AP1000反应堆本体与装换料.doc

堆本体维修与装换料培训教材反应堆本体与装换料培训教材目录第一章 反应堆本体结构41.1系统概述41.2反应堆压力容器41.2.1压力容器主要功能41.2.2反应堆压力容器设计基准41.2.3反应堆压力容器结构51.3反应堆堆内构件81.3.1堆内构件的功能91.3.2堆内构件的结构91.4燃料组件及堆芯相关组件181.4.1燃料组件181.4.2控制棒组件261.4.3可燃毒物组件281.4.5阻力塞组件291.4.6初级中子源301.4.7 次级中子源组件311.5 控制棒驱动机构331.5.1 控制棒驱动机构功能341.5.2 设计基准341.5.3 系统描述351.5.4 主要设备描述361.5.5 系统运行401.6 温度测量和中子通量测量431.6.1系统描述431.6.2系统组成431.6.3工作流程43第二章 燃料运输与装换料462.1 系统主要设备462.1.1 装卸料机462.1.2 环吊552.1.3水下运输小车和倾翻机582.1.4燃料传递通道632.1.5燃料抓取机652.1.6新燃料升降机662.1.7乏燃料组件贮存格架672.2专用工具介绍692.2.1新燃料操作工具692.2.2乏燃料操作工具692.2.3阻力塞组件拆装工具702.2.4控制棒组件拆装工具712.2.5辐照监督管拆装工具732.3燃料运输和装卸系统742.3.1系统功能742.3.2系统组成742.4 反应堆换料操作782.4.1 反应堆换料的操作方式782.4.2 堆芯燃料更换操作782.4.3 反应堆首次装料操作792.5燃料破损及修复792.6核电站水下维修802.6.1概述802.6.2加工技术812.6.3运输吊装工艺822.6.4水下维修实例介绍83第一章 反应堆本体结构反应堆本体结构和一回路主管道，蒸汽发生器等构成承压边界，燃料组件和控制棒组件在运行人员的操作下建立和维持连续的裂变反应，并将其中的大部分能量传递给冷却剂，以维持机组的正常的运行。本系统的完整性直接与第一道安全屏障的完整性相关，所以该系统功能的正常发挥，一则具有重大的经济意义，二则维护了核电厂的安全，避免放射性物质向环境的释放。1.1系统概述AP1000的反应堆本体主要是由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构组成。堆芯是反应堆产生热能的核心部位，由157组燃料组件按方形栅格排列构成近似圆形的结构。堆芯周围有一层围板。堆内构件包括吊兰部件、压紧部件和辐照监督管，用以安放和固定整个堆芯，并为冷却剂导流。控制棒驱动机构是一种磁力提升机构，位于反应堆压力容器上的一体化上封头组件内。压力容器为一圆柱形高压容器，用于装容堆芯，堆内构件和控制棒驱动结构，包容反应堆冷却剂、堆芯产生的热量和裂变产物，它和一回路主管道，蒸汽发生器等构成承压边界。1.2反应堆压力容器1.2.1压力容器主要功能(1) 装载反应堆堆芯；(2) 密封高温高压的一回路冷却剂；(3) 为堆芯控制、温度测量、核参数测量装置的安装、定位、移动提供条件，以保证反应堆安全运行；(4) 减弱射线和中子的辐射强度、屏蔽部分辐射。1.2.2反应堆压力容器设计基准(1) 压力容器提供一个高度完整的压力边界，以包容反应堆冷却剂、产自堆芯的热量和燃料裂变产物。压力容器是主要的反应堆冷却剂压力边界和防止裂变产物释放的第二道屏障；(2) 支撑堆内构件和堆芯，并使堆芯处于可被冷却的结构之内；(3) 压力容器和堆内构件形成冷却剂在堆内的流道，引导主冷却剂流经堆芯；(4) 压力容器为堆内构件提供安装位置和定位；(5) 压力容器为控制棒驱动机构和堆内仪表组件提供支撑和定位；(6) 压力容器为一体化封头组件提供支撑和定位；(7) 压力容器在换料期间为换料腔和堆坑之间提供有效的密封；(8) 压力容器支撑和定位主冷却剂管道；(9) 压力容器为直接安注管线提供支撑；(10) 假想的堆芯熔化事故期间，压力容器作为一个热交换器，与压力容器外表面的水进行换热，以导出堆芯热量。 1.2.3反应堆压力容器结构压力容器（图1.2-1）是由圆筒体部分、过渡环段、半球形底封头和半球形一体化顶盖构成。圆筒体部分分成上筒体和下筒体，过渡环段连接下筒体和半球形底封头。上下筒体、过渡环段及半球形底封头由SA-508低合金钢制成，内表面堆焊奥氏体不锈钢。上、下筒体锻件、过渡环段、半球形底封头间采用单或多道埋弧焊及手工电弧焊焊接相联。图1.2-1 压力容器(1) 顶盖如图1.2-2所示，顶盖为半球形一体化结构，由顶盖法兰和顶盖壳体整体锻造而成，用顶盖主螺栓连接到压力容器上，顶盖内腔面敷焊奥氏体不锈钢。一体化顶盖共有78个贯穿件，其中69个为控制棒驱动机构通道，每个控制棒驱动机构被定位并焊到对应的顶盖贯穿件上。另有8个贯穿件为堆芯内核测仪表通道。顶盖吊耳沿着圆顶部分的外围被焊接到顶盖的外表面。吊耳可支撑和定位顶盖。