压水堆本体结构设计及其重型构件的制造.ppt

2019年6月21日星期五,第二章 压水堆本体结构设计及其重型构件的制造,2019年6月21日星期五,返回,结束放映,第一节 压水堆本体结构简介 第二节 堆芯 第三节 堆内构件 第四节 堆内构件设计准则 第五节 反应堆压力容器及控制棒驱动机构 第六节 防止堆内构件振动的可靠性措施 第七节 压力容器与堆内重型构件的制造工艺,2019年6月21日星期五,第一节 压水堆本体结构简介,本章主要阐述压水堆本体的结构、功能、工作原理、工作条件及设计要求。 压水堆本体简化结构如图所示，它是由堆芯、堆内构件、反应堆压力容器、控制棒驱动机构等组成的。它座落在核岛安全壳大厅的下部中央。,返回,2019年6月21日星期五,下一页,压水堆本体结构图,2019年6月21日星期五,结构图,下一页,从这个结构图可以看出：堆芯是反应堆内能进行可控链式裂变反应的活性区，它是产生热功率的源泉，它的形状是一个圆柱形几何体。堆芯是由上百个横截面呈正方形的燃料组件构成的。燃料组件按一定间距竖立在堆芯下栅格板上，它使组成的堆芯近似于圆柱状；堆芯的重量通过(转下页）,2019年6月21日星期五,结构图说明,(续上页）下栅格板及吊篮由反应堆压力容器支持。堆芯的尺寸可根据压水堆的功率水平和燃料组件装载数而定。热功率为3800的压水堆堆芯直径可达3.6 。堆芯的活性段高度通常在3.6 4.3 左右。 轻水冷却剂从反应堆压力容器上部的进口接管进入，先沿着堆芯吊篮与反应堆压力容器内壁之间的环状间隙向下流，在这过程中冷却吊篮、热屏蔽层和反应堆压力容器壁，到达反应堆压力容器底部后，改变方向向上流经堆芯时，带走核裂变反应产生的热量。高温冷却剂从反应堆压力容器的出口接管流出堆外，在蒸汽发生器里把二回路给水加热成蒸汽，去推动汽轮机运转，进而带动发电机发电。 下面从堆芯开始，由里向外，对压水堆本体结构逐层进行研究。,上一页,返回,2019年6月21日星期五,第二节 堆芯,压水堆堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等组成。这些堆芯组件由上、下栅格板和堆芯围板包围起来后，放在吊篮筒体的下部，吊篮筒体吊挂在堆的冷却剂进、出口接管上方压力容器的凸肩上（见图2）。 堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。一般来说，它要满足下述基本要求： 一、燃料棒和燃料组件：燃料棒 燃料组件 二、控 制 棒 组 件： 控制棒的形状 控制棒组件的结构与特点 三、堆芯相关组件：中子源组件 可燃毒物组件 阻力塞组件 堆芯各组件的布置方案如图 所示。,返回,2019年6月21日星期五,结构图,返回,2019年6月21日星期五,堆芯设计基本要求,返回,1.堆芯功率分布应尽量均匀,以便使堆芯有最大的功率输出; 2.尽量减少堆内不必要的中子吸收材料,以提高中子经济性; 3.有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力; 4.有较长的堆芯寿命,以适当减少换料操作次数; 5.堆芯结构紧凑,换料操作很简易方便.,2019年6月21日星期五,燃料棒,目前，压水堆和重水堆都采用棒束型燃料元件。采用2 芯块和锆合金包壳的燃料棒，按一定间隔组成棒束组件，但压水堆采用富集铀，重水堆采用天然铀。 压水堆所用的燃料棒结构如图 所示。它由燃料芯块、燃料包壳、压紧弹簧、隔热片和端塞等组成。 在设计燃料棒时，芯块与包壳之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膨胀。轴向间隙除了起补偿作用外，还用来贮存燃料释放出来的裂变气体，如氪和氙。 