大亚湾核电站本体结构.ppt

第二章 大亚湾核电站本体结构,2.1堆芯概述,大亚湾核电站采用世界上已发展成熟且被广泛应用、具有80年代末先进水平的压水反应堆堆型，单机组电功率近百万千瓦。,图2-1 大亚湾核电站反应堆本体结构剖面图,堆芯装有157个几何上和机械上都完全相同的燃料组件，燃料组件被安置在承放堆芯的下栅格板上，外侧用包络堆芯的堆芯围板定位。上栅格板放置在燃料组件顶部的压紧弹簧上，用以防止在事故情况下由于水力不稳定性而使燃料组件上升。,堆芯上栅格板,堆芯围板,堆芯下栅格板,初始堆芯采用三种不同加浓度的燃料分区布置,加浓度最高的燃料装在堆芯的外围，称为3区，另外两种较低加浓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。 各区所装燃料的加浓度及组件数如下： 1区：53个燃料组件，加浓度为1.80%， 2区：52个燃料组件，加浓度为2.40%， 3区：52个燃料组件，加浓度为3.10%。 通常每年停堆换料一次，更换三分之一堆芯，即52个燃料组件，新燃烧的加浓度为3.25。将燃耗最深的组件卸走，新燃料放入外区，而其余组件则在堆芯内区按棋盘方式重新布置，使堆芯功率分布尽可能均匀。,2.2核燃料组件,核燃料组件由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成，燃料棒呈1717正方形排列。 导向管与八层格架和上下管座连接，组成基本的燃料组件结构骨架。而燃料棒被支撑并夹紧在这个结构骨架内，棒的间距沿组件的全长保持不变。 每个组件共有289个栅元，设有24根导向管和一根堆内通量测量管，其余264个栅元装有燃料棒。,大亚湾核电站所采用的是比法国标准900MW压水堆核电站所用的燃料组件更为先进的改进型燃料组件 。 突出的特点是当探测出某个组件有破损的燃料棒而且确定破损燃料棒的位置之后，可以用乏燃料池内安装的专用设施更换破损的燃料棒，从而修复该燃料组件、重新利用。,1、燃料芯块,直径8.19mm，高度13.5mm的正圆柱体 。 为了减小芯块在温度和辐照作用下的膨胀和肿胀，从而减少芯块与包壳的相互作用，每个芯块的端面呈浅碟形。 为获得合适的芯块显微结构，采用粉末压制的制块工艺并加入一些制孔剂，使烧结后芯块内部存在些细孔，即可以容纳绝大部分裂变气体，又使芯块致密化效应减至最少。,2、燃料棒,改进型燃料组件燃料棒的端塞设计成便于组件中燃料单棒的抽换。端塞以有一圈径向槽为特点，便于专用的抽拔工具夹紧燃料棒。,3、下管座,下管座是一个正方形箱式结构，它起着燃料组件底部构件的作用，又对流入燃料组件的冷却剂起着流量分配作用。下管座由四个支撑脚和一块方形孔板组成，都用304型不锈钢制造。 为了使导向管端塞定位和连接锁紧，在导向管孔的四周加工了凹口，锆-4合金制的螺纹塞头拧紧并焊在导向管的底部。 导向管与下管座的连接借助其螺纹塞头来实现，螺纹塞头的端部带有一个卡紧的薄壁圆环，用胀管工具使圆环机械地变形并镶入管座内带凹槽的扇形孔中；螺纹塞头旋紧在锆合金端塞的螺孔中将导向管锁紧在下管座中。 组件重量和施加在组件上的轴向载荷，经导向管传递，通过下管座分布到堆芯下栅格板上。燃料组件在堆芯中的正确定位由对角线上两个支撑脚上的孔来保证，这两个孔和堆芯下栅格板上的两个定位销相配合，作用在燃料组件上的水平载荷同样通过定位销传送到堆芯支承结构上。,图2-4 导向管的缓冲段结构及其与下管座的连接,4、上管座,上管座是一个箱式结构，它起着燃料组件上部构件的作用，并构成了一个水腔，加热了的冷却剂由燃料组件上管座流向堆芯上栅格板的流水孔。上管座还构成燃料组件的相关部件的护罩。上管座由承接板、围板、顶板、四个板弹簧和相配的零件组成。除了板弹簧和它们的压紧螺栓用因科镍718制造之外，上下管座的所有零件用304型不锈钢制造。,图2-5 燃料组件上管座的结构,5、导向筒,在标准的1717燃料组件中，导向管占据24个栅元，它们为控制棒插入和提出提供了导向的通道。 导向管由一整根锆-4合金管子制成。其下段在第一和第二格架之间直径缩小，在紧急停堆时，当控制棒在导向管内接近行程底部时，它将起缓冲作用。 缓冲段的过渡区呈锥形，以避免管径过快变化，在过渡区上方开有流水孔，在正常运行时有一定的冷却水流入管内进行冷却，而在紧急停堆时水能部分地从管内流出，以保证控制棒的冲击速度被限制在棒束控制组件最大的容许速度之内，又使缓冲段内因减速而产生的最大压力引起导向管的应力不超过最大许用应力。 