图1.2-2 压力容器顶盖(2) 顶盖密封压力容器法兰和顶盖法兰间通过两道O形同心密封圈密封。两个泄露监测接管用来监测这两道O形密封圈的泄漏，一个接管在内、外O形密封圈之间，另一个接管在外侧O形密封圈外面。这两个泄露监测接管都装有一个隔离阀。这些管道在进入冷却剂疏水箱之前先进入一个联箱。(3) 上筒体上筒体内侧加工有悬挂堆芯吊篮的凸肩。堆芯吊篮法兰由这个凸缘支撑。吊篮法兰上表面有一个巨大的周向压紧弹簧，导向管支撑板法兰位于压紧弹簧之上。反应堆顶盖安装紧固后，压紧弹簧被压缩，以抑制上部堆内构件和下堆芯支撑组件的轴向位移。在上筒体顶部并沿着外围的是一个环形截面。现场装配时，环段被焊到换料腔不锈钢密封衬套上。在换料期间，该环段在压力容器和混凝土结构的接触面处提供一个有效的水密封(4) 过渡环段过渡环段内壁上有4个堆芯支撑块，作为过渡环段的一部分与过渡环段整体锻造而成，堆芯支撑块加工成轴向U形槽。当堆芯吊篮放进压力容器后，堆芯吊篮底部的键与过渡环段内壁的U形键槽相配合，以限制堆芯吊篮的径向位移。在将堆内构件装进压力容器之前，将导向螺栓装进上筒体。由于导向管螺栓和堆芯支撑块之间的相对位置已确定，当下部堆内构件沿导向螺栓下落时，下部堆内构件底部的键按照相对的圆周位置进入堆芯支撑块。(5) 冷却剂进、出口管压力容器主管道和安注管道位于上部筒体。这些接管作为上筒体的一部分被锻造或者与压力容器筒体锻件进行“嵌入”式焊接而成。4个进口接管、2个出口接管和2个压力容器安注接管都在工厂里焊有不锈钢安全端，有助于不锈钢反应堆冷却剂管道系统的现场焊接。压力容器上的冷却剂接管处可支撑冷却剂系统管道，冷却剂管道的负荷通过接管处作用到压力容器支撑块上。压力容器的进口管嘴和出口管嘴在顶盖法兰和堆芯顶部之间的两个不同水平面上。进口管嘴位置高于出口接管，且进、出口管嘴不在同一个垂直平面内。进、出口管嘴的这种位置设计，是为了使压力容器出口区域有合适的横向流速并有利于反应堆冷却系统设备的布置。由于进口管嘴在出口管嘴的上方，在半闭环路运行状态下，不用堆芯解体就可以拆卸主泵。图1.2-3 冷却剂进、出口管(6) 底封头底封头上没有贯穿件，这消除了由于压力容器破损而造成的冷却剂丧失事故的可能性，避免了堆芯裸露。1.3反应堆堆内构件堆内构件（图1.3-1）是反应堆本体系统（RXS）的一部分，位于压力容器内部，与压力容器共同构成冷却剂在堆内的流动通道，并为堆芯和控制棒组件提供导向、保护、定位和支撑。图1.3-1 堆内构件总图1.3.1堆内构件的功能(1) 为燃料组件提供支承和精确定位。堆芯围板能保证堆芯周边的几何外形，并使冷却剂按照确定的流道流经堆芯；同时压紧部件和定位销能阻止燃料组件因水流而产生振动；堆内构件也能承受地震停堆产生的机械负荷。(2) 为控制棒束提供精确的定位与可靠的导向，使控制棒在反应堆运行过程中顺利地提升或下插，在事故时实现快速落棒。(3) 引导冷却剂流入和流出堆芯部件，限制旁通流量与减少漏流。反应堆堆内构件与燃料组件一起，合理分配流经堆芯的冷却剂流量，均匀的带走热量。并能限制冷却剂的堆芯旁通流量，还能冷却压力容器顶盖，防止压力容器法兰和顶盖之间的温差超限而使压力容器法兰泄露。 (4) 为温度测量和中子通量测量提供支承和导向。(5) 屏蔽中子辐照以减少反应堆压力容器的辐照损伤。位于堆芯和压力容器之间的吊兰起到屏蔽中子的作用，可以减少运行中中子对压力容器的损害，延长压力容器的使用寿命。(6) 设置辐照监督管，监督反应堆压力容器材料质量变化情况。1.3.2堆内构件的结构堆内构件主要由下部堆内构件和上部堆内构件组成。(1) 下部堆内构件堆内构件的主要支撑部分是下部堆内构件。该组件由堆芯吊篮及其上的中子屏蔽板、堆芯下部支撑板、二次堆芯支撑、涡流抑制板、堆芯围板、辐照监督管堆芯安注管线导流器、径向支撑结构和相关组件构成。该结构的主要材料是300系列的奥氏体不锈钢。下部堆内构件通过吊篮悬挂在在RV法兰的凸肩上，并由与RV内壁连接的径向支撑系统来限制其横向运动。径向支撑系统由堆芯吊篮组件下部的径向导向定位键组成。这些导向定位装置与RV上的U型嵌入件相配合，用于限制堆芯吊篮下部的转动和平移运动，但允许径向热膨胀和轴向位移。图1.3-2 下部堆内构件剖面图和俯视图 堆芯围板堆芯围板（图1.3-3）是一个焊接结构，位于堆芯吊篮内，用销钉和螺栓固定到堆芯下部支撑板上。它引导冷却剂流经堆芯。围板形成堆芯的放射状外围。通过燃料组件和围板之间的间隙和围板冷却流入口的尺寸控制，堆芯围板可限制堆芯的冷却剂的流向和流量。堆芯围板是圆筒的堆芯吊篮和方形的燃料组件间的一个过渡组件。图1.3-3 堆芯围板 堆芯吊篮堆芯吊篮（见图1.3-2）承担堆芯组件的全部重量。堆芯吊篮上部吊挂在压力容器内部的凸肩上，堆芯吊篮下端有导向作用的定位键，它与压力容器内壁上的均匀分布的U形键相配合，组成堆芯吊篮径向支撑系统，使堆芯吊篮径向定位，并允许吊篮的轴向膨胀。 