此外，为了降低运行过程中包壳的内外压差，防止包壳的蠕变塌陷和改善燃料元件的传热性能，现代的燃料棒设计都采用了预充压技术，即在在包壳内腔预先充有3.5 a 的惰性气体氦。当燃料棒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压力（冷却剂工作压力15.5MPa以及停堆换料时的一个大气压力）相匹配，防止包壳破损。,返回,2019年6月21日星期五,燃料棒示图,返回,2019年6月21日星期五,燃料芯块,核电厂反应堆几乎都以2 陶瓷体为燃料，其235的富集度为24，陶瓷芯块的直径一般在6 10mm范围内。燃料芯块的高度不宜过大，高度直径一般在1.5 范围内为宜。这样可以限制芯块过大而引起的收缩变形。芯块两端做成凹碟形，以便补偿中心部位较大的热膨胀，减少包壳可能产生的轴向变形。,返回,2019年6月21日星期五,包壳,包壳用锆合金冷轧而成。为防止高燃耗下管子的蠕变塌陷，包壳的壁厚比过去的略有增加，以提高包壳的强度。,返回,隔热片,燃料组合体两端装的l23 陶瓷材料片，称为隔热片，用来减少芯块的轴向传热，从而减少端塞的热应力。,2019年6月21日星期五,压紧弹簧,端部的压紧弹簧用来防止燃料棒在运输、吊装和运行过程中芯块的移动，一般用nconel合金制造。,返回,端塞,燃料棒上、下两端有锆合金制作的端塞，用来密封元件并起吊耳和支承作用。,2019年6月21日星期五,燃料组件,燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒 导向管、定位格架、压紧弹簧等几个部件组成。如图 所示。 上述各部分分别组装好后，将24根控制棒导向管和1根堆内测量导管、上管座和定位格架组合成一个整体的燃料组件骨架，再把264 根燃料棒逐个地从骨架下端插入，最后将下管座装在导向管下端，用螺纹连接并点焊牢。这就是燃料组件的组装工艺过程。 目前，大型压水堆正方形栅格的燃料组件，主要采用1717的排列方式。每个这样的燃料组件，共有264 根燃料棒，24根控制棒导向管和一根堆内测量导管，共计289 个栅位。其排列方式如图 所示。,返回,2019年6月21日星期五,燃料组件组成,下管座,导向管,定位格架,上管座,2019年6月21日星期五,返回,2019年6月21日星期五,下管座,是用304型不锈钢制成的箱式结构，用来支承元件棒和分配冷却剂流量。它由带圆形流水孔的下孔板和具有四条脚的下框架组成。,返回,上管座,也采用箱式结构。它由带槽形孔的上孔板、侧板、框架、压紧弹簧、夹持器衬垫等所组成。,2019年6月21日星期五,导向管,导向管内插有控制棒或可燃毒物棒、中子源棒或阻力塞。 所有燃料组件的中心导向管的内径都相同，它们是堆内测量导管，可用来引进测量装置。,返回,定位格架,定位格架是燃料棒径向定位件，用来夹持燃料棒和加强燃料棒刚性。其结构对燃料棒周围的水力和热工性能有显著影响。合理的结构形式应通过实验来确定。 1717型燃料组件的定位格架是一种由许多conel-718条带材料焊接而成的蜂窝状结构。燃料棒沿长度方向按一定间隔布设8排定位格架。,2019年6月21日星期五,大型压水堆正方形栅格,返回,2019年6月21日星期五,控制棒的形状,控制棒的形状有棒状、板形。其横截面有十字形、Y型、H型等多种结构形式。 压水堆核电厂广泛采用棒束型控制棒。,返回,2019年6月21日星期五,控制棒组件的结构与特点,图2给出了1717型燃料组件中控制棒组件的典型结构。24根控制棒分别固定在蜘蛛状连接柄的星形接头上，便构成了棒束控制组件。连接柄内有压缩弹簧，以便自由落棒时起缓冲和制动作用。连接柄端部用螺纹与驱动机构传动轴上的可拆接头连接。 