第三章 反应堆冷却剂系统和设备.ppt

第三章反应堆冷却剂系统和设备,3.1反应堆冷却剂系统,3.2反应堆本体结构,3.3反应堆冷却剂泵,3.4蒸汽发生器,3.5稳压器,3.1反应堆冷却剂系统,反应堆冷却剂系统为核电站的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。,主要功能：,ReactorCoolantSystemRCS,中子慢化剂,反应性控制,压力控制,辅助功能,放射性屏障,冷却剂为轻水，具有良好的中子慢化能力，另外也起到反射的作用，使泄露出堆芯的部分中子反射回来。,反应堆冷却剂中溶有硼酸可吸收中子，通过调整硼浓度可控制反应性（补偿氙效应和燃耗）。,稳压器用于控制冷却剂压力。,RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物质外外逸。,3.1.2系统描述,冷却系统冷却剂载热方程:燃料表面的放热过程:,h,qm0.8,Pt:堆芯热功率qm：冷却剂流量Cp:冷却剂定压热熔tout,tin：堆芯出入口温差Pu:堆内燃料棒的总功率A:燃料元件总表面积tf:燃料元件表面温度tc:冷却剂温度h:冷却剂与燃料元件表面的传热系数,优点：减少堆出入口的温差，有利于降低燃料元件表面冷却剂之间的温差，从而有利于降低燃料元件表面与与燃料元件中心的温度，增加流量对载热和传热都有利。缺点：使冷却剂通过一回路的流动阻力增加，会引起主泵消耗的功率明显提高，反而使厂用电增加。流速太大还会引起燃料元件的振动和对燃料元件的冲蚀问题。,提高冷却剂速度的优、缺点,大亚湾：4.6m/s，秦山：3.65m/s。,系统说明,热段,过渡段,冷段,注意：带放射性的冷却剂始终循环流动于闭合的环路中，与二回路完全分开的，使得蒸汽发生器的蒸汽不带放射性，便于二回路的设备的运行和维修。,AP1000核电厂一回路冷却剂系统,2、系统接口：与RCP冷却剂管道相连的辅助系统有化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统（RRA）和安全注入系统（RIS）。,3.1反应堆冷却剂系统,系统说明,3.1.3系统运行参数,一回路冷却剂的工作压力：14.715.7MPa，常用的是15.5MPa。设计压力取1.11.25倍工作压力。反应堆出口处温度：310330。反应堆进口处温度：280300；冷却剂流量：总量可达15000t/h21000t/h，主管道内冷却剂流速可达15m/s，一回路的总阻力约为0.6MPa0.8MPa,大亚湾：一回路压力15.5MPa，堆出口平均温度329.8oC,一回路的工作压力，冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择直接影响了核电厂的安全性和经济性。,提高压力，可以提高出口温度，从而提高电厂的热效率20Mpa，饱和温度365.7oC；15.5MPa，饱和温度344.7oC，提压潜力有限。提高压力，提高承压要求，材料和加工制造难度加大，从而影响电厂的经济性。,1.一回路压力,2.出口温度,3.入口温度,燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能传热温差的要求，冷却剂温度至少要比包壳温度低10-15oC，保证热交换冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右的过冷度。,出口温度确定，对于额定热功率的反应堆，入口温度与流量为单值关系。入口温度越高，冷却剂平均温度越高入口温度高，冷却剂的温升小，所需质量流量大，增加泵的唧送功率，降低了电厂的净效率。,系统参数的选择,4.冷却剂流量,进出口温升30-40oC核电厂变工况时，平均温度变化允许的最大温差为17-25oC反应堆设计温度为350oC,3.1.4系统布置,当发生丧失电源事故时，为去除堆内的衰变热，必须保证一定的冷却剂流量，在系统和设备的布置上，采取的措施为：1）增加泵的惯性流量，延长主泵断电后的惰转时间。2）在一回路布置上，使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器，以便建立和保持一个自然循环的驱动压头。注意：自然循环流量仅够排出停堆后的衰变热，不能用于功率运行。,反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装在安全壳内。布置力求简单、对称，设备周围有隔墙以防止对设备核管道的污染。,3.1.5系统参数测量,1.