径向支撑结构堆芯吊篮底部的径向支撑结构由与RV 壁相连接的健导向定位装置组成。堆芯径向支撑垫板使吊篮各部分到RV 内部圆周的径向距离相等。U 型嵌入件与每个支撑垫板相配合，并且U型嵌入件具有键槽的结构。和以上这些结构相配合的是与RVIs 连接的健。在装配时，由于RVIs 位于RV 底部，键和键槽在轴向上啮合。安装设备（起重设备）的导向螺栓和套管能确定RVIs 的正确位置。在设计上，RVIs 在最远端具有支撑，堆芯吊篮是一个柱子，其上部和下部都有支撑。 堆芯下部支撑板堆芯下部支撑板位于堆芯围板下方，是堆芯的主要承重部件，它所承受的重量通过吊篮上部法兰传递到压力容器内壁的凸肩上。为了使冷却剂能够从下部流进堆芯，堆芯下部支撑板上开了许多流水孔。堆芯下部支撑板还用来放置燃料组件。燃料组件的底部有定位孔，通过与下部支撑板定位销的配合，可固定燃料组件的下端。图1.3-4 堆芯下部支撑板 堆芯二次支撑在假想事故之后，如果发生堆内构件异常垂直下落，堆芯二次支撑可将堆芯的垂直载荷平均分布到压力容器上，限制堆芯的位移和防止控制棒从堆芯抽出，并防止堆芯和上堆芯支撑失去定位。 涡流抑制板下腔室涡流抑制板布置在压力容器下堆腔以抑制由于冷却剂流进下堆腔区域而形成的涡流。该抑制板由堆芯下部支撑板的柱体支撑。图1.3-5 堆芯下部支撑立体图 流量分配板流量分配板是位于压力容器底封头内的一个多孔圆筒，连接到位于压力容器底封头内的八个支撑块上。流量分配板使堆芯入口流量均匀化。在流量分配板的顶部和堆芯下部支撑板的底面之间有一个垂直间隙，以防止在运行期间和假想的堆芯下落事故后堆芯与压力容器底部接触而阻塞冷却剂流道。图1.3-6 流量分配板 辐照样品监督篮辐照样品监督篮设计由2个3室篮和1个2室篮组成，共8个辐照监督管。这些篮子附着在堆芯吊篮的外壁，位于堆芯中心平面的高度处。在辐照样品监督篮中放有RV材料样品，通过监测辐照样品的机械性能变化，可以测试RV 材料受辐射后的机械性能的变化，确保RV 不会发生脆性断裂。 中子屏蔽板中子屏蔽板用来延长RV 的使用寿命。4 个中子屏蔽板（每个都由上、中、下三部分组成）安放在堆芯吊篮外壁面。图1.3-7 辐照监督管及中子屏蔽板 堆芯安注管线导流器堆芯安注管线导流器焊接在堆芯吊篮外壁面。它的作用是为在RV上的直接注入管线管嘴定位，以引导注入的冷却剂直接向下进入RV流量分配板。(2) 上部堆内构件AP1000上部堆内构件（见图1.3-8）由导向管支撑板、上部堆芯板、支撑柱、导向管和压紧弹簧组件构成。图1.3-8 上部堆内构件剖面图和俯视图 上部支撑板上部支撑板一个直径约为4m的多孔板，是主要承力部件，压力容器顶盖通过上部支撑板压紧压紧弹簧，既而将压紧力传递给下部堆内构件。上部堆芯支撑组件和下部堆芯支撑组件通过一个压紧弹簧来预加载荷，压紧弹簧位于吊篮上部法兰和上部堆芯支撑板之间，通过压力容器顶盖的安装来压紧弹簧。图1.3-9 上部支撑板 上部堆芯板上栅格板上有4个定位键，在堆芯吊篮内部上栅格板的位置有4个键槽，当上部堆内构件放到下部堆内构件上时，上栅格板上定位键与堆芯吊篮内部的键槽配合，以限制上栅格板和导向管支撑板的横向位移。上栅格板上还有燃料组件定位销，它与燃料组件相配合以定位燃料组件。重力垂直载荷、地震加速度、水力载荷及燃料组件预载荷通过上栅格板、支撑柱、导向管支撑板，然后施加到压力容器顶盖。来自冷却剂横向流动、地震加速度和可能的振动载荷，通过导向管支撑板和上栅格板进行载荷分布。图1.3-10 上部堆芯板 支撑柱支撑柱在固定在导向管支撑板和上栅格板之间。支撑柱传递两块板之间的载荷，还可以支撑堆内中子测量仪表导向管。 控制棒导向管组件控制棒导向管组件固定于导向管支撑板上，并由上栅格板上的定位销限位，对控制棒驱动机构导向杆和控制棒进行包覆和导向。 压紧弹簧上部堆内构件和下部堆内构件通过一个巨大的压紧弹簧施加预载荷，这个弹簧位于吊篮法兰和上部支撑板之间。安装完压力容器顶盖后，压紧弹簧被压缩，为堆内下部构件提供足够的压紧力。图1.3-11 压紧弹簧1.4燃料组件及堆芯相关组件燃料组件是整个电站热量的来源，其功能有：为电站提供足够的热能，AP1000堆芯热功率3400MW；协助反应性控制系统和控制棒驱动系统，实现反应堆在正常运行和事故工况下的安全停堆；作为防止裂变产物外逸的第一道屏障。堆芯位于压力容器进出水管口以下，主要由燃料组件、黑体控制棒组件、灰体控制棒组件、离散十可燃毒物组件、中子源组件、堆芯测量仪表、阻力塞组件等组成。1.4.1燃料组件图1.4-1 燃料组件AP1000堆芯有157组燃料组件，燃料棒采用17 x17排列。AP1000燃料组件长4798.70mm，截面为213.46213.46mm。燃料棒长度4583.18mm，堆芯活性区高度为4267.2mm。燃料组件由燃料棒、具有增强碎屑抵抗力的底部保护格架、10层低压降损失的中间格架、中间搅浑格架、可拆卸的一体化上管座、具有碎屑过滤能力的下管座、控制棒导向管和仪表管组成。