这种控制棒组件有如下特点： （1）棒径细、数量多，有利于堆芯中子能量及功率分布的均匀； （2）由于棒径小，控制棒提升时的空腔效应小； （3）由于单根控制棒细而长，增大了挠性，因而保证控制棒与导向管对中的前提下，可相对放宽装配工艺要求，而不致引起卡棒现象。,返回,2019年6月21日星期五,控制棒组件的典型结构,返回,2019年6月21日星期五,中子源组件,凡包含有中子源的堆芯相关组件称为中子源组件。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。压水堆中常用两种形式的中子源： （）锎（f ）源或钋铍（o -e）源 这种中子源常用于堆的初次启动，也称为一次源。 （）锑铍（b -e ）源 这种中子源用于堆运行过程中的再次启动，亦称为二次中子源。 一般中子源做成棒状，固定在连接板上，与可燃毒物棒、阻力塞（或只与阻力塞一起）构成堆芯相关组件，如图 所示。这种组件装在堆芯边缘区。中子源插入空着的导向管内并悬吊在堆芯半高处。,返回,2019年6月21日星期五,堆芯相关组件,中子源,可燃毒物棒,阻力塞,返回,2019年6月21日星期五,可燃毒物组件,含有可燃毒物棒和阻力塞的固定式堆芯相关组件称为可燃毒物组件。 见图 中的。,返回,阻力塞组件,只含有阻力塞的堆芯相关组件称为阻力塞组件。 见图 中的。,2019年6月21日星期五,堆芯各组件的布置方案,法国压水堆核电厂的堆芯各组件的布置方案,2019年6月21日星期五,堆芯各组件的布置方案,秦山二期核电站堆芯装载图,2019年6月21日星期五,堆芯各组件的布置方案,返回,2019年6月21日星期五,第三节 堆内构件,反应堆压力容器内除燃料组件和堆芯相关组件以外的所有其它结构件叫堆内构件。包括堆芯上部支承构件、堆芯下部支承构件、堆芯测量支承构件及辐照监督装置等。 压水堆核电厂对堆内构件有特殊的功能要求，它们必须能可靠地支承、压紧和精确定位燃料组件及其相关组件；为控制棒组件提升和下降提供导向，在事故工况下保证控制棒组件快速插入堆芯；提供冷却剂流道，引导进入反应堆的冷却剂通过堆芯，限制旁通流量与减少泄漏量；合理地分配进入堆芯冷剂流量；降低反应堆压力容器内表面所遭受的快中子注量；为堆芯测量部件提供支承和导向等等。 一、堆芯上部支承构件 二、堆芯下部支承构件,返回,2019年6月21日星期五,一、堆芯上部支承构件,堆芯上部支承构件的主要功能是压紧堆芯部件，在装料后为燃料组件提供上部定位，为控制棒运动导向和为堆芯测量部件提供导向与固定。 堆芯上部支承构件由导向管支承板、堆芯上栅格板、压紧弹簧、堆芯上部支承柱和控制棒导向组件等组成。如图所示。,返回,2019年6月21日星期五,堆芯上部支承构件图,导向管支承板； 压紧弹簧； 驱动轴； 堆芯上栅格板； 控制棒导向组件； 堆芯上部支承柱； 定位销。,返回,2019年6月21日星期五,导向管支承板,导向管支承板是一个焊接构件，由一块厚钢板、一个法兰和一个圆筒组成。在厚板上固定着控制棒导向组件的一端、热电偶导向管和热电偶管座。圆筒焊在厚板上，而厚板与法兰焊接在一起。该法兰与吊篮筒体上法兰间放置着压紧弹簧，且一起被固定在反应堆压力容器和压力容器顶盖之间。所有堆芯测温热电偶导管集装到几个热电偶管座上，管座固定在导向管支承板上，并通过压力容器顶盖上的管座及管座顶端的密封机构穿出压力容器。,返回,2019年6月21日星期五,堆芯上栅格板,堆芯上栅格板直接压在燃料组件上，使燃料组件对中并压紧定位，与堆芯下部支承构件的流量分配孔板、堆芯下栅格板相配合，分配反应堆冷却剂，固定堆芯上部支承柱，固定导向管等。堆芯上栅格板的直径与其厚度相比相差很大，属薄板结构。600 级压水堆核电厂所用的上栅格板见图 。它的厚度为40mm，直径为3.07。