管内装有反应堆压力容器母 材、主焊缝及热影响区的冲击试样,拉伸试样,断裂韧 性试样和温度,中子注量测量试样。 辐照监督管支承构件设在吊篮筒体外侧,其保护套 管分别插入在8根辐照监督管内。8个试样管内含172个 拉伸试样,480个夏比冲击试样和48个紧凑拉伸试样。 安装在压力容器顶盖上的中子注量测量和温度测量 引出管座也属于一回路压力边界一部分,它由不锈钢柔 性石墨缠绕式垫片,碟形密封和卡套等三道机械密封以 及集束管、锥面垫、定位垫、顶盘、半环、法兰、螺栓 螺母等零部件构成堆内构件附件。

AP1000堆内构件主要技术参数
下部构件(吊篮部件)

法兰直径
法兰厚度 筒体内径 筒体厚度 吊篮支承板厚度

3915.16mm
88.9mm 3397.25mm 50.8 381mm

AP1000堆内构件主要技术参数 上部构件(压紧部件) 上法兰外径 3915.16mm 上法兰厚度 114.3mm 裙筒直径 3402mm 上空腔高度 985.52mm 上支承板厚度 304.8mm 堆芯上栅格板厚度 76.2mm 导向筒组件数量 69 上支承柱数量 50 辐照监督管数量 8 中子衬垫数量 4

图4.2.5 上部堆内构件

图4.2.6 上部支承组件

图4.2.7 堆芯上支承板

图4.2.8 导向筒组件

Control Rod Drive Line Cross Sectional View

堆内构件初步尺寸和重量
最大直径/宽度 堆内构件部件/组合件 Inches mm Inches mm lb kg 长度/高度 重量

下部堆内构件组合件(包括CS,VSP和SCS)
下部堆内构件分部件(吊篮筒体和堆芯下支承板) 堆芯围筒(CS)组合件 下堆芯支承板(LCSP) 二次堆芯支承(SCS)组合件 涡流抑制板(VSP)和二次堆芯支承 上部堆内构件组合件(带有GT和USC导向杯形座) 上部堆内构件分部件(w/o GT & USC导向杯形座) 上部支承柱(每根-w/o导向杯形座) 上部支承柱导向杯形座(最小长度) 上部支承柱导向杯形座(最大长度)

154.5
154.5 133.4 137.6 88.0 88.0 154.1 154.1 9.7 2.75 2.75

3924
3924 3388 3495 2235 2235 3914 3914 246 69.9 69.9

387.0
334.9 188.8 16.0 19.3 52.1 231.7 137.5 103.3 71.6 96.6

9830
8506 4796 406 490 1323 5885 3493 2624 1819 2454

184,900
131,800 46,250 44,260 4476 6582 118,685 62,930 220 122 164

83,870
59,783 20,979 20,076 2030 3108 53,835 28,544 100 55 74

堆内构件初步尺寸和重量
最大直径/宽度 堆内构件部件/组合件 Inches mm Inches mm lb kg 长度/高度 重量

上堆芯板组合件
上支承板组合件 RCCA导向筒组合件(每根带紧固件) RCCA下部导向筒组合件(每根) RCCA上部导向筒组件(每件) 控制棒驱动线 整个堆内构件

133.3
154.5 10.0 10.0 10.0 1.9 154.5

3386
3924 254 254 254 48.3 3924

3.0
50.8 168.4 97.1 70.9 286.9 447

76
1290 4277 2466 1801 7287 11,354

7217
45,880 716 325 372 -303,585

3276
20,810 325 148 169 -137,705

AP1000堆内构件结构特点: APl000堆内构件与西屋公司314型的Doel-3,4堆内构 件总体布臵,尺寸很相似,吊篮直径、壁厚,吊蓝与反应 堆压力容器之间的环腔,堆内构件总尺寸和堆芯燃料组件 数量外形尺寸等四个主要方面完全相同。 AP1000堆内构件的五项改进,与Doel3,4相似总共有9 项差异。 (1)APl000反应堆入口管嘴流速比Doel堆高18%,反 应堆压力容器与堆芯吊篮之间的环腔流速比Doel堆低13%; (2)APl000堆芯流量比Doel堆高4%; (3)APl000堆芯吊篮比Doel堆长29.2cm; (4)APl000堆取消了中子衬垫。

AP1000堆内构件结构上作了五项改进见表:
序号 (1) (2) (3) 改进处 进出口嘴 进出口嘴平面 AP1000 Doe1-3 4进2出 3进3出 进口高于出口 同一平面内 中子通量测量管移至RPV顶部 中子通量测量管在RPV ? 减少为一块涡流抑制板 下封头 ? 取消中子测量支承柱 ? 两块支承板 ? 保留最主要的支承柱 ? 较多的中子通量 ? 吊篮底板位臵下降 ? 测量支承柱 ? 增加导向筒 ? 抬高压紧项帽支承高度 ? 采用焊接式围板加上围筒组 合结构 ? 减少大量联接螺栓 ? 导向筒数量少 ? 螺栓连接形式的 ? 围板结构 ? 大量的联接螺栓

下部支承结构

(4)