如图1.4-1所示。每个燃料组件包括264根燃料棒，24根控制棒导向管和1根仪表管。仪表管在中间位置，为堆芯中子通量测量探测器提供测量通道。根据燃料组件在堆芯的位置，控制棒导向管提供RCCA、GRCA、中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的插入通道。燃料组件是堆芯结构中的核心部件，处在高温高压、有强烈中子及辐照并伴随含硼水腐蚀、冲刷和水力振动等恶劣条件下长期工作，因此燃料组件性能好坏直接关系到反应堆的安全可靠性，经济性和先进性。燃料组件垂直装在反应堆压力容器内，直立放在堆芯下部支撑板上，与定位销相配合来定位每个燃料组件。燃料组件在堆芯放置好后，安装堆芯上部支撑构件。堆芯上栅格板的定位销插入燃料组件上部的销孔，使燃料组件定位。堆芯上栅格板作用在每个燃料组件上管座的压紧板弹簧上使燃料组件固定在位置上。(1) 燃料棒图1.4-2 燃料棒燃料棒是反应堆产生裂变反应并释放热量的重要部件，其总数为264157=41,448根。燃料重量（按UO2计）95.97吨。燃料棒的外径9.5mm，包壳厚度0.572mm。AP1000燃料棒的总长度为4583.176mm。燃料棒由ZIRLOTM包壳管、燃料芯块、压紧弹簧、下部管形支架、上端塞和下端塞组成。如图1.4-2所示。燃料棒组装时，先插入下端塞并在底部与包壳管焊接，然后在包壳中装入下部空腔支架、燃料芯块和上部空腔弹簧，最后插入上端塞并焊接。燃料棒ZIRLOTM包壳是防止放射性产物外逸的第一道屏障。其设计综合考虑了正常运行以及事故事件工况下的物理、机械以及化学性能。并且包壳内部充有一定压力的氦气，用以减小包壳压应力，防止运行期间被外力压扁。ZIRLOTM包壳材料的中子吸收截面低，抵抗冷却剂、燃料和裂变产物腐蚀性的能力强。在运行温度下强度高，延展性好。ZIRLOTM材料是先进的锆基合金，在增加燃料燃耗方面与锆4材料有着相同或相似的性能。燃料芯块上部不锈钢螺旋弹簧的作用是防止燃料组件装堆之前，运输和装卸料操作过程中燃料芯块在包壳内的窜动，维持燃料芯块上部气腔的体积。燃料棒的空腔和间隙可以容纳燃料释放的裂变气体，补偿包壳和燃料之间不同的热膨胀和辐照期间燃料密度的改变。为了适应长运行周期增加燃耗的要求，燃料棒设计采用两个气腔（上部和下部）以容纳更多的裂变气体。上部空腔通过弹簧维持，下部气腔通过一个管形支架维持。燃料芯块的材料是烧结的UO2。其在燃料棒中占的高度为4267.200mm。它的密度为理论密度的95.5%。直径为8.19mm，长度为9.83mm。燃料富集度从2.35%到4.8%不等。燃料芯块有四种，根据不同的需要进行布置。一种是普通的实心芯块，位于燃料棒的中间部分，在反应中起主要作用。第二种是轴向再生区的燃料芯块，这种芯块一般位于燃料棒的两端，距端部20cm处，其富集度稍低，这种布置可以减少中子轴向泄露和提高燃料的利用率。第三种是空心环状燃料芯块，一般也装在燃料棒上下部20cm处，空心可以提供更多容纳裂变气体的空间。第四种是包含一体化可燃吸收体的芯块。在未受照之前，其熔点是2804.44。根据AP100初步安全分析报告，每万兆瓦天每公吨铀的熔点降低32.22，这样即使考虑到一些其他因素，燃料在I或II级工况下也不会发生熔化。燃料棒的上下端都有端塞。端塞与包壳之间使用环焊焊接。上端塞的顶部用密封焊焊死。下端塞的设计比较长，主要考虑到防止碎屑在底部磨损会损坏燃料棒包壳。另外，燃料棒底部表面有一层保护作用的氧化锆涂层，也是为了提高燃料棒抵抗碎屑的能力。下端塞下部有一个内部抓取接口，燃料棒修复时可以利用此接口很方便的对燃料棒进行抓取操作。(2) 燃料组件骨架燃料组件骨架由上管座、定位格架，导向管和仪表管、下管座等部件组成。燃料组件的结构设计应考虑各种非运行操作、正常运行、和基准事故下骨架结构的应力和变形。骨架结构设计主要包括上下管座、导管、格架和套筒连接等。AP1000每个燃料组件骨架主要有：1个上管座、1个下管座、1个顶部格架、1个底部格架、8个中间格架、4个中间搅混格架、1个底部保护格架、导管和仪表管。如图1.4-3所示。图1.4-3 燃料组件骨架(3) 上管座上管座是焊接型可拆卸式的。在燃料棒检查或者更换时，使用专用工具就可以将上管座拆下。上管座由以下部件组成：压紧板弹簧、适配板、冷却剂流通孔、定位孔、S孔、套管孔、围板、顶板，如图1.4-4所示。上管座一共有4组压紧板弹簧。此弹簧由铟科镍718制成。压紧弹簧被堆芯上部构件压缩，产生压力维持燃料组件在堆芯中的位置。图1.4-4 上管座适配板上有很多的小孔。AP1000的适配板如图1.4-4所示，上面的孔都是对称布置的。其中，中间位置的圆形孔是用来配合仪表管的。其它圆形孔用于导向管插入。导向管通过锁管与适配板机械的链接在一起。这种独特的插入链接和锁管设计是可拆卸上管座的关键设计特征。适配板上的其它孔洞，是冷却剂由下向上流动的通道。