温度测量宽量程温度测量用于监测启动和停堆瞬态期间或反应堆冷却剂主泵停运期间的温度变化，测量范围为0350。伸入冷却剂管道内，不与冷却剂直接接触，冷却剂温度的变化须通过套管传递，有一定时间延迟。窄量程温度测量用于控制和保护，温度测量要求精确、响应快。采用直接浸在冷却剂中的窄量程温度计，精密仪表不能直接插入一回路主管道的高速流体中，因而在每条环路设置了温度测量旁路管线。,2流量的测量每个环路蒸汽发生器出口弯管处的管道上设置了三个测量流量的压差变送器。由于向心力作用，流体管道外径与内径存在压差。压差与流量成正比，通过测量弯管处压差就可推算出冷却剂流量。3压力的测量稳压器通过波动管与一回路冷却剂相连，稳压器内压力等于一回路冷却剂压力。压力测量通过压力传感器来实现。宽量器压力传感器的测量范围为020.0，在一回路启动和停堆阶段，用来指导运行人员对反应堆压力的控制。窄量程压力传感器的测量范围为11.018.0，在稳压器建立汽腔之后，用于产生相应的调节和保护信号。,3.1.6系统特性,1.正常运行典型1000MWe核电厂的系统主要特性：（1）系统压力保持在15.5MPa；（2）反应堆冷却剂平均温度在291.4310；（3）根据负荷的不同，稳压器水位在20%64%之间；,3.1.6系统特性,2.稳态运行方式（1）反应堆冷却剂平均温度恒定不变。则负荷P增加，二回路蒸汽温度下降。此核电厂稳态运行方案中，反应堆冷却剂体积变化较小，稳压器容积变化小，功率变化废水量小，反应性补偿小，但二回路蒸汽温度随负荷增加下降过大，减小了热力循环效率。（2）二回路蒸汽温度恒定不变。则负荷P增加，反应堆冷却剂平均温度升高；提高了核电厂的热效率，但体积变化大，一回路水容积补偿增加，废水量增多。,核电厂采用了折中运行方案，反应冷管端tin温度不变，反应堆冷却剂平均温度Tav随负荷增加而上升，上升到适当程度，蒸汽温度随Ts负荷P增加而减小，与方案（2）相比，蒸汽温度下降幅度小得多。,使反应堆的核燃料在堆芯中能按照反应堆的设计要求来实现自持链式裂变反应；核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有效地导出；反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的完整性和安全性。核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构的设计和加工制造的质量。,反应堆本体结构的功用是：,3.2反应堆本体结构,压水反应堆,堆芯,下部堆内构件,上部堆内构件,控制棒组件及其驱动机构,压力容器,本体,反应堆本体结构,反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变材料所在部分称为反应堆堆芯。,堆芯结构由核燃料组件、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。,3.2.1核反应堆堆芯,堆芯又称活性区，是压水堆的心脏，可控的链式裂变反应在这里进行，同时它也是个强放射源。,或,布置：157个燃料组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的燃料组件组成，内区则混合交错布置52个富集度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。,换料：在压水堆运行一个周期后，取出中心部分燃耗最深的燃料组件，第二区的燃料组件移入中心，再将最外区燃料组件移至第二区，富集度为3.25%的新燃料组件则加在外区。经过一个运行周期后，三区装载的压水堆中，运行一个周期后大约有1/3的燃料组件需要更换，而每个燃料组件在反应堆堆芯内的时间一般是三个运行周期。,堆芯布置与换料策略,方式1：由外向内倒料方式,优点：可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为3.25%，高于首次装料。因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂变产物，需要增加后备正反应性。缺点：中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大，中子利用率较低，导致换料周期较短，燃料循环成本较高。,CPR1000压水堆（岭澳二期核电厂）采用合理的“内-外”式换料策略。