板上有许多圆形孔、方形孔、螺纹孔和畸形通孔，各孔的位置公差和加工精度要求很高，所以工艺性较差，必须按照有关设计、制造准则，严格控制设计与制造质量。,返回,2019年6月21日星期五,上栅格板图,返回,2019年6月21日星期五,堆芯上部支承柱,堆芯上部支承柱的作用是承受轴向力，连接导向管支承板与堆芯上栅格板、保证两者间的空间距离和整体刚性，并在堆芯出口处为反应堆冷却剂提供流道，还可作热电偶导向管的支承等。这些支承柱是用钢管制作的，加工时要严格保证其长度精度。,返回,2019年6月21日星期五,控制棒导向组件,控制棒导向组件是一个比较精密的构件，结构形式比较复杂，尺寸精度要求也高，左图就是一个控制棒导向组件。,返回,2019年6月21日星期五,二、堆芯下部支承构件,堆芯下部支承构件紧靠堆芯，工作条件十分恶劣，尺寸大，制造难度大，是堆内最重要的受力构件。它的主要功能是承受堆芯部件重量，为燃料组件定位和分配流量。堆芯下部支承构件由吊篮筒体（含堆芯支承板）、热屏蔽、围板组件、下栅格板、流量分配孔板和堆芯二次支承组件等组件组成。如图 所示。堆芯下部支承构件在首炉堆芯装料前被装入反应堆压力容器内，如需要可将其吊出，以便进行压力容器的在役检查。,返回,2019年6月21日星期五,堆芯下部支承构件图,吊篮筒体热屏蔽 围板组件下栅格板流量分配孔板二次支承组件和堆内测量导管,下一页,2019年6月21日星期五,堆芯下部支承构件图2,返回,上一页,2019年6月21日星期五,吊篮筒体,在大多数压水堆中，吊篮筒体的结构采用吊挂式的带法兰的薄壁圆筒。吊篮筒体的法兰吊挂在反应堆压力容器内壁的支承凸肩上。,返回,2019年6月21日星期五,热屏蔽,虽然堆芯吊篮筒体的厚度已能为压力容器壁提供对堆芯快中子的辐照防护，而借助热屏蔽可在辐照最大区域（距压力容器壁最近的堆芯四角）加强这种防护。一般，热屏蔽由四块不锈钢板组合成不连续的圆筒形，在反应堆中心轴的四个象限位置上，直接用螺钉连接在吊篮筒体外壁上。这些热屏蔽还支撑辐照样品管。,返回,2019年6月21日星期五,围板组件,围板组件安装在吊篮筒体内部，它是由多块围板、多块辐板和大量螺钉连接而成的。围板组件的主要功能是将布置燃料组件的整个活性区的外形紧紧围住，以使从燃料组件外边旁路流走的冷却剂减至最少，保重堆芯外围燃料组件能得到充分冷却。 围板加工精度要求很高。围板和辐板的组装成形也有严格的质量要求，这样才能尽可能地保证围板内表面与燃料组件最外层表面之间，有mm宽的均匀水隙，从而达到充分冷却燃料组件的目的。,返回,2019年6月21日星期五,下栅格板,下栅格板直接支承整个堆芯的重量，并且给燃料组件的下管座定位。 作用在下栅格板组件上的力通过下述两种途径传递给堆芯吊篮筒体：通过周边，支承在一个与吊篮筒体下部相焊接的圆筒上；通过支承柱，将力分配到吊篮筒体下部的支承板上。,返回,2019年6月21日星期五,下栅格板组件图,返回,2019年6月21日星期五,.流量分配孔板,流量分配孔板用于分配进入堆芯的冷却剂流量。 我国秦山核电厂所用的下栅格板与流量分配孔板组焊成一个整体，称为下栅格板组件。它们的结构如图所示。,返回,2019年6月21日星期五,二次支承组件和堆内测量导管,二次支承组件由一块厚的底板、二次支承板、堆芯支承柱和多个堆内测量导管等组成。厚底板的外形与反应堆压力容器下封头底部的形状相似，通过堆芯支承柱和多个堆内测量导管悬挂在下栅格板的底面之下。,返回,2019年6月21日星期五,第四节 堆内构件设计准则,堆内构件设计准则是设计压水堆核电厂堆内构件的指令性文件。在设计堆内构件时，必须严格执行该设计准则。除了该准则外，其余的设计工作，如结构要素、几何尺寸、强度设计等设计内容和设计方法，与通用机械的设计完全一样。