适配的另外一个作用是压住燃料棒，防止燃料棒从燃料组件中弹出。围板是箱式结构。与适配板和顶板一起形成了一个立体空间。这个空间为棒束控制组件，离散的可燃吸收体，或其他堆芯部件提供类似保护罩的功能。顶板的三个角上分别有一个孔。比较大的两个孔称为S孔，小的称为定位孔。在换料时，S孔与定位孔都可以用作燃料操作工具的定位孔。定位孔与堆芯上栅格板配合还可以作为燃料组件、堆内构件和控制棒组件的定位孔。定位孔对角的顶板上一般标有燃料组件的标号。 (4) 定位格架AP1000定位格架包括1个顶部格架、1个底部格架、8个中间格架、4个中间搅混格架、1个底部保护格架。如图1.4-5所示。定位格架是燃料组件的重要部件，它是由冲压成型并带有刚性支承、弹性支承混合翼的条带与带导向翼的围板组装焊而成的蛋蓝形部件。燃料棒沿轴向上每隔一段间距就有格架支撑，保持燃料组件在整个设计寿期内燃料棒之间的横向间距。借助每个栅元中的刚凸和弹簧组成的六个接触点来支撑燃料棒。格架是由开有狭槽的金属条带交叉装配并在交接处焊接而成的“蛋篓”形栅元结构，条带包含弹簧、支撑刚凸和搅混翼、或任意几种的组合。图1.4-5 定位格架AP1000燃料组件采用了两种类型的结构格架。一种是带搅混翼，搅混翼从条带的边缘延伸到冷却剂中，主要用在燃料组件的高热流区以提高对冷却剂的搅混能力。另一种类型是内部条带不带搅浑翼，位于燃料组件的顶部和底部。格架四周外条带上带有搅混翼，除搅混作用外，还可在燃料操作或堆芯装卸料过程中对燃料组件起导向作用，从而减小相邻组件因钩住而损坏组件的可能性。因为因科镍718合金具有高抗腐蚀性和高强度的性能，AP1000燃料组件选择因科镍718合金作为底部格架材料，顶部格架也由因科镍718合金制成。格架对燃料棒的夹持力足够大以减小可能的磨损，而且格架与燃料棒的接触点不会产生过度的应力。格架的设计允许燃料棒在轴向自由热膨胀，不足以使燃料棒发生弯曲和变形。保护格架是采用因科镍718合金制成的短格架。格架内条带通过激光焊接交叉连接，外周条带与锆合金条带相类似。保护格架条带细分了下管座上的流水孔，进一步减小可能进入燃料棒束的碎屑数量。保护格架、较长的燃料棒下端塞、氧化锆涂层包壳和具有滤网作用的下管座共同作用，进一步减小了可能进入燃料组件活性区的碎屑大小和形状。带搅混翼的中间格架是由ZIRLO制成。锆合金格架条带比镍-铬-铁合金条带厚，锆合金格架与镍-铬-铁合金格架的支撑栅格结构相同。锆合金格架中条带的连接及格架/套管连接采用激光焊接，而镍-铬-铁合金格架（除了保护格架）采用钎焊。锆合金中间格架上的搅混翼增加了燃料组件流道内及与相邻燃料组件之间流量的搅混能力，增强了传热性能。图1.4-6 中间搅混格架如图1.4-6所示，中间搅混格架位于中间格架之间，中间搅混格架带有与中间格架相似的搅混翼，主要功能是增强较热燃料组件区中间跨距搅混的能力。中间搅混格架每一个栅格有四个刚凸，设计用于防止在包含中间搅混格架跨距内可能的中跨通道闭合以及防止燃料棒和搅混翼的接触。这种简化的栅格排列可以使中间搅混条带短些，在最小压降损失的情况下来完成冷却剂的搅混。中间搅混格架由ZIRLO制成，中间搅混格架的制造与锆合金结构格架的制造方法相同，格架与控制棒导向管通过套管连接，套管焊接在某栅格底部。中间搅混格架不是燃料组件的结构部件，但是中间搅混格架也可以分担错误装载时结构格架承受的载荷。(5) 下管座下管座采用正方形结构，由下框脚、下围板、下格板和通量测量引导管组成，都用不锈钢制成。如图1.4-7所示。下管座的两个座脚上有22.225mm定位销孔，与堆芯下栅格板用销钉形成配合，以确保在堆芯中的定位。下管座边角上有倒角，以防止吊装时发生钩挂现象。下围板采用氩弧焊接与下格板、下框角联接成一体，下格板上开有冷却燃料棒的流水孔。为防止燃料棒从流水孔中弹出来，流水孔与燃料棒是错开布置的。下格板由20个8.5mm 的双套环螺钉与燃料组件上的导套管连接。图1.4-7 下管座 (6) 控制棒导向管及仪表管如图1.4-8所示。导向管是燃料组件的结构件，可为控制棒、可燃毒物棒、中子源棒和阻力塞棒提供下插通道。也起到连接上下管座的作用。导向管由ZIRLO合金制成，以提高中子经济性。在导向管的下部有一个由ZIRLO合金制成的缓冲管构成缓冲段，停堆时对控制棒快速下插起缓冲作用。缓冲管插入导套管的底部。导向管缓冲段上方开有小孔， 在停堆落棒期间可调节从缓冲段流出的水量，以缩短落棒时间。缓冲管在正常停堆时为控制棒最后行程提供缓冲，使控制棒落棒的冲击速度可以接受。控制棒导向管的下部焊有端塞，因科镍718合金保护格架通过点焊到格架的因科镍718合金定位片，而被固定到控制棒导向管上。端塞上开一个流水孔，避免正常运行期间的冷却剂滞流。每个组件的中心仪表管通过就位在上、下管座的沉孔内而被固定，仪表管管径全长均匀一致，提供了堆芯中子和温度探测器从上管座插入燃料组件的通道。