换料：通过加大堆芯中235U的装入量，中子价值高的新燃料组件置于堆芯内区，把内区辐照深度大的燃料组件移到堆芯的最外层，并改为18个月换料，从而实现低泄露燃料管理。优点：可以减少中子的径向泄露，增加堆芯的反应性，提高燃料的卸料燃耗。缺点：会使堆芯功率分布不平坦性增加，功率峰因子增大，因此，需采用203Gd作可燃毒物来抑制功率峰。,堆芯布置换料策略,方式2：“内-外式换料方式”,对于18个月换料低泄露燃料管理策略，与常规的年换料方式相比，能够：（1）降低压力容器中子注量率，有利于延长压力容器的寿命；（2）减少换料大修次数，降低大修成本；（3）增加年发电量，提高电站利用率；（4）降低放射性废物产生量和人员受照量。,为了满足电网要求，避免在每年69月份用电高峰期进行大修，18个月的换料方式实际上采取的是长/短循环交替进行的换料方式。即更换72个新组件后，运行一个长燃料循环（19个月）；下次换料则更换68个新组件，再运行一个短燃料循环（17个月）。,燃料组件是压水堆的堆芯重要部件，主要分为长方体和六棱柱两种排列方式;压水堆普遍采用了无盒、带棒束型控制棒组件的燃料组件，优点是减少了堆芯结构材料，冷却剂充分交混，增强燃料棒表面的冷却;堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和燃料组件装载数而定。长方体燃料组件有1414、1515、1616、1717等几种规格。,1.燃料组件,大亚湾900MW级压水堆第一个堆芯的布置共有157个横截面呈正方形的无盒燃料组件。大亚湾准圆柱状核反应区高3.65m，等效直径3.04m。热功率1800MW，堆芯直径约2.5m;热功率3800MW，堆芯直径约3.9m，核燃料的高度为3.64.3m.,六棱柱燃料组件,长方体燃料组件,燃料芯块,燃料组件与燃料元件,标准的1717型组件：燃料棒径为9.5mm，棒间距12.6mm，横截面尺寸214214mm2，总高为4058mm。组件组成：264根燃料元件棒，24根控制棒导向管和1根堆内测量导管，共计289个栅元格。,测量导管位于组件中央位置，为插入堆芯内测量中子通量的探测器导向提供了一个通道。控制棒导向管为插入控制棒组件或中子源组件或可燃毒物组件或阻力塞组件提供了通道。,燃料组件,从结构上看，核燃料组件是由燃料元件棒和组件的“骨架结构”两部分组成。,燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。组成：燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和上、下端塞。参数：棒长3852mm、外径9.5mm、活性区长度3657.6mm。燃料元件包壳厚度0.57mm，内充有2.0MPa的氦气。,（1）燃料元件棒,芯块是由富集度为2-3%的UO2粉末（陶瓷型芯块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。（大亚湾采用直径8.192mm，高度13.5mm）每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。一根燃料棒内装有271个燃料芯块。,(a)燃料芯块,UO2陶瓷型芯块：主要优点：燃料芯块最高工作温度1204，熔点高（-2800），具有良好的中子辐照稳定性和高温下的化学稳定性，与包壳不发生化学反应，即使包壳破裂与冷却剂（水）也不太会发生化学反应。主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达2000左右，中心与表面温差达1000以上。因此，燃料芯块的热应力很大，特别是在堆内燃烧到后期，核燃料过分膨胀会挤压包壳管。,作用：包壳容纳燃料芯块，将燃料与冷却剂隔开，并包容裂变所体，是防止放射性物质向外释放的第一道屏障。目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成（长3-4米，直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米）。Zr-4合金的中子吸收截面小，在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能。,包壳温度达到820后锆与水反应产生氢气，在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。,包壳,具有良好的核性能，即中子吸收截面要小，感生放射性要弱；具有良好的导热性能；与核燃料的相容性要好；具有良好的机械性能；有良好的抗腐蚀能力；具有良好的辐照稳定性；,对包壳材料的要求：,燃料包壳的选择（1）不锈钢：高温强度好；热中子吸收截面大(a：3.0巴)；快堆用做燃料包壳。