上部支承结构 围板

? 改进的优点 ? 简化了下部支承结构,.减少中子通量管(承压边界)和中子通量导套管损 伤机理 ? 简化围板结构,减少大量螺钉结构,可以大量减少松动件 ? 吊篮底部位臵下移,有利于严重事故下堆总熔融物在RPV下部的滞留(IVR) ? 带来问题:局部尺寸变化对流致振动影响

主要材料和焊接材料
堆内构件按其功能及其所处的环境条件选用具有足够强 度、韧性以及耐腐蚀(耐应力腐蚀、晶间腐蚀及冷却剂的均 匀腐蚀),耐辐照性能的材料。 堆内构件主体、材料采用304L或321奥氏体不锈钢。 压紧弹性环采用1Crl3Mo马氏体不锈钢,重要的定位键、 定位销和螺栓等采用F316或Inconel718(GH4169)镍基合金。 焊接材料:奥氏体-铁素体、不锈钢焊丝采用ER308L、

ER316L,奥氏体-铁素体不锈钢焊条,E308L、E316L、E309L,
镍基合金焊丝ERNiCr-3,马氏体不锈钢焊条E410NiMo,钴基 合金堆焊条ECoCr-A。所采用的结构材料及其焊接材料,均

应符合ASME,ASTM、GB和专用技术条件。

结构材料 ? 奥氏体不锈钢: 主体材料采用304L或321。其规格有锻件、板材、棒材和 管材,它们的化学成份,机械性能,非金属夹杂物,晶粒度, 抗晶间腐蚀性能等技术要求应分别符合相应材料技术条件要求。 大型奥氏体不锈钢锻件 下堆芯板: 材料:SAl82 F304H 尺寸:Φ3654mmX38lmm 上堆芯板: 材料:SAl82 F304H 尺寸:Φ3912mmx1308mm 压紧部件法兰: 材料:SA182 F304H 尺寸:Φ外3915mm Φ内3253mm 厚度:83mm

支承板: 材料:SAl82 F304H 尺寸:Φ3253mmx305mm 吊篮筒体法兰: 材料:SAl82 F304H 尺寸:Φ外3915mm Φ内3385mm 高度:3600mm ? 马氏体不锈钢: 1Crl3Mo马氏体不锈钢用于压紧弹性环,规格为锻件, 其材质和性能要求应符合相应材料技术条件。 ? 316L和718镍基合金: 用作定位键,径向支承键,定位销,螺栓等零件的316L 或718镍基合金锻件和棒材,其材质和性能均应符合相应的 技术条件要求。

焊接材料 堆内构件主体材料为304L或321的焊接材料,及奥氏体不 锈钢与718镍基合金之间的焊接材料,钴基合金堆焊及其过渡 层材料,包括奥氏体-铁素体不锈钢焊丝ER308L、ER3 1 6L; 奥氏体一铁素体不锈钢焊条E308L,E316L和E309L。 镍基合金焊丝ERNiCr-3,马氏体不锈钢焊条E410NiMo及钴 基合金堆焊条ECoCr-A。 钴含量 堆内构件材料中应严格控制含钴量,堆芯区材料,钴含量 不超过0.05%,这些材料包括吊篮筒体,围板组件的辐板和围 板堆芯上下承板; 压力容器内其他堆内构件材料钴含量不超过O.10%,压力 容器外的结构附件材料钴含量不应超过0.20%: 对有特殊要求的,如密封,耐磨,而需堆焊钴基合金除外。

晶间腐蚀 晶间腐蚀对于堆内构件的安全运行有非常重量的潜在 危险,因此其原材料,焊缝及其热影响区的材料和焊接技 术条件中相应要进行晶间腐蚀试验,不应有晶间腐蚀倾向。 特殊材料 堆内构件中的中子探测片,通量盒,低熔点测温合金, 压力容器材料辐照监督试样,不锈钢、缠绕石墨垫片等少 量特殊应用材料,均应符合技术规格书中堆内构件材料技 术条件要求。 压力边界材料 堆内附件如螺栓、螺母、垫片等材料,也应符合一回 路压力边界材料要求。

材料质量证明书
所有结构材料、焊接材料以及堆内构件用的特殊材料, 承压边界材料应具有材料质量保证书。 质量保证书包括如下内容: a)熔炼炉号;

b)化学成分分析结果
c)热处理记录 d)力学性能试验结果 e)金相检验记录 f)无损检验结果 g)晶间腐蚀试验结果

4.3 反应堆压力容器及一体化顶盖
功能:
? ?

容纳堆芯、堆内构件、一回路冷却剂承压边界 支撑反应堆堆内构件、引导主冷却剂流经堆芯以保证

可冷却性
?
? ? ?

为堆内构件提供定位和对中
为控制棒驱动机构、堆芯测量和一体化堆顶提供支承 换料操作期间,为换料水池和堆腔之间提供有效密封 在堆芯熔化时,压力容器外表面允许水冷却,防止下

和对中

封头熔穿,维持容器的完整性

该设备为核安全1级,质量保证QA-1级,抗震要求SSE。
设计准则:
? ?

容器材料、焊接、应力强度应满足ASME-III IVB规范 分析计算按设计基准地震与四类工况载荷组合下应力

应变规定限值内
?
? ? ?