缓冲段以下在第一层格架的高度处，导向管扩径至正常管径，使这层格架与上面各层格架以相同的方式与导向管相连。,图2-4 导向管的缓冲段结构及其与下管座的连接,6、通量测量管,放在燃料组件中心位置的通量测量管用来容纳堆芯通量探测仪的钢护套管。通量测量管由锆-4合金制成，直径上下一致，其在格架中的固定方法与导向管相同。,7、定位格架,燃料组件中，燃料棒沿长度方向由八层格架夹住定位，这种定位使棒的间距在组件的设计寿期内得以保持。格架的夹紧力设计成既使可能发生的振动磨蚀到最小，又允许有不同的热膨胀滑移，也不致引起包壳的超应力。 格架由锆-4合金条带制成，呈l717正方栅格排列，条带的交叉处用电子束焊双边点焊连接。外条带比内条带厚，内条带的端部焊在外条带上，外条带端部由三道焊缝连接，使格架能在运输及装卸料操作过程中很好地保护燃料棒。,在格架栅元中，燃料棒的边由弹簧施力，另一边顶住锆合金条带上冲出的两个刚性凸起，两边的力共同作用使棒保持中心位置。弹簧力是由跨夹在锆合金条带上的因科镍718制的弹簧夹子产生的，弹簧夹子由因科镍718片弯成开口环而制成，然后把夹子跨放在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊，以把条带全部围起来。最终成形的弹簧组合件形成两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，这样，弹簧作用在条带上的力自然抵消了。也就减少了格架的应力。 但是在下述部位的情况不同：外条带上只有刚性凸起，在导向管栅元里不需要设置弹簧。 定位格架通过条带上的调节片直接点焊在导向管上与其相连。在格架的四周外条带的上缘设有导向翼，并按照避免装卸操作时相邻组件的格架相互干扰的方式来布置。在高通量区的六个格架（即从下至上第2至第7个格架）在内条带上还设置有搅混翼，以促进冷却剂流的混合，有利于燃料棒的冷却和传热。,2.3棒束控制组件,棒束控制组件包括一组24根吸收剂棒和用作吸收剂棒支承结构的星形架；星形架与安置在反应堆容器封头上的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。 图2-6展示出一个棒束控制组件的概貌。,2、星形架,星形架由中心毂环、翼片和下部呈圆筒形的指状物等组成，它们之间用钎焊相连接。毂环上端加上多道凹槽，以便与传动轴相啮合并供吊装用。与毂环底端成整体的圆筒中设置有弹簧组件，以便在紧急停堆时，当棒束控制组件与燃料组件上管座的连接板相撞击时吸收冲击能量。 固定弹簧用的螺柱及弹簧托环与毂环之间用螺纹连接，然后施焊，以保证运行时无故障。除弹簧（用因科镍718制）及其支承环（用A1S1 630不锈钢制）以外，星形架的所有部件均用304型不锈钢制造。 吸收剂棒固定在星形架的指状物上，棒与指状物之间先用螺纹连接，然后用销钉保持接点紧固，最后将销钉焊接固定，以保证无故障运行。销钉位置以下的吸收剂棒端塞直径减小，以增加棒的柔性，以便将组装时以及运行中与传动轴线之间的不对中效应减至最小程度。,3、吸收剂棒组件,大亚湾核电站采用两种类型的吸收剂棒，即黑棒和灰棒。除了吸收剂材料不同之外，所有吸收剂棒的结构是相向的。 黑棒的吸收剂材料为银一铟一镉合金，重量百分比分别为80、l5%和5%。这种合金做成挤压成形的芯块，封装在不锈钢包壳内，两端有钨极惰性气体保护焊接的端塞，防止吸收剂材料与冷却剂接触。 灰棒的吸收剂材料为不锈钢，其结构形式与黑棒相似。,图2-8 吸收剂棒和不锈钢棒的结构,下端塞呈子弹头形状，以便在棒束控制组件移动时，吸收剂棒平稳地导向进入燃料组件中的导向管。 当控制棒组件完全从堆芯抽出时(即最高位置)，吸收剂棒的总长度能够保证棒的下端仍保持在导向套管之内，使吸收剂棒和导向套管保持对中。 吸收剂棒的上端塞具有螺纹端头，以便与星形架的指状物相连接。 银铟一镉或不锈钢的砌块在不锈钢包壳内，上端塞下面由预紧的螺圈形弹簧压紧定位。 黑的棒束控制组件所含的24根吸收剂棒都是银铟一镉合金制的黑棒。 灰的棒束控制组件只含有8根银铟一镉合金制的棒，其余16根为钢棒，因此吸收中子的能力较小。,4、堆芯相关组件,堆芯相关组件包括可燃毒物棒组件、初级中子源组件、次级中子源组件和阻力塞组件四种，每一种组件都包括： 一个压紧组件形成的支承结构。四种堆芯相关组件的压紧组件结构都是相同的，它放置在燃料组件上管座的承接板上； 24根棒束。