（2）Zr合金：显著改善中子经济性(a；0.22巴0.24巴)Zr-2(SnFeCrNi)(%)1.50.120.10.05Zr-4(SnFeCrNi)(%)1.50.150.10.0去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。（3）M5：新开发，Zr-1%铌-氧合金（腐蚀是Zr-4的1/3、吸氢量1/6、辐照生长1/2、热蠕变1/3）,(c)芯块和包壳间的间隙芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙（0.64mm），其作用有两个：一是补偿包壳和芯块不同的热膨胀；二是容纳从芯块中放出的裂变气体。,(d)上、下端塞燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料芯块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。,(e)上端塞上的进气孔用于制造时往包壳内充氦加压至2MPa，用来改善间隙的传热性能和降低包壳管内外压差，以免包壳被外压压塌。（预充压技术）,(f)压紧弹簧限制燃料元件的运输和操作过程中，芯块的轴向串动。,在一个燃料组件的全长上，有6-8个弹性定位格架。组装时，由24根控制棒导向管，1根测量仪表套管把弹性定位格架与上、下管座连接成一体构成燃料组件“骨架”，以支撑燃料元件棒并保持燃料元件棒之间的间距。使264根细长的燃料元件棒形成一个整体，承受整个组件的重量和控制棒下落时的冲击力，并保证控制棒运动的通畅。,（2）燃料组件的骨架,作用：是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位以及加强元件棒弹性的一种弹性构件。1717型燃料组件定位格架是一种有许多上面带有指形弹簧（对燃料棒施加夹紧力）、支撑陷窝（横向支撑作用）和混流翼片的条带（搅混和导向作用，促进冷却剂交混）相瓦插后经钎焊而成的蜂窝状结构。沿燃料元件全程有8个定位格架。合理的定位格架设计除了起到对燃料元件的夹持定位作用外，还要强化流体的扰动并使流动阻力尽可能小。,(a)定位格架,上管座和下管座是燃料组件“骨架”结构的头部和底部的连接构件，它们都是箱形结构。上管座孔板、顶板、弹簧等组成，刚离开燃料组件的冷却剂在那里进行混合，然后再向上通过堆芯上栅板的流水孔。,(b)上管座,孔板：加了许多长方形的流水孔和对应控制棒导向管的圆孔，控制棒导向管上端固定在这里。顶板：中心带孔的方板，以便控制棒束通过。顶板的两个对角线上设有两个定位销孔，与堆芯上栅板的定位销相匹配，以便燃料组件顶部与上栅板定位和对中。弹簧：四个板式弹簧通过锁紧螺钉固定在顶板上，当上部构件装入堆芯时，弹簧被上部的堆芯上栅板压紧，产生足够的力以抵消冷却剂水流的冲击。,下管座由四个支撑脚和一块方形多孔的肋板组成，是燃料组件底座，可引导冷却剂流入燃料组件，并进行流量分配；两个对角支撑脚上的销孔与下栅板上的两个定位销相配合，使燃料组件定位。,下管座,作用：它插在没有燃料棒的位置上，与弹性定位格架固定在一起，成为燃料组件的骨架。提供了插入控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件的通道。由Zr-4合金管组成，上下有不同的两种直径，上部直径大，具有较大的横截面，当反应堆需要停闭的时候，可以让控制棒快速的插入。占导向管全长的1/7的下部，直径略微减少，当控制棒需要全部插入时，可起缓冲作用。,(c)控制棒导向管,（d）中子注量率测量导向管,测量导管：位于上下管座上的通孔之间，是一根上下直径相同的Zr-4合金管，它用和控制棒导管一样的方法固定到定位格架上。为堆芯中子通量密度测量元件提供通道。,堆内构件在反应堆压力容器内支撑和固定堆芯组件，分为堆芯下部支撑构件和上部支撑构件。堆内构件功能：,2.堆内支撑构件,下部堆内构件,（1）基本功能把堆芯重量传递给压力容器；固定燃料棒、控制棒和堆内测量仪表装置；疏散和分配冷却剂流量；减少和中子对压力容器的辐射。,堆芯吊兰和堆芯下支承板。统称堆芯支撑吊兰，是高约8.2m壁厚51mm的不锈钢圆筒。用来把堆芯重量传递给压力壳；它有三个冷却剂出口管嘴；堆芯支撑板所承受的重量通过吊篮法兰传递给压力容器内壁的凸肩。为了使冷却剂能够从下部流进堆芯，堆芯支撑板上开了许多的流水孔；下部有四个径向导向装置与压力容器上的相对应。