因此，本节重点介绍标准规定的堆内构件设计准则。 一、机械设计准则 二、结构设计准则 三、与反应堆本体其它部件的接口准则 四技术文件,返回,2019年6月21日星期五,一、机械设计准则,设计载荷 设计温度 应力设计准则 应力强度设计限值 变形准则,返回,2019年6月21日星期五,设计载荷,（）对工况和工况，堆内构件应在下列设计载荷组合作用下安全地执行它的功能：燃料组件及其相关组件的自重；堆内构件的自重；支承、压紧、约束等反作用力；反应堆冷却剂流动形成的压差；冲击载荷（包括安全停堆地震、控制棒落棒时的冲击载荷等）；反应堆冷却剂冲击和流动所产生的载荷；热效应、温度梯度和热胀差所引起的载荷；振动载荷；在换料或在役检查中承受的操作载荷。 （）对工况，应力限值应满足上述载荷加上安全停堆地震的载荷。 （）对工况，应力限值应满足工况下的载荷再加上假想的主管道破裂时对堆内构件瞬态作用的载荷。,返回,2019年6月21日星期五,设计温度,设计温度不得低于正常运行时整个壁厚所出现的平均温度的最高值，在有辐照产生内热源的情况下，在确定设计温度时必须考虑这种影响。,返回,2019年6月21日星期五,应力设计准则,（）确定应力强度理论的依据为最大剪应力理论。 （）设计应力强度值m 为下列各值中的最小者： ）对铁素体钢： 室温下规定的最小抗拉强度的； 设计温度下抗拉强度的； 室温下规定的最小屈服强度的； 设计温度下屈服强度的。 ）对奥氏体钢、镍铬铁合金、镍铁铬合金： 室温下规定的最小抗拉强度的； 设计温度下抗拉强度的； 室温下规定的最小屈服强度的； 设计温度下屈服强度的90，但不超过室温下规定的最小屈服强度的。 ）对螺栓坚固件材料： 室温下规定的最小抗拉强度的； 设计温度下屈服强度的。,返回,2019年6月21日星期五,应力强度设计限值（1）,（）对工况和工况： ）总体一次薄膜应力强度不大于设计温度下的m。 ）总体一次薄膜和一次弯曲应力强度不大于m 。 ）总的一次和二次应力强度之和不大于m。 ）由最大载荷所引起的平均支承应力，限值应在设计温度下的材料屈服强度以内。当距自由端的距离大于施加支承载荷的距离时，平均支承应力允许达到材料屈服强度（Sy）的倍。 ）剪切应力限值：由于施加纯剪切载荷（如销、键、剪力环、螺纹等），在一个截面中引起的平均一次剪应力应限值在m；所产生的最大一次剪应力应限值在m。 m 代表应力强度，也即当量应力，这里为第三强度理论所得。,下一页,2019年6月21日星期五,应力强度设计限值（2）,）螺栓坚固件的应力限值 a. 仅由设计机械载荷产生的薄膜应力强度不超过设计温度下的m ； b. 对坚固件杆身截面或螺纹部分截面的一次薄膜应力加二次薄膜应力（包括预紧力引 起的应力）不应高于设计温度下材料屈服强度的0.9y或材料抗拉强度（u）的 23这两者中的较小值； c. 一次薄膜和弯曲应力加二次薄膜和弯曲应力不大于1.2y或89u 两者中的较小值。 （）对工况 ）总体一次薄膜应力强度不大于。 ）总体一次薄膜加一次弯曲应力强度不大于2.25。,返回,2019年6月21日星期五,变形准则,（）在正常运行载荷加安全停堆地震载荷作用下，堆内构件不应发生永久变形。 （）在正常运行载荷加安全停堆地震载荷作用下，允许发生一定的永久变形。但不得妨碍控制棒组件的功能及堆芯的冷却。 （）在正常运行载荷加安全停堆地震载荷，再加与主管道相连的最大支管破裂载荷作用下，允许永久变形发生到这样程度，即能保证足够的堆芯冷却和控制棒都能插入，其变形量限制在能阻止控制棒插入的变形量的80以内。 （）在正常运行载荷加安全停堆地震载荷、再加主管道破裂载荷作用下，保证堆芯有足够的几何通道来冷却堆芯，并有足够多的控制棒插入堆芯。,返回,2019年6月21日星期五,堆内构件的结构材料和焊接材料必须符合国标、部标或有关堆内材料的技术条件。 