每根棒的上端塞先用螺纹拧紧到压紧组件上，然后用销钉定位，最后将销钉焊接固定。,(1)压紧组件结构,压紧组件由轭板、弹簧导内筒、底板、内外两圈螺旋弹簧及销钉等组成，零部件全部用304型不锈钢制造。图2-10展示了压紧组件的结构。 底板上留有冷却剂流经的通道，钻有插固定可燃毒物棒、中子源棒和阻力塞的螺纹孔。 底板与弹簧导向筒相焊，导向筒为内外两圈螺旋形压紧弹簧提供横向支承。底板承放在燃料组件上管座的承接板上，而在这两块板之间留有水流通过的空间。 轭板由弹簧导向筒的槽沟内滑动的两个销钉定位和导向，轭板与弹簧导向筒配合并且当上部堆芯板就位时，通过轭板压缩压紧弹簧，使堆芯相关组件定位。 在压紧组件的底板上与燃料组件导向管相应的位置上，加工有标准规格的螺纹孔，以便与堆芯相关部件，即可燃毒物棒、初级中子源棒、次级中子源棒和阻力塞等顶部的螺纹相配合；紧固之后再用销钉定位并点焊，并保证运行及操作过程中不会松动，而且有可能更换。,(2)可燃毒物组件,可燃毒物棒为装在304型不锈钢包壳管内的一根硼玻璃管（成分为B203十SiO2），硼玻璃管在内径全长还用薄壁304型管状内衬支承，内衬用于防止玻璃管坍塌和蠕变，而两个内部构件之间允许有位移。包壳管的两端堵塞住并施密封焊。内外包壳之间留有足够的气隙空间，以便容纳释放出的氦气，并限制其内压小于反应堆运行压力。图2-11展示了可燃毒物棒结构。 可燃毒物棒束固定到压紧组件的底板上去就构成可燃毒物棒组件。 大亚湾核电站的首次堆芯装有48个含l2根可燃毒物棒的组件和18个含l6根可燃毒物棒的组件，加上2个初级中子源棒组件中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。在第一次换料时将全部卸出，换上阻力塞组件。,(3)初级中子源棒组件,初级中子源棒的核心是封装在双层套筒内的锎-252（252Cf），这一套筒由下部及上部的氧化铝（AL2O3）制间隔棒定位，装在不锈钢包壳内位于堆芯下部约四分之一高度处，包壳两端封装。上端塞顶部加工有螺纹，固定到压紧组件的底板上去。 锎-252发生自发裂变而为监督初始堆芯装料和反应堆启动提供所需的中子源。初级中子源的工作寿期为制造后的500至1000天，该寿期与堆芯第一燃料运行周期相一致。 大亚湾核电站的首次装料装有2个初级中子源棒组件，每个组件所含的24根棒中，有1根初级中子源棒，1根次级中子源棒，16根可燃毒物棒和6个阻力塞。,图2-12 初级中子源棒及中子源套筒的结构,(4)次级中子源棒组件,次级中子源棒利用初始非放射性的锑和铍混合物制成的芯块，从304型不锈钢包壳的底部堆砌至棒的中部，上下端塞封装，里面充氦气压力至4.5MPa，以防止堆芯寿期内由于冷却剂压力而使包壳塌陷。 次级中子源在堆内经中子辐照之后，锑-123经(n、)反应放出射线并衰变为锑-124，而铍经历(、n)反应，产生中子并释放氦原子核至空隙空间。大亚湾核电站的首次装料中有2个次级中子源棒组件，各有4根次级中子源棒和20个阻力塞，加上2根初级中子源棒组件中的2根次级中子源棒，共有10根次级中子源棒。在满功率运行两个月之后，它们提供的中子源可在停堆12个月之后再启动反应堆。次级中子源棒在换料时保留在堆芯中。,(5)阻力塞组件,阻力塞是304型不锈钢材料制的短钢棒，下端成子弹头形，上端部的螺纹用来固定到压紧组件的底板上去构成阻力塞组件。阻力塞组件设计用于封闭不带有棒束控制组件、可燃毒物或启动中子源的燃料组件中的导向管，增加水流阻力，从而减少旁路冷却剂流。,2.4反应堆压力容器,一、堆容器本体,堆容器本体从上而下由： 一只上法兰， 个密封台肩， 一节接管段， 二节堆芯包容环段， 节过渡段， 一只半球形下封头组成。,1、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。 2、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筒体上时，它能为控制棒传动轴插入导向套筒提供导向。,二、反应堆容器顶盖,三、反应堆容器支承结构,反应堆容器支承结构由如下几个主要部件所组成： 反应堆容器进出口接管下面的支撑座； 反应堆容器支承环，该支承环将反应堆容器的载荷传递到混凝土基础上； 与支承环成个整体的支承导向板等。,图2-16 反应堆压力容器支撑结构,2.5反应堆堆内构件,堆内构件由堆芯下部支撑结构(包括热中子屏蔽)、堆芯上部支撑结构、控制棒束导向管和压紧弹簧组成。,堆内构件的主要功能,为反应堆冷