,（2）具体描述,堆芯下栅格板：厚约50mm，为燃料组件提供精确定位和流量分配，燃料组件定位销就固定在下栅板上。流量分配板：使进入各燃料组件的冷却剂流量均匀。（每个燃料组件有4个大小相同的流量分配孔）堆芯围板：减少冷却剂旁流量，使冷却剂更有效地将热量带出堆外，厚约25-30mm。,热屏：不锈钢圆筒，位于压力容器与吊兰之间，防止堆芯对压力容器的直接辐射(主要防n，)。目前的设计改为对着燃料最接近反应堆压力容器壁的堆芯四角在吊兰筒体外侧连接了4块柱面（厚约70mm）钢屏蔽。二次支承组件：由二次支承板和悬挂在堆芯支承板下面的支柱组成，一旦堆芯吊兰破裂时，能够限制堆芯移位，使安全棒能够插入。,堆芯上部支撑构件,作用固定燃料组件上端的位置；当控制棒组件被提起时，承受因冷却剂横向流动而引起的力；保证控制棒组件能顺利在燃料组件内上下移动。,多孔板，厚约100mm，直径约4m。支承板法兰面上有4个定位键槽。导向筒支承板是主要承力部件，通过压力容器顶盖和压紧弹簧压紧下部堆内构件，通过堆芯上栅格板将堆芯部件压紧。,导向筒支撑板,堆芯上栅格板：是薄的圆板，厚约50mm。以定位导向管和燃料组件，和下栅格板一样设有流水孔。支承柱：是导向管支承板和堆芯上栅格板之间的连接件。其作用是使两板保持一定距离，并传递机械载荷。控制棒导向筒：为控制棒组件提供定位和导向。,热电偶柱：共有40个有铬镍-铝镍热电偶，固定在上栅格板上选定的燃料组件出口处。作用：用于测量堆芯出口温度，以监视堆芯冷却剂的饱和裕度和确定最热通道。结构：4个热电偶柱下端固定在导向筒支承板上，上部贯穿压力容器顶盖，将热电偶信号引出。,作用：控制棒组件提供了一种正常运行和事故工况下快速控制反应性的手段。大约1/3的燃料组件的控制棒导向管布置控制棒组件。,（1）控制棒组件,组成：星型支架和吸收剂棒。以连接饼为中心呈辐射状有16跟连接翼片，每个翼片上装有一个或两个指状物，每个指状物带有一根吸收棒。,3.堆芯功能组件,连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部上端用丝扣与控制棒驱动机构的驱动轴上的可拆结构相连接。圆筒内的螺旋形弹簧，当控制棒快速下插时起缓冲作用，以减少控制棒组件对燃料组件上管座的撞击。,(a)结构,黑棒：Ag-In-Gd棒，80%Ag-15%In-5%Cd合金。灰棒：不锈钢棒，吸收中子能力较弱。,黑棒组：由24根黑棒组成，作为安全棒灰棒组：由8根黑棒，16根灰棒组成，作为调节棒,控制棒材料:需考虑物理、机械性能，更重要还要考虑核特性。要求：在堆芯内受中子和辐照后，能有很高的稳定性，还要耐高温，耐腐蚀。核特性：主要是强烈的吸收中子的能力。,(b)分类,补偿棒：补偿控制，在反应堆运行时可以插入或抽出，用以补偿各种反应性变化，并可提供停堆能力，以实现事故保护停堆。,安全棒：紧急停堆，只用于停堆，当反应堆处于临界时总是全部从堆芯抽出，仅仅在事故保护停堆时才插入。,调节棒：功率控制，在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动。,按作用分类：补偿棒、调节棒和安全棒,(a)作用用于抵消新堆芯第一次装料大部分过剩后备反应性。,（2）可燃毒物组件(仅在初次装料时使用）,(b)结构可燃毒物组件的毒物棒悬挂在一块方形的连接板上，按核设计要求插入选定的核燃料组件的控制棒导向管内。毒物棒用304型不锈钢为包壳，硼硅酸盐玻璃管（成分为B2O3+SiO2）为芯体。,称为“可燃毒物”的原因：其中的10B吸收中子后衰变为7Li，不断被消耗掉。可燃毒物组件在燃料第一循环后全部取出，换上阻力塞组件。（大亚湾）66个可燃毒物组件中，含有16根可燃毒物棒的组件为18个，含有12根可燃毒物棒的组件为48个。硼玻璃管内装有304型不锈钢薄管作为内衬，以防玻璃管坍塌或蠕变。棒内有足够空腔容纳10B(n,)7Li反应产生的氦气。,作用：用于封闭未装控制棒、中子源或可燃毒物棒的燃料组件中的控制棒导向管，以便减少冷却剂的旁路。,（3）阻力塞组件,对于那些那些既没有布置控制棒又没有放置可燃毒物棒束或中子源棒束的燃料组件都放置阻力塞组件。,阻力塞形式为实心的不锈钢杆，长约20cm。为了减少结构材料对中子的有害吸收，阻力塞棒一般做得粗短，插入堆芯的高度较少。可燃毒物组件和中子源组件都包含有阻力塞，而阻力塞组件中全部24根棒位都是阻力塞。大亚湾核电厂首次装料含有38个阻力塞组件。,(a)作用在反应堆初始运行之前和长期停堆之后，堆芯中子可能太少,为了缩短反应堆启动时间和确保启动安全，中子源组件监督反应堆启动，提供所需的中子源。