实际使用载荷工况和循环次数进行疲劳分析,累积疲
应考虑热应力棘轮效应进行最大循环热应力分析 采用弹性断裂力学原理评定和防止脆性断裂 结构设计应保证结构完整性,合理对中、定位,便于

劳损伤系数应不大于1.0

水下吊装,满足在役检查大纲的要求

设计要求:
?

设计寿命

按电站利用率90%计算60年

?
? ? ?

设计压力/工作压力
水压试验压力 设计温度 堆芯段初始无延性转变温度 寿期末无延性转变温度

17.16/15.2MPa
21.5MPa 350℃ RTNDT<-28.9℃ RTNDT<-23.3℃

?

两道空心金属“O”形环自紧式两道之间设有检漏管

引出如果内“O”环失效,给出高温指示报警。

结构描述 反应堆压力容器由顶盖组件、筒体组件组成。顶盖通过主螺栓 与压力容器筒身相连接并靠2道“O”金属形环来密封。压力容器结 构如图4.2.9-4.2.10。 顶盖组合件 可拆卸的带法兰半球形顶盖由一个单独的锻件组成,这个锻件 包括了顶盖法兰和顶盖球冠。顶盖由低合金钢锻件制成,内表面堆 焊奥氏体不锈钢。 顶盖法兰上有45个均布的螺栓孔。顶盖上的69个控制棒驱动机 构定位在相应的开孔处并与顶盖贯穿件焊接。另外,顶盖上布臵堆 芯测量装臵贯穿件(数量待定、)。每个贯穿件都插入一根导向管, 并且在相应的位臵焊接。在接近顶盖中心处布臵了放气与水位测量 两用接管,该接管分别与堆顶放气系统和堆内水位测量系统连接。 在顶盖外表面,沿球冠区四周焊有凸台,这些凸台的作用是支 撑和定位一体化堆项结构。

图4.2.9 压力容器示意图

筒体组合件 筒体组合件由圆柱形筒身、过渡环、半球形底封头以 及冷却剂进出口接管组成。圆柱形筒身段包括2个壳体, 筒身上段和筒身下段。筒身上段布臵四个进口管、 两个出口管和两个安注管。进口管内径630mm,出口管内 径890mm。进出口管标高差为444.5mm,这样的设计允许堆 芯在不卸料的情况下进行主泵检修。进出口管成45。周向 均布。6个接管段均含有不锈钢过渡段(安全端),便于在 核电站现场与不锈钢主管道进行同种材料的焊接。上段筒 身和下段筒身以及底封头均由低合金钢制成,内表面堆焊 奥氏体不锈钢。筒身上段与筒身下段焊接,简身下段再与 过渡环焊接,过渡环同时与半球形底封头焊接。

筒身上段法兰内壁面有一个环形凸肩,用以支承下部
堆内构件。一个压紧弹性环放臵在下部堆内构件法兰的上 表面。上部支承板坐落在这个弹性环的上表面。压力容器 顶盖安装后,弹性环被压缩用以限制上部和下部堆芯支承 组件的轴向位移。压力容器内壁下部径向支承系统限制下

部堆内构件的横向运动。反应堆压力容器上的镶块与吊篮
筒体组件下端的定位键相配合限制吊篮筒体下端的转动和 平移,但允许径向热膨胀和轴向位移。 筒身上段外圆周边有一个环形法兰。在现场组装时, 该环形法兰与换料水池密封衬里焊接连接。在换料操作时, 这个环形法兰起到换料水池和堆腔之间的水密封作用。

在顶盖法兰和筒体法兰之间设臵两道“0”形环作
为压力容器的高压密封。穿过筒身上段的内部和外部检

漏管用以检查通过O形环的泄漏。
4个进口管上都带有一个支承块。反应堆压力容器 靠这些支承块支承。支承块座在支承结构顶部的钢制底 板上,支承结构与混凝土基础相连接。支承块和底板之 间的滑动面,允许压力容器的热膨胀和收缩。这些板上

的侧向挡块使压力容器保持在中心位臵并承受侧向载荷。

反应堆压力容器和堆内构件性能参数
最优评估堆芯和压力容器热工-水力参数 (蒸汽发生器管子不堵塞) 反应堆功率(MWt) 设计寿命(年) 反应堆压力容器分级 安全等级 抗震类别 法规 堆内构件分级(个别部件可能不同) 安全等级 抗震类别 法规 最优评估压力容器流量[(1b/hr)(kg/hr)] 最优评估堆芯流量[(1b/hr)(kg/hr)] 反应堆冷却剂压力[(psia)(Mpa abs)] 压力容器/堆芯进口温度[(?F)(℃)] 压力容器平均温度[(?F)(℃)] 压力容器出口温度[(?F)(℃)] 堆芯平均出口温度[(?F)(℃)] 堆芯旁通总流量(总流量的百分比) 寿期末压力容器活性区段内表面影响(n/cm2)(能量 ≥1.0MeV)[US NRC批准影响值为9.8X1019n/cm2] 数值 3400 60 AP1000 A级 I类 ASME Ⅲ-1 AP1000 C级 I类 ASME Ⅲ,堆芯支承 120.4X106(15170kg/sec) 113.3X106(14276kg/sec) 2250(15.517MPa) 537.2(280.7℃) 573.6(300.9℃) 610.0(321.1℃) 614.0(323.3℃) 5.9 8.9X1019