图1.4-8 控制棒导向管及仪表管1.4.2控制棒组件控制棒组件按棒束中吸收体的材料和功能分为两类：一类是黑体控制棒，又称为RCCA，另一类是灰体控制棒，又称为GRCA。AP1000使用53组RCCA和16组GRCA。(1) RCCARCCA又分为三类：温度控制棒、轴向功率分布控制棒和停堆棒。黑体控制棒组主要是补偿反应堆运行时引起的反应性变化，也就是功率和温度的变化。如图1.4-9所示，RCCA是由一组独立的中子吸收棒和固定棒顶端的星形架构成。除了弹簧座，星形架其它部件均由304和308不锈钢制成，弹簧由因科镍718合金制成。吸收棒中采用的吸收体材料是银-铟-镉合金，它对热中子有很强的吸收能力并且具有足够另外的共振吸收截面。吸收体材料以固体棒的形式密封在冷作不锈钢管中。不锈钢管中留有足够的周向间隙和端部间隙以容纳吸收体材料的相对热膨胀。吸收棒底部端塞为子弹形，反应堆紧急停堆时，可以减小控制棒插入时的水力阻力，引导控制棒平滑进入导向管的缓冲段。吸收棒端塞使用的材料为308不锈钢。星形架由中心连接柄、径向连接翼片、指状管组成，指状管悬挂吸收棒，内部槽形结构便于操作工具和驱动轴与连接柄的上端机械配合，星形架中的螺旋弹簧吸收紧急停堆时控制棒插入产生的冲击能。吸收棒与星形架固定连接，吸收棒先与指状管螺纹连接，然后用销钉紧固，再把销钉焊死。吸收棒销钉部位以下的端塞设计成锥形，允许棒能略为弯曲以矫正微小的不对中。RCCA的全长能保证控制棒全提时，吸收棒的下端部仍保留在导向管中，棒和导向管总保持对准。因为控制棒细长，当导向管出现微小不对准，控制棒可相对自由调整。图1.4-9 RCCA控制棒组件图1.4-10 控制棒组件(2) GRCAGRCA用于负荷跟踪操作，提供机械补偿替代使用改变硼浓度的化学补偿。GRCA的机械设计、与控制棒驱动机构以及与燃料组件和导向管的接口都与RCCA相同。如图1.4-11所示。GRCA由24根棒组成，顶端与星形架固定连接，除了GRCA吸收体材料的强度相比RCCA有所降低，GRCA与RCCA具有相同的外形尺寸。GRCA的吸收体棒由材料为钨的上部吸收体和材料为镍合金的下部吸收体组成，镍合金部分从棒底延伸610 mm到燃料组件的缓冲段。图1.4-11 GRCA控制棒组件1.4.3可燃毒物组件 可燃毒物组件由离散式可燃毒物棒和与之相连的压紧件组成，可燃毒物组件如图1.4-12所示。考虑堆芯核设计要求，可燃毒物组件只插在某些燃料组件选定的导向管中。典型的离散式可燃毒物棒由环形薄壁的氧化铝(Al2O3)芯块组成，氧化铝(Al2O3)芯块中含有作为碳化硼(B4C)材料的B10。环形芯块夹在两根锆合金同心管中。中间并被两个焊在管子上的锆端塞封装，端塞上有孔允许冷却剂进入内管，内外管形成的环形腔体内充一定压力的氦气。如图1.4-12所示，通过采用一个底端垫块，使吸收体芯块在可燃毒物棒中轴向定位。每个燃料组件中的可燃毒物棒被分组，吸收棒通过螺母相连到压紧件的多孔支承板上，支承板与燃料组件的上管座相配合，放置在上管座的适配板上。当反应堆上部堆内构件下放到堆芯时，压紧件的弹簧被堆芯上栅格板压缩，弹簧进一步下压支承板和可燃毒物棒而限制其在垂直方向移动。因此，可燃毒物棒不会被冷却剂冲击而弹出堆芯。图1.4-12 离散式可燃毒物组件图1.4.5阻力塞组件阻力塞结构如图1.4-13所示。阻力塞组件对反应堆不直接起作用。阻力塞插在燃料组件中不插控制棒、可燃毒物及中子源棒的导向管内，起到限制导向管内的旁通流量和平稳燃料组件的冷却剂流量的作用。首次装料时，阻力塞共有30组，每组组件上装有20根阻力塞棒，阻力塞棒和正方形连接板依靠阻力塞棒上端的螺纹与螺帽连接并点焊锁死。其连接板、压紧杆、螺旋弹簧等均与可燃毒物组件相同。在换料时，阻力塞棒组件需从原来的燃料组件中调换到另外的燃料组件中。调换操作在水下远距离进行的，为避免可能产生的错位，阻力塞棒设计成上部有缩颈段、底部呈弹头形、外径为11.2mm、长为202mm的实心不锈钢棒。阻力赛棒组件为永久性部件，可以长期使用，如有损坏可用备品进行更换。图1.4-13 阻力塞组件1.4.6初级中子源中子源组件是为反应堆提供一个本底的中子水平，以保证探测器可以工作和对堆芯中子增殖进行响应。对于初始堆芯，中子源放在反应堆中，为源量程探测器提供至少每秒2个计数的正中子计数。源量程中子探测器，主要用于堆芯运行在次临界模式期间。中子源组件能使探测器探测到堆芯装料、换料和接近临界期间堆芯倍增因子的变化，测量功能的实现是因为倍增因子与探测器计数率的反函数相关。当堆芯装料中增加新燃料组件、控制棒位置变化和硼浓度变化，都可以探测到倍增因子的变化。在反应堆中使用初级和次级中子源组件。初级源棒含有一个放射性材料，在初始堆芯装料、启动和初始堆芯运行初期自发地发射中子。初级中子源棒衰变超出预期的中子通量水平后，由次级中子源棒提供中子。次级中子源棒含有一个稳定的中子源材料，在堆内运行期间被活化，材料被活化后会释放中子。初始堆芯中装载4个中子源组件：两个初级中子源组件和两个次级中子源组件。