,（4）中子源组件,(b)分类初级中子源组件和次级中子源组件。,初级中子源组件：监督堆芯初始装量，新堆初次启动时，提供反应堆启动所需的中子。常用Po-Be源，Po放出粒子打击Be核近年来锎-252（T1/2=2.54年）被广泛使用。,大亚湾核电厂首次装料,次级中子源组件：用于反应堆满功率运行两个月后的反应堆停堆后再启动。常用锑-铍（Sb-Be）源。,大亚湾核电厂首次装料堆芯的相关组件种类及数量,结构：底部为焊死的半球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器。高13m，内径4m，筒体壁厚20mm，总重约330吨；对于三环路设计，容器上有3个进口管嘴和3个出口管嘴，与各冷却剂环路的冷热管段相接。出口管嘴位于高出堆芯上平面约1.4m的同一个水平面上。,压力容器工作在高压（15.5MPa左右，设计压力须达17.2MPa）、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下，寿命不小于40年（第三代核电厂，寿命60年）。,3.2.2反应堆压力容器,功能,为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受辐照的条件下工作的特殊要求，并保证核电站的安全使用和压力容器加工制造的经济性，要求压力容器材料有较高的机械性能、抗辐照性能及热稳定性。,压力容器本体材料为低碳钢，目前广泛采用含锰钼镍的低合金钢（成分：C0.25%，Mn-1.5%，Ni-0.4%1.0%，Mo-0.6%，其余为Fe）做压力容器的材料。与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢（防止高温含硼水对压力容器材料的腐蚀）。,反应堆压力容器径向结构,压力容器主要参数,压力容器尺寸与电厂电功率大小的关系,“O”型环来保证压力容器顶盖和法兰间密封,自紧式金属“O”型环：一般由管径1015mm、壁厚约1.27mm的不锈钢管或因科镍合金弯曲制成的大圆环。结构：因科镍-600制成，内置一个因科镍-718绕成的弹簧，环外侧沿周向开有细缝。原理：在连接顶盖与筒体法兰的螺栓拧紧后，O形环受压变形，从而达到密封的目的。银层有较好的弥合作用，弹簧则提供了较好的回弹量。,2.压力容器顶盖密封,A密封形环B中间形环C螺旋弹簧,注意：为了保证良好的密封性，O形环只能一次性使用，只要打开顶盖，就需要更换新的密封环。,充气式“O”型环：环上不开小孔，而是在其内充氦气。反应堆运行时，环内气体受热膨胀，使环随即涨大，从而达到密封效果。在内环与外环之间有引漏接管，通过测量引漏接管表面温度来探测有无冷却剂外泄。,为了保证压力容器的密封，通常内环采用自紧式金属“O”型环，外环采用充气式金属“O”型环；或内外环均采用自紧式。,核电厂运行时，应注意以下三个方面的问题：水力方面（冷却剂循环）；化学方面（腐蚀和材料的选用）；机械方面（耐压性能、金属老化）,压水堆运行问题,1、冷却剂的循环,（1）冷却剂流程：压力容器进口接管沿压力容器和堆芯吊兰间环腔向下压力容器下封头处的下腔室堆芯支承板，流量分配孔板和堆芯下栅格板堆芯堆芯上栅格板压力容器出口接管。,1.25%,0.25%,一台主泵停机时；冷管段破裂时。,（2）逆流问题：,一回路冷却剂对堆芯的冲击力约等于堆芯本身重力的4/3。压降可以分为两类：（1）与燃料棒和燃料组件格架摩擦的压头损失；（2）水流改变流向及通过堆芯多层格板时产生的局部压头损失。在堆芯内压头损失约为0.156MPa,在压力容器内总压头损失为0.307MPa。,2、结构材料的选择,对于压水反应堆的材料除了选择燃料、慢化剂和冷却剂外，还要选择包壳、压力容器和其它内部构件的金属材料。,选择包壳材料，必须综合考虑下列因素：具有良好的核性能，即中子吸收截面要小，感生放射性要弱；具有良好的导热性能；与核燃料的相容性要好；具有良好的机械性能；有良好的抗腐蚀能力；具有良好的辐照稳定性；易于加工成形，成本低。Zr-2和Zr-4合金是普遍应用的包壳材料。,（1）包壳,压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有：有较高的机械强度；足够的韧性，使用时不易脆化；高抗腐蚀性能；导热性能好；吸收中子少；价格低。压力容器一般选择含锰钼镍的低合金钢，堆内构件选择奥氏体不锈钢。,（2）压力容器,3.2.3控制棒驱动机构,控制棒驱动机构布置在压力容器顶盖，是反应堆的重要动作部件，通过它的动作带动控制棒组件在堆芯内上下移动，以实现反应堆的启动，功率调节，停堆和事故情况下的安全控制。