RTNDT(RTPTS)[寿期末压力容器内径的评估,NRC批准的压力]

锻件66(18.9℃)

反应堆压力容器设备设计参数(近似值)
设计压力(psig) 设计温度(?F) 压力容器和顶盖总高度,从底封头的外径到上封头的顶部 (ft.) 顶盖主螺栓数量 顶盖主螺栓直径(in.) 顶盖法兰外径(in.) 2485(17.14MPa表压) 650(343.3℃) 40(12.2m) 45 7(177.8mm) 188(4.78m)

筒身内径(in.)
进水管嘴的内径(in.) 出水管嘴的内径(in.) 堆芯直接注入管嘴的内径在(in.) 名义堆焊厚度(in.) 底封头厚度,最小值(in.) 压力容器活性区厚度,最小值(in.) 压力容器冷却剂堆芯旁通流量,RCS总流量的百分比: 出水管泄漏: 顶盖冷却流量: 套管流量: 堆腔旁通流量: 堆芯屏蔽冷却流量: 总计:

159(4.03m)
22(0.56m) 31(0.79m) 6.81(173mm) 0.22(5.59mm) 6(152.4mm) 8.4(213mm) 1.0 1.5 1.9 1.0 0.5 5.9

APl000反应堆压力容器特点:
(1) APl000反应堆采用西屋公司三环路314型的改进

由于2台SG和4台RCP的回路设计,反应堆压力容器
接管改为四个进口(4xΦ560mm)二个出口(2xΦ787mm)和 二个安注(2xΦ219mm)分别处在三个横截面上。 直接向压力容器进行安全注入冷、热管嘴高度差有 利于主泵的维护和运行。

(2) 堆芯采用14英尺寸的燃料组件
反应堆压力容器活性段直径为4.03 86m

法兰外径为Φ4780m,压力容器高约12.2m
(3) 压力容器采用低合金钢锻件和板材制造,筒件壁厚 203mm,并带有5.6mm厚的内部堆焊层。 (4) 压力容器堆芯顶部以下的位臵无贯穿接管 中子通量测量从压力容器顶部引入,容器底部无开

孔,有利于防止压力容器失水和压力容器熔穿。

(5) AP1000反应堆采用一体化堆顶结构
压力容器顶盖上将起吊环,CRDM的抗震支承,

CRDMS的通风冷却设施,堆顶通风,电气与仪表控制电
缆的支承; 堆内测量仪表系统的导管和压力容器顶部固定螺栓 拉伸机的支座,等多项设备和部件组合为一体。大大简 化反应堆换料操作程序和时间。

一体化堆顶结构 一体化堆顶结构由多个独立的设备组成,从而简化了反应 堆的换料操作。在停堆换料期间它通过与反应堆压力容器顶盖 移动联合操作,减少了停堆时间和个人辐射剂量。另外,一体 化顶盖的构思减少了安全壳内搁臵空间。由于一体化堆顶结构 使得在冷却围筒组合件内,控制棒驱动机构、棒位探测器(RPI) 和其它设备的连接和断开无需以单个设备的连接和断开来实现。 图5C1-9为IHP简图。 一体化堆顶结构由如下的主要部分组成: ? 通风罩和冷却系统 ? 提升系统 ? CRDM抗震支承 ? 悬缆托架和电缆支撑结构 ? 电缆 ? 堆内测量仪表(ICIS)支撑结构

有关一体化堆顶结构的主要设备简要描述: 通风罩和冷却系统-冷却风罩是位于压力容器顶盖上方围绕在 控制棒驱动机构周围的碳钢结构。在核电厂正常运行下,冷却 风罩为控制棒驱动机构磁轭线圈提供冷却气流。棒位探测器也 由此气流冷却。风罩与位于压力容器顶盖上的支承凸台螺栓连 接。 控制棒驱动机构、堆内测量仪表的电缆、导管及其支撑和 附件沿走线铺设到固定在围筒上的悬缆托架上。 安装有4台翼式轴流风机为CRDMs提供冷却空气。其中有3 台经常使用,第4台作为备件。 提升系统-该提升系统由吊具和提升杆组成。吊具将反应堆压 力容器顶盖和一体化堆顶结构作为整体一起提升。吊具与CRDM 抗震支承板连接,由与吊车吊钩和ICIS连接的提升杆、钩头体、 U型块和吊杆组成。在停堆期间,ICIS套管吊具用来抽出和插 入ICIS传感器。提升杆位于围筒内,与RVCH吊耳和CRDM抗震支 承连接。IHP结构和封头的载荷路径为:提升杆,吊具和吊车。

CRDM抗震支承-该结构为CRDMs提供抗震约束。此结构位于控
制棒驱动机构行程套管顶部。控制棒驱动机构行程套管顶部的 销钉与此支承结构相连接。该支承结构与冷却围筒组合件连接, 并把地震载荷从机构传递到压力容器顶盖上。此外,CRDM抗震 支承作为提升系统的延伸结构把压力容器顶盖的载荷传递到提