每一个初级中子源组件包含一根初级中子源棒和一束可燃毒物棒，每个次级中子源组件中的中子源棒对称布置。图1.4-14为初级中子源组件图，图1.4-15为次级中子源组件图。装在堆芯的中子源组件对角布置，中子源组件插在指定位置燃料组件的控制棒导向管中。如图1.4-14所示，初级中子源组件使用的压紧件与可燃毒物组件使用的压紧件是相同的。图1.4-14 初级中子源组件1.4.7 次级中子源组件次级中子源棒和初级中子源棒使用的包壳材料与可燃毒物棒使用的包壳材料相同。除了弹簧，其它的结构部件均由304不锈钢制成，暴露在冷却剂中的弹簧材料采用因科镍718合金。次级中子源棒为Sb-Be芯块装在包壳管中，芯块高度约为224cm（88ft）。初级源棒包壳管中包含源材料Cf252和氧化铝隔块，Cf252被氧化铝隔块固定在棒中要求的轴向位置上。中子源棒上端与压紧件或星形架固定相连。 图1.4-15 次级中子源组件堆芯内各组件的种类和数目见表1.4-1。表1.4-1 堆芯内各组件的数目和种类组件第一循环第二循环黑体控制棒组件53（缺少相关数据）灰体控制棒组件16（缺少相关数据）初级中子源组件2（缺少相关数据）次级中子源组件2（缺少相关数据）可燃毒物组件58（缺少相关数据）阻力塞组件26（缺少相关数据）1.5 控制棒驱动机构控制棒驱动机构(CRDM)用于反应性控制,是AP1000反应堆系统(RXS)的一部分。每个控制棒驱动机构由四个独立的子组件组成。分别为承压壳体，励磁线圈组件，销爪组件，以及驱动杆组件。位于反应堆压力容器顶盖上的一体化顶盖组件内。CRDM承压壳体构成一回路压力边界，并提供其他设备的支撑。CRDM外壳的顶部支撑了棒位置指示器线圈组件。棒行程罩的上部密封是一个坚固的，一体式结构，通过与一体化顶盖相连来提供地震情况下的支撑。图1.5-1 控制棒组件控制棒安装于控制棒束组件(RCCA)和灰棒控制组件(GRCA)下面。RCCA由24根吸收体棒组成，顶部端塞固定到一个公共连接件（星型架）上，用来控制相对较快的反应性变化和轴向功率分布。同样的，GRCA由24根顶部端塞固定到星型架上的细棒组成，用于负荷跟踪。这些控制组件提供了一种机械补偿(MSHIM)策略，能减少反应堆冷却剂系统的调硼操作。控制棒束组件和灰棒束组件由堆内导向机构支撑。RCCA和GRCA的末端与燃料组件的导向管相接触（图1.5-2）。1.5.1 控制棒驱动机构功能(1) 反应堆冷却剂压力边界：在电厂所有运行工况下，控制棒驱动机构(CRDM)外壳属于一回路压力边界，用来包容反应堆冷却剂和/或堆芯应急冷却流量，限制放射性释放到安全壳(通过限制冷却剂泄漏)。(2) 堆芯冷却和反应性控制：在偏离正常及故障和异常工况下，CRDM提供了RCCA和 GRCA提升和下插的手段，用以控制反应堆功率。堆芯的反应性依赖于控制棒、冷却剂内溶解硼浓度以及其它毒物。当反应堆手动或自动触发停堆时，CRDM断电，RCCA和GRCA依靠重力以所需要的速度插入堆芯，保障燃料的完整性。(3) 在电厂正常运行期间，CRDM通过调整RCCA和GRCA的位置，可以在不进行调硼的情况下实现负荷调整(如调峰运行)。控制棒还要提供足够的反应性来弥补从满功率到零功率时所产生的功率亏损，并要提供必须的停堆裕量。1.5.2 设计基准(1) 安全相关设计基准 CRDM的壳体提供了一个高度一体化的压力边界，用以包容一回路冷却剂以及溶于冷却剂或出现在压力容器上封头内部的燃料裂变产物，承压壳体属于一回路冷却剂压力边界的一部分（如图1.5-2）。 CRDM的设计使其在反应堆冷却剂的压力和温度以及预期的安全壳内部环境之下运行仍然能够维持自身的功能和结构的完整性。 CRDM，RCCA和GRCA的设计保证了在正常运行，中等频率，稀有事故，极限事故工况下都能够履行他们的安全功能。另外，他们的设计能够在安全停堆地震情况下仍然能履行预期的安全功能。 CRDM，RCCA和GRCA的设计限制了反应性引入的大小和速度，加上反应堆保护系统的动作，即使如弹棒这样的反应性事故也不会造成燃料损坏、反应堆冷却剂压力边界破损或者堆芯充分冷却能力的降低。 CRDM，RCCA和GRCA的设计使得反应堆能在其具有最大后备反应性且处于热态时，当最大价值控制棒处于全部提出位置时，仍然能够维持至少1K/K的次临界度。(2) 非安全相关设计基准 在反应堆压力容器顶盖移开时，CRDM驱动杆下端的设计允许维修人员用长柄工具进行驱动杆和控制棒组件间的远距离连接或解锁操作； 棒位指示系统能提供RCCA和RCA的轴向位置监测手段； RCCA 和GRCA提供了堆芯反应性控制手段，以维持堆芯功率在所需水平。图1.5-2 一体化上封头和控制棒驱动机构1.5.3 系统描述AP1000的CRDM设计是基于西屋公司经过验证的成熟设计，已经运用于许多运行中的核电站。CRDM位于反应堆压力容器顶部，他们与含有中子吸收材料的RCCA和用于负荷跟踪的GRCA联在一起。