压水反应堆结构与材料

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1、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。堆芯吊兰上栅格板下栅格板堆芯支撑部件上封头下封头压力容器控制棒驱动机构围板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

2、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。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

3、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

4、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

5、。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。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

6、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。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

7、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％）。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

8、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