升系统上。堆内测量仪表支撑结构也由此结构支承。
悬缆托架和电缆支撑结构-悬缆托架位于控制棒行程套管顶部 的上方,用来支撑和输送控制棒驱动机构电力电缆、棒位探测 器电缆和堆内测量仪表电缆。这些电缆位于一体化堆顶结构内, 在正常情况下不打乱布线,这些电缆连接板上与配合外接电缆

进行连接。电缆的脱开在连接板处进行。

电缆-一体化堆顶结构电缆包括控制棒驱动机构电力电缆、堆内
测量和棒位探测仪表电缆。这些电缆从连接板处引出,经由悬缆 托架和冷却围筒组合件到达使用设备。这些电缆位于一体化堆顶

结构内通常不会打乱。每根电缆在冷却围筒内按长度定尺并在悬
缆托架上规则排列。当换料或其它操作要求移动一体化堆顶结构 时,外部电缆在连接板上与位于悬缆托架上的电缆脱开。

堆内测量仪表支撑结构(IISS)-堆内测量仪表支撑结构在换料操
作时使用。该支撑结构用来把堆内测量管组件抽出到一体化堆顶 结构内。该支撑结构保护和支撑处于完全抽出位臵时的测量管组

件。堆内测量系统由热电偶和堆芯通量测量管组成。热电偶用来
测量燃料组件冷却剂出口温度。堆芯测量管内有用来测量堆芯中 子通量分布的固定探测器。该测量管组件穿过一体化堆顶结构,

并且经反应堆压力容器顶盖和上部堆内构件插入堆芯。

Integrated Head Package

主要设计参数
参数名称 NSSS热功率 设计寿命 回路数 燃料组件数量 设计压力 设计温度 工作压力 压力容器进口温度 压力容器出口温度 堆芯旁流(占总冷却剂流的百分比) 堆芯活性区高度 驱动机构管座数 驱动机构接管外径 堆内测量管座数 堆内测量接管外径 压力容器总高(从底封头外部底端至顶盖顶端) 单位 MW 年 个 个 MPa ℃ MPa ℃ ℃ % mm 个 mm 个 mm mm 3415 60 4进2出 157 17.16 343 15.2 279.7 322.1 5.9 4267.2 69 101.6 50 33.4 12200

主要设计参数
参数名称 顶盖主螺栓数 顶盖主螺栓直径 顶盖法兰外径 筒身外径 筒身内径 进口管 数量/内径 出口管 数量/内径 堆焊层厚度(名义值) 筒体 壁厚 下封头壁厚(最小) 安注管数量/内径 底封头厚度(最小值) 压力容器活性区厚度(最小值) 顶盖厚度 压力容器总重 单位 个 mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm t 45 160(暂定) 4780 4396 3990 Φ558.8 Φ787.4
?2 4mm?0 (5.6)

203 152.4 2/Φ219 140(暂定) 203 165 380

主要材料和焊接材料
压力容器主要承压部件材料:
No 1 部件名称 锻件(筒体、顶盖、过渡环、底封头、 进出口管、安注管) 选用材料 SA-508Gr.3 C1.1

2
3 4 5

堆焊层
控制棒驱动机构贯穿件 接管安全端 顶盖螺栓、螺母、垫片

奥氏体不锈钢
SB-166 N06690 TT SB-166 N06690 TT SA-540 Gr.B23 C1.3或Gr.B24 C1.3

非承压部件
No 1 2 通风罩支承 导向栓 部件名称 选用材料 16MnR 碳钢

3 4
5 6 7 8

螺栓伸长测量杆 “O”形密封环
堆芯支承块镶块 镶块螺钉,销钉 驱动机构和温测管系罩 螺孔塞操作工具

碳钢 Inconel 718镀银
Inconel 600 GH-145 304L 0Cr19Ni9



材料


母材SA-508 Grade3 Class1 ■ 辐射脆化 ■ 活性区寿期末中子通量(E>1.0MeV)为9E19n/cm2 ■ RTNDT(Reference nil ductility temperature): 低于-12.2℃/-23.3℃ ■ 不锈钢堆焊层308L(309L打底) ■ NI-Cr-Fe合金690 材料中有害元素控制量
铜 磷 钒 硫 镍 溶敷焊接金属 -0.06% -0.01% -0.05% -0.01% -0.85% 母材 -0.06% -0.01% -0.05% -0.01% -0.85%

初步分析AP1000 RPV锻件规格
零件 上封头 材料 A508-3 零件重量(t) 58.188 122.91 98.794 毛坯尺寸(mm) Φ4980/R1795X2240 Φ4900/Φ3830X3740 (t=535) Φ4545/Φ3830X5300 (t=357.5) Φ4530/Φ3410X1300 (t=500) Φ5200X255(板坯) 毛坯重量(t) 255 280 210 钢锭重量(t) 400 470 350

接管段 A508-3 (上筒体段) 下筒体段 A508-3

过渡段
下封头

A508-3
A508-3

16.891
17.983

73
45

135
86



无损检验要求


锻件与棒材 所有作为一回路压力边界材料的锻件和棒材都必 采用超声波角探头扫查时,对于任何等于或大于 对于超声波检验,其记录准则和接受标准都必须 须遵照ASME第三卷NB-2540规定的要求进行检查;


参考水平(DAC)20%的显示都必须记录,并确定其性质;


遵照ASME第三卷NB分卷NB-2542.2节的要求,除非所有的 显示都在近表面位臵,或者所显示的裂纹将导致锻件与棒 材的拒收和返修。

4.4 反应性控制及控制棒驱动机构
功能:
?