因此，它是确保反应堆安全可控的重要部件。每个控制棒组件由自己单独的控制棒驱动机构操作。,目前常见的驱动机构有磁力提升型、磁阻马达型、液压驱动型及齿轮齿条等各种形式。长棒控制棒驱动机构采用销爪式磁力提升型（优点：磨损少、寿命长、控制简单、制造方便及使用安全可靠等），它们能让控制棒靠重力下落。短棒控制棒驱动机构一般用磁阻马达型，棒可以步进运行，但是不能靠重力落入堆芯。,控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下要求棒的移动速度缓慢，每秒钟行程约10mm；在快速停堆或事故工况时要求驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开，控制棒组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒完全插入堆芯的紧急停堆时间一般2秒钟左右，以保证反应堆安全。,布置在压力容器顶盖上，其驱动轴穿过顶盖伸进压力容器内，与控制棒组件的连接柄相连接。它由销爪组件、驱动杆、操作线圈、单棒位置指示线圈及压力外壳组成。,磁力提升型控制棒驱动机构,磁力提升型控制棒驱动机构,操作线圈：通过通/断电，产生相应的磁场变化，以操作销爪组件，销爪组件带动驱动杆提升、下降或保持不动，从而使控制棒相应动作。分为提升线圈、传递线圈、夹持线圈。销爪组件：与驱动杆齿合的组件。分为传递销爪、夹持销爪。,1、6、13、19磁通环2提升线圈3、7抓钩线圈4、14衔铁复位弹簧5、9抓钩连杆8抓钩复位弹簧10驱动轴11抓钩；12衔铁15抓钩极16移动抓钩衔铁17移动抓钩18提升衔铁20提升极；21导管,驱动杆：主要功能是把控制棒组件与驱动机构连接起来。驱动杆下端连接到控制棒星形架的连接柄上，上部由销爪定位。在反应堆运行时，与控制棒组件一直保持连接。驱动杆全长7.253m,有261个与销爪齿合的齿槽。齿槽间距为15.9mm。,控制棒的插入或抽出是这样完成的：按顺序给三个线圈通电，以使传递销爪和夹持销爪相继啮合或释放，从而使棒运动。当电厂运行时，驱动机构一般仅由夹持销爪啮合而使控制棒处于静态位置。,磁力提升驱动机构的动作原理,动作原理,磁力提升驱动机构的动作原理,1、控制棒提升动作初始状态：传递销爪啮合，夹持销爪脱开。1）：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个步阶；2）：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴；3）：传递线圈断电，传递钩爪脱开；4）：提升线圈断电，传递钩爪下降一个步阶；5）：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴；6）：夹持线圈断电，夹持钩爪脱开，为提升做准备；7）：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个步阶。如此循环动作，直到达到提升位置为止。,2、控制棒下降动作,初始状态：传递销爪啮合，夹持销爪脱开。1）：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴；2）：传递线圈断电，传递钩爪脱开；3）：提升线圈通电，仅传递钩爪提升一个步阶；4）：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴；5）：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为轴下降做准备6）：提升线圈断电，传递钩爪驱动轴下降一个步阶；7）：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴。如此循环动作，直到达到下降位置为止。,3、保持控制棒在某个位置上仅传递线圈通电，传递销爪承载。,4、控制棒快速插入堆芯当要实行紧急停堆时，三个线圈都断电，所有钩爪均脱开，控制棒在重力作用下，快速插入堆芯，行程末端在堆内得到缓冲。,课外知识辅助-识别符号,厂房及房间的识别符号1、厂房的识别厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。,2、房间的识别房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。,3、厂房及房间是识别,设备的符号识别,