堆内构件的结构设计应确保其功能要求。在此前堤下，结构应简单可靠，尽量减少机械连接件的数量。 结构中所有重要的焊缝必须采用全焊透焊缝，焊接接头型式应有利于减少焊接变形及残余应力。 控制棒导向组件应在冷、热态控制棒驱动线试验中验证其可行性及可靠性。 堆内构件的结构设计必须做到在换料及反应堆压力容器内表面在役检查时能整体吊装，必须满足能远距离安全吊装的要求。 堆内构件中使用的螺钉、螺帽、销钉等连接件都要有可靠的防松措施，并应考虑设置松动件的监测系统。 与反应堆冷却剂接触的主要部件的自由表面，其粗糙度应为 1.6 2.5 与燃料组件相配的定位销等构件应满足互换性的要求。,二、结构设计准则,返回,2019年6月21日星期五,三、与反应堆本体其它部件的接口准则,堆内构件的对中应满足控制棒驱动线的对中要求。 堆芯围板与燃料组件之间的间隙大小应适当，既能满足燃料组件吊装及燃料组件变形的要求，又不能因间隙过大而造成冷却剂旁流太多。 堆内构件的冷却剂出口接管与反应堆压力容器出口接管的贴合应尽可能好，既要在冷却时有适当间隙，又要防止热态过盈。 堆内构件与反应堆压力容器相匹配的定位键要可靠，不准有咬合、卡住和松动。,返回,2019年6月21日星期五,四技术文件,设计单位应提供下列技术文件： 技术图纸及说明书；设备和备件清单；有关堆内构件使用的材料技术文件、制造技术文件（包括锻造、焊接、热处理、机加工等）、检验技术文件（包括超声、射线、渗透、目视）以及清洗、装配、包装、运输、安装等技术条件；保证堆内构件质量的质量保证文件。,返回,2019年6月21日星期五,第五节 反应堆压力容器及控制棒驱动机构,一、反应堆压力容器 二、控制棒驱动机构,返回,2019年6月21日星期五,反应堆压力容器,反应堆压力容器又叫压力壳，其功能是装载反应堆堆芯、堆内构件，密封高温高压冷却剂，并提供安全运行所必须的堆芯控制和堆内测量的导向和定位。 反应堆压力容器属安全一级设备。该设备的失效将导致堆芯冷却剂流失。在各种运行工况和试验条件下，压力容器均应保持其结构的完整性。 反应堆运行时，反应堆压力容器处于高温（约320 ）、高压（约15.8a ）、强辐照、强腐蚀等环境下，其设计制造要求很严格。反应堆压力容器的设计准则和设计方法学内容见第三章。 以下两表给出了一些技术参数和数据。 一、反应堆压力容器的构造 二、密封装置,返回,2019年6月21日星期五,反应堆压力容器技术参数,2019年6月21日星期五,2019年6月21日星期五,岭澳核电站二期反应堆压力容器,2019年6月21日星期五,岭澳核电站二期反应堆压力容器,返回,岭澳核电站二期反应堆压力容器,2019年6月21日星期五,一、反应堆压力容器的构造,1.顶封头 2.上法兰 3.杯形座 4.接管筒体 5.堆芯筒体 6.过渡环 7.底封头,返回,2019年6月21日星期五,二、密封装置,为确保反应堆压力容器法兰接合处的密封性，顶盖法兰与接管筒体法兰接合处通常装设用Inconel制造的形密封环进行密封。在靠堆芯一侧的形环表面上，沿周向开有很多均匀分布的小孔或细缝。这样可使环的内腔与堆内介质连通。 当反应堆运行时，冲入环内腔的高压冷却剂使密封环的管径胀大，于是环的外表面便紧紧贴在上述法兰密封面上，从而达到了密封的目的。 另有资料介绍，是压力容器顶盖与筒体法兰间的螺栓预紧力使形密封环受压变形，达到密封效果。,返回,2019年6月21日星期五,控制棒驱动机构简介(1),控制棒驱动机构位于反应堆本体上方。由于反应堆内的控制棒组件较多，每组控制棒组件需要一套驱动机构，故需要与控制棒组件数目相同的驱动机构。其工作原理和具体结构、型式的设计将在第五章详述。 