控制棒驱动机驱动控制组件在反应堆正常运行时,

升降运动和保持一定位臵,实施反应堆启动、运行和正 常停堆。
?

驱动机构壳体作为反应堆压力边界一部分,限制冷

却剂释放到安全壳
?

在事故工况,自动释放控制棒,快速下插,实施反

应堆紧急停堆

该设备除密封壳部件为安全1级外,其余为核3级。质 保要求QA-1级,抗震类别为SSE。 设计准则: 机械设计准则 ? 密封壳部件应按ASME Ⅲ,NB,NG规范进行设计。经应 力分析保证压力边界完整性 ? 驱动机构材料、焊接应满足ASME,ASTM标准并能承受 冷却剂腐蚀、辐照等方面要求 ? 驱动机构采用可靠的可拆连接,密封壳中部拆装方便 ? 驱动机构内部件应考虑落棒流通畅通,保证驱动线允 许落棒时间限值 ? 驱动机构部件应具有可互换性

电气设计准则 ? 电气绝缘材料应耐高温,耐水汽和辐照,符合国际1E级 标准 ? 电气部件在正常工况应具有密封性能 ? 电气部件最高工作温度应低于绝缘材料许用温度 设计技术要求 ? 控制棒驱动机构的组件,应能在反应堆压力及温度运行 环境下,保持性能特性及结构的完整性 ? 控制棒驱动机构的组件设计在正常工况,中等频率,稀 少和极限事故下仍能履行安全相关功能,包括安全停堆地震 ? 控制棒驱动机构的组件,在假象反应堆事故(例如弹棒) 压力边界受损情况下不会导致燃料的破损 ? 控制棒驱动机构下端设计成为反应堆打开时允许用长柄 工具远距离连接和脱开控制棒组件

控制棒驱动机构性能参数
设计寿命: 设计步数(钩爪部件) 60年 6X106步

(承压壳体)
步跃 英寸

18X106步
0.625±0.015(15.9±0.38mm)

步进速度-上升下降最大速度 英寸/分 45(114.3cm/min)

步进行程冷态
驱动线重量-包括控制棒 磅 保持时间

166.75(423.5cm)
400(181.4kg) 不确定

释样延时 毫秒
落棒时间(至缓冲器顶) 设计温度

<150
2.47秒 650?F(343.3℃)

设计压力

Psia

2500(17.24MPa)

额定提升负荷
速率 机构全长

168kg
每分钟72步 755cm(除驱动轴)

快速落棒次数
累计步数 承压壳设计寿命

500次
6X106次 60年

机构质量

650kg

结构设计
控制棒驱动机构由承压壳部件、钩爪部件、驱动轴

部件、磁轭线圈部件和棒位指示线圈部件组成。结构详
见图4.4.1。 承压壳部件 承压壳部件由钩爪壳组件和棒行程套管组件两部分 组成,钩爪壳体与压力容器顶盖管座焊成一体是反应堆

压力边界的一部分,其内有一回路冷却剂,同时承压壳
部件为钩爪部件,磁轭线圈部位和棒位指示线圈提供支

承。

承压壳体部件上部为棒行程套管组件,它为驱动轴

向上运动提供了行程空间,并通过与一体化堆顶结构相
连接,为控制棒驱动机构提供抗震支承。棒行程套管组

件顶上不设排气阀。
承压壳体部件下部为钩爪壳体组件,钩爪部件包容 在壳体内,壳体部件的上端通过螺纹和“Ω”密封焊与 棒行程套管组件连接。下端则与驱动机构杯座全焊透对 接焊接成驱动机构杯座贯穿件,该贯穿件通过冷装配在

压力容器顶盖上,最终在压力容器顶盖内壁J坡口堆焊
及驱动机构管座进行密封焊接。

控 制 棒 驱 动 机 构 示 意 图

钩爪部件
钩爪部件主要由套管轴、提升磁极国、固定磁极和传

递衔铁及上、下两副钩爪组件(传递钩爪和固定钩爪组件)
组成。 每组钩爪组件有三个钩爪与驱动轴上的环形槽啮合, 利用通电电磁吸合使钩爪收拢在环形轴沟槽中,当电磁铁 断电时,钩爪张开与环形轴沟槽脱开。

电磁吸、放由驱动机构棒控系统动作程序对电磁铁的
吸、放发出动作时间信号,通过提升磁极带动钩爪组件作

上升或下降步跃运动。从而实现驱动轴的提升或下插。

钩 爪 组 件

驱动轴部件:
驱动轴部件主要由内孔的驱动轴和可拆卸式芯杆组件组成。 驱动轴外径上设臵有环形槽,与钩爪部件的钩爪啮合。可 拆卸芯杆组件由可拆卸芯杆、锁紧扣、芯杆弹簧,弹性卡环和 挠性接头组成。驱动轴下端的挠性接头与控制棒组件的连接柄

连接。芯杆组件底部有一个定位螺母,由芯杆弹簧将锁紧螺母
固定在挠性接头上,使挠性接头与控制棒连成一体。 芯杆组件顶部旋在拆卸扣内,拆卸口穿出驱动杆外,有一 个弹性卡环将它扣准,将弹性卡环扩胀使拆卸口和芯杆向上运 动,定位螺母带动锁紧扣向上运动,使挠性接头两半片收缩,

从而使驱动轴与控制棒连接柄脱开。

控 制 棒 驱 动 机 构 的 驱 动 杆

磁轭线圈部件: 磁轭线圈部件由六个线圈壳包容三个线圈组成。 底部两个壳包容固定钩爪线圈,由二个拉紧螺杆和 4个螺母和垫圈连成一体。 中间两个壳包容可移动钩爪线圈。 上部两个装有提升线圈;壳体间由一对长拉紧杆连 接二个螺母配4个防松垫圈;2个吊环螺母用于吊装线圈 部件。 线圈壳顶部为引线管,6根线圈的引出线从顶部引 出接入接线盒。每机引线与接头夹有外套管保护绝缘可 靠。线圈部件耐高温260℃,依靠堆顶通风冷却。

棒位指示线圈部件
棒位指示线圈由许多环形小线圈组成,绕制在不锈

钢管环上,钢环套在棒行程壳体外,线圈的次级输出可
以不能驱动轴部件在位臵线圈中的位臵。 当驱动轴通过各线圈时,感应可显示出CRDM步跃计 数。 导磁性驱动轴进出线圈改变线圈的输出电压,便可

指示驱动轴的高度位臵。

工作原理:
1. 提升控制棒程序

(1)提升线圈C通电,提升磁极吸起提升衔铁,传递爪
衔铁与传递钩爪的相对位臵不变,控制棒被提升-步距 15.9mm。 (2)保持线圈A通电,固定磁极吸起保持衔铁,使保持 钩爪转入驱动杆环槽中与齿面贴合后再把驱动杆上台

1mm,载荷由传递钩爪转移到保持钩爪。
(3)传递线圈B断电,传递爪衔铁下降,传递钩爪转出

环形槽,保持钩爪承载。

(4)线圈C断电,提升衔铁下降,传递钩爪下降15.9mm,
到驱动杆下一个环形槽的位臵,保持钩爪承载。

(5)线圈B通电,传递爪衔铁上升,传递钩爪转入驱动
杆环形槽中,上、下两齿面间各有1mm轴向间隙,保持 钩爪承载。 (6)线圈A断电,保持衔铁下降,保持钩爪转出驱动杆 的环形槽;载荷下降1mm落在传递钩爪上。

重复上述六步程序,控制棒随着步进提升。

2. 下降控制棒程序
(1)线圈A通电,保持钩爪转入驱动杆环形槽中与齿面贴合 再使驱动杆上台1mm,载荷由传递钩爪转移到保持钩爪上。 (2)线圈B断电,传递钩爪转出动杆环形槽。 (3)线圈C通电,传递钩爪空载上升15.9mm到驱动杆上一个 环形槽的位臵。 (4)线圈B断电,传递钩爪转入驱动杆环形槽中,上下两齿 面间各有1mm轴向间隙,保持钩爪承载。

(5)线圈A断电,保持钩爪转出驱动杆环形槽,载荷下降
1mm落在传递钩爪上。 (6)线圈C断电,传递钩爪带着控制棒下降一个步距15.9mm。

重复上述程序,控制棒随着步进下降。

3. 控制棒保持或快速下插
核电厂正常运行期间,控制棒从堆芯提升到某一高

度这时只要保持线圈通电,保持钩爪承载,控制棒可保
持不动。 当核电厂发生事故需要紧急停堆时,只需要同时切 断三个工作线圈的电源,两套钩爪都转出环形杆槽,控 制棒靠重力和弹簧力快速插入堆芯。

AP1000控制棒驱动机构特点
?

钩爪组件中钩爪采用双齿钩爪,它同时与驱动轴两

上相邻环形槽啮合,钩爪与环形槽接触面加大,受力均
匀相应比L-106A单齿设计提高钩爪使用寿命
?

钩爪壳体与压力容器顶盖上管座焊接成整体,不锈

钢的钩爪壳体与镍基合金690管座对接全焊透,然后冷 装在压力容器顶盖上,进行J破口封焊,取消下部“Ω”

焊接
?

由于钩爪部件和承压壳体的改进提高了控制棒驱动

机的使用寿命,累计步数可达6X106次

驱动机构的主要材料 ? 按ASME第Ⅲ卷标准,凡反应堆冷却剂压力边界的材料采用 奥氏体不锈钢(316和304)。反应堆顶盖上的驱动机构贯穿件 和用镍铬铁合金(Inconel690)。 ? 内部的钩爪部件由经过热处理的马氏体和奥氏体不锈钢制 造。浸没在反应堆冷却剂中的磁极采用410不锈钢。弹簧材料 采用镍铬铁合金(Alloy 750)。钩爪和连接销采用钴基合金 或替代合格的材料制造。 ? 驱动轴组件,浸在反应堆冷却剂中,采用410不锈钢,接头 采用403不锈钢,弹簧采用镍基合金,锁紧钮采用钴基合金, 其余采用304不锈钢材料。 磁轭壳体,需要用磁性材料,用低碳铸钢和球墨铸铁,加 工后壳体镀锌防大气中腐蚀。 线圈采用双玻璃绝缘铜线,线圈采用真空浇注硅树脂,外 径包覆云母片,保持在250℃良好绝缘性能。