控制棒驱动机构的功能是根据堆控制系统和安全保护系统的指令，驱动控制棒组件从堆芯提升、保持在某一给定位置上（简称保持）、从任一工作位置上插入或快速插入堆芯，以控制核反应速率，保证堆芯安全。也即驱动机构执行着启堆、提升功率、调节功率、停堆和在事故状态下快速停堆（简称事故快插、事故落棒）等任务。,下一页,返回,2019年6月21日星期五,田湾核电站反应堆控制棒驱动系统外观图,2019年6月21日星期五,反应堆控制棒驱动系统外观图,2019年6月21日星期五,反应堆控制棒驱动系统外观图,2019年6月21日星期五,岭澳核电站反应堆控制棒驱动系统,2019年6月21日星期五,秦山二期核电站控制棒驱动系统,2019年6月21日星期五,控制棒驱动机构简介(2),控制棒驱动机构应满足如下的基本要求： 反应堆正常运行时，确保控制棒按设计速度提升或下降，动作应准确无误；事故情况下，啮合处能迅速自动脱开和按时快速落棒；稳定运行时，控制棒应被夹持而停留在一定位置上。 驱动机构耐壳的设计压力应与反应堆压力容器承受的压力相同，严防破裂。 具有足够的超载提升能力和抗冲击耐震动的能力。 具有足够的设计奉命。 结构紧凑，装卸、维修方便，且造价低廉。,返回,2019年6月21日星期五,第六节 防止堆内构件振动的可靠性措施,一、压水堆内部构件所处的工作环境 二、堆内构件产生振动的危害性与可能性 三、防止振动的可靠性措施,返回,2019年6月21日星期五,一、压水堆内部构件所处的工作环境,压水堆核电厂的安全主要取决于一回路的安全。根据核安全法规规定，一回路的主要机械设备及管道均属于核安全级和抗地震类 。虽然，堆内构件属于核安全级设备，但其振动却危及反应堆和核电厂一回路的安全。堆内构件主要包括堆芯下部支承构件、堆芯上部支承构件、堆内测量装置等（见图）。 在反应堆运行时，堆内构件承受着多种载荷，如压力载荷、高温热载荷、机械载荷、温度或压力变化时引起的变载荷以及地震等特殊载荷。这些就是压水堆内部构件所处的工作环境。,返回,2019年6月21日星期五,堆内构件,返回,2019年6月21日星期五,二、堆内构件产生振动的危害性与可能性,一回路的主设备及其管道发生破损或裂纹，放射性物质就会泄漏到安全壳内。就会污染安全壳内的所有机械设备和其中的空气，进而伤害停堆后进入安全壳内维修的工作人员。造成一回路主设备及管系破损或裂纹的原因很多：有热工水力设计、机械设计、制造、选材、焊接、安装等的不合理，还有地震等非常事故等等。这些不合理的设计与制造，又是使堆内构件发生振动的根源。堆内构件一旦发生振动，会进一步扩大破裂程度。因此，防止堆内构件发生振动就是保证核电厂安全可靠地运行的重要环节之一。,返回,2019年6月21日星期五,三、防止振动的可靠性措施,核电厂的可靠性可定义为：在规定的寿期内（一般为年），在保护人和环境不受超过限度的电离辐射照射和放射性污染的条件下，核电厂维持其正常商业供电运行的能力。为了确保堆内构件的可靠度，必须采取以下的多方面（学科）措施。 、机械设备的设计与制造方面应采取的措施 、热工水力学设计的措施 、核控制方面的措施 、计算机控制方面采取的措施,2019年6月21日星期五,三、防止振动的可靠性措施,振动方程： 式中： M，C，K分别代表质量、阻尼、刚度。 分别代表时间、加速度、速度、位移、载荷。 根据此方程，防止或减轻振动的方法可分成 改变阻尼、 刚度的被动减振，改变载荷的主动减振（或隔振）。,返回,2019年6月21日星期五,第七节 压力容器与堆内重型构件的制造工艺,压水堆重型构件指的是反应堆压力容器顶盖及其下部筒体组焊件、吊蓝筒体和上、下支承板等。 一、制造压水堆压力容器的参考工艺流程 二、我国制造反应堆压力容器的设备条件分析 三、重型构件的加工部位和加工方法,返回,2019年6月21日星期五,一、制造压水堆压力容