驱动机的性能试验 控制棒驱动机构除了承压部件必须逐件进行水压试 验外,整机组装后应进行冷态和热态性能试验。 控制棒驱动机构的冷态和热态性能试验应在专用台 架和回路上进行。台架及回路应满足《控制棒驱动机构 出厂试验技术条件》中规定的不。 为了验证冷、热态试验中机构全程运行性能正常与 否,试验也应测试探测棒位精度,记录实测棒位每跳一 格时的给定棒位,误差应不大于±8步。 工作线圈温度在热态运行时,工作线圈最高平均温 度不超过200℃,工作线圈冷却通风进风温度45~55℃ 可调,正常步跃进行要求48±5℃。风速17~23m/s可调。

a)冷态性能试验
每台驱动机构产品均应按《CRDM出厂试验技术条件》

要求进行冷态性能试验。驱动机构的各部件可以任意组
合,但不得重复。 首台机构冷态步跃试验前要求作单对磁极和衔铁的 吸放电流值实测试验,实测单保、单传、单提及负荷下 单提的厚小吸放电流值。测试结果设计方,制造方共同

分析认可后,然后再作若干组运行电流值的探索性试验。
最后由设计确认逐台进行冷态步跃运行考核试验的运行

电流参数。

b)热态性能试验
在通过冷态性能试验的产品中选取一至二台释放时间

最长或提升衔铁吸合电流最大的一台进行热态性能试验。
热态性能试验应按《控制棒驱动机构出厂试验技术条件》 要求进行。 步跃试验应在试验装臵逐步升温过程中,分别对 100℃、150℃、200℃、250℃、280℃左右直至300±5℃

下进行50步内上、下试运行试验。运行电流参照冷态步跃
试验,根据升温试验中记录的电流-时间曲线及声响信号,

经分析由设计方确定热态运行电流值。

热态性能试验中应测试工作线圈的平均温度。测
试手段以测量工作线圈的热态电阻值为准,并结合其

它测试方法。
试验后拆卸驱动机构,需对其各部件进行检查。 检查零部件间隙大小,磨损情况,线圈的直流电 阻和绝缘电阻变化,以便进行性能分析和设计改进的 参数。

对于首台产品样机还应在高温试验台架回路上进
行热态寿命考验,累计步数大于6X106次。

4.5 反应堆本体配套部件 反应堆本体配套部件除驱动机构冷却风罩,驱动机构拉紧 装臵,堆顶放气管系和堆顶螺栓拉伸机吊具等已在一体化顶盖 中包络外,还有压力容器支座,金属保温层及水池底板密封等。 压力容器支座,用来承受本体重量载荷,设计基准事故及 极限事故作用下各种载荷,并满足容器的自由膨胀。 4个进口管座下面都有一个支承块。这些支承块支撑着压 力容器。支承块放臵在安装混凝土基墙,表面是钢板的支承结 构上。容器的热胀冷缩能够通过支承块和底板之间的滑动表面 来调节。侧面限位板使压力容器保持中心位臵并承受横向载荷。 压力容器支座为气冷式箱形钢结构。由空气冷却达到混凝 土设计温度93.3℃,为了减少接管向混凝土传热,阻挡竖向流 过支承的冷却空气,热空气由上面排放。

压力容器金属保温层
功能:
?

减少在正常运行时反应堆的热损失使一回路系统热损
AP1000反应堆保温层在严重事故时,通过压力容器外

失降到最低
?

表面水沸腾将堆芯衰变热量排出,提高反应堆压力容器的 传热:

允许水流自由进入压力容器与保温层之间
允许与压力容器接触的水产生蒸汽从周围区域排出

保温层支撑架及层板结构上形成水和蒸汽的可靠流道

结构设计
保温层板设计成使其在压力容器外部冷却时产生朝向压

力容器的动态载荷下,使保温层与压力容器保持>2英寸的
间隙。保温层安装在堆腔支撑的结构架上,见图4.5.2。 保温层底部设有一个有利热排出的流道。支撑保温层的 结构框架设计在保持水流通道的同时承受限制严重事故载荷。 进水口设在保温层底部,每个进水口组件通量是关闭的

以防止保温层形成空气循环通道。当堆腔内充水时进水口组
件由自启动装臵打开,这样使水在严重事故下进入,正常运

行时关闭防止热损失。

反应堆压力容器保温层和支承

进水口组件最小总流通面积为6平方英尺产,每个
进水口组件最小流通面积大于7平方英寸,可排除被杂

物堵塞。
下部保温层段的顶部设有4个蒸汽排放管,为压力 容器与保温层之间的环腔中的水和蒸汽提供一个流回安

全壳水淹区域的通道。每个排放管截面为3平方英尺,
它们从环腔伸出,间隔90°环形分布,进入压力容器腔

的水沦墙。然后,放气管较为向上,并将排放蒸汽和水
送回安全壳水淹区域。 每个放气管都有一个盖子,盖子由保温层内产生的

蒸汽和水流冲开,但正常运行时盖子保持原位。


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