GRCA除了中子吸收能力较弱外，几何形状和RCCA是一样的。CRDM的主要功能是以设计速度提升或下插53个RCCA和16个GRCA中的一个指定的组，以此来控制流过堆芯冷却剂的平均温度(Tavg)堆芯功率控制关键参数，同时维持堆芯具有可接受的中子通量分布。在启动和停堆期间，控制组件的插入和提出，与反应堆冷却剂硼浓度一起控制堆芯反应性变化。为了能使所有的控制棒组一起协同工作，CRDM须进行统一控制。每个CRDM都隶属于一个特定的控制棒组，利用这些控制棒组来进行反应性控制，轴向功率分布控制，或实现反应堆停堆。每组RCCA或者GRCA中的CRDM动作时能够保持步调一致。CRDM和控制棒组件的设计允许在堆芯寿期的大部分时间里不调硼地进行负荷跟踪。在电厂正常运行期间，CRDM的设计允许RCCA和GRCA处于棒行程内的任何位置。CRDM是一种磁力提升机构，当它接收到控制系统发出的指令序列后，三个励磁线圈即按照相应的次序励磁，使控制棒组件做步进式的插入或提起动作。在任何步序循环中，如果线圈的励磁电流中断，CRDM的设计能保证驱动杆释放，继而，驱动杆和与之相联的棒束依靠自身的重力全部落入堆芯。当三个线圈接收到成型的顺序激发的脉冲电流后，CRDM便产生插入或提升的动作。CRDM程控供电装置中的可控硅整流器重复上述步序，棒束便被提出或插入堆芯。控制棒的提升依靠的是电磁力，而下插依靠的是重力。CRDM能以114.3 厘米每分钟（45inch/min）的速度提升或者降低最大为181.4千克（400磅）的负重（包含驱动杆重量）。在电厂运行期间，驱动机构的夹持线圈和传递线圈通电，保持RCCA在一个静止位置。棒位通过安装在棒行程罩外的位置指示器组件内的48个离散线圈来进行测量。当控制棒驱动杆上部的铁磁体部分穿过线圈中心线时，每个磁性线圈能感应到棒的移动和存在。CRDM内部机械装置的设计使其能在温度为343.3C（650F）的反应堆冷却剂中运行。承压壳体的设计能包容343.3C（650F）和17.24 MPa (2500 psia)的反应堆冷却剂，三个励磁线圈能承受200C (392F)的温度,并且需要风机来进行强制通风冷却，以维持线圈内部温度不大于200C (392F)。由于失去冷却空气后，最坏的结果是引起驱动杆释放，所以冷却空气不要求是安全相关的。同样，由于风机失电最终能导致线圈失电，因此通风机的电源不要求是应急电源。1.5.4 主要设备描述(1) 控制棒驱动机构的结构 承压壳体承压壳体由销爪外壳和棒行程罩两部分构成（如图1.5-3），通过螺纹密封焊相连，以便于销爪组件的检修。棒行程罩的上封头是一个坚固的、一体化部件，通过与一体化顶盖相连来提供地震支撑。销爪外壳是承压壳体的下部构件，内部安装销爪组件。销爪外壳与CRDM接管在生产厂家内通过双金属焊相连接；而接管通过冷缩配合和局部透焊与压力容器上封头相连接。棒行程外壳是CRDM压力外壳上部构件，能够在提升控制棒时给驱动杆提供移动空间。和CE电站和韩国CE电站一样，在电厂启动时，CRDM外壳是不进行排气操作的；压力容器顶盖通过专门的排气管道进行充水排气，当一回路达到运行压力时，承压壳体内残存的气体将被水吸收掉，而壳体内的水在经历1-2步插棒操作后将会被置换掉。图1.5-3控制棒驱动机构详图 励磁线圈组件励磁线圈组件包括线圈壳、电缆、电气连接件和三个励磁线圈：夹持线圈、传递线圈、以及提升线圈。励磁线圈组件是一个独立的单元，套装于销爪外壳的外面。它安装在承压壳体的基座上，没有附属机械部件。线圈励磁使销爪组件内的磁极和销爪产生动作。 销爪组件销爪组件包含导向套管、夹持磁极、传递磁极和两套销爪：分别为传递销爪和夹持销爪；销爪与驱动杆上加工出来的凹槽进行咬合。传递销爪在提升磁极的作用下以每步15.9mm (5/8-inch)的步幅上升或下降，使驱动杆提升或者下插。当驱动杆移动一步后，夹持销爪固定驱动杆组件，然后传递销爪复位，为下一步动作做好准备。 驱动杆组件驱动杆组件包含一个连接头、驱动杆、解锁按钮、解锁杆、以及锁紧扣（如图1.5-4）。驱动杆上的凹槽间距为15.9mm (5/8-inch)，以便销爪在驱动杆静止或者运动期间与之咬合，驱动杆下端的连接头可以使驱动杆与棒束组件直接相连。解锁按钮、解锁杆、和锁紧扣能够保障驱动杆和控制棒之间的可靠连接，并且提供了远距离断开驱动杆连接的手段。图1.5-4 控制棒传动部件局部图(2) CRDM材料CRDM与反应堆冷却剂接触的部分用抗腐蚀的三类金属制造：不锈钢、镍铬铁合金、以及在有限范围里运用的钴基合金。多年以来，这些材料已经成功的运用于类似的CRDM。对于不锈钢，只用奥氏体不锈钢和马氏体不锈钢。用低或者零钴合金代替钴基合金的销、杆、或者硬化表面；替代材料已通过评估或试验核定。承压材料遵照ASME标准、第三部分CRDM部分的材料规范，作为反应堆冷却剂压力边界通常由奥氏体(316 和 304型)不锈钢制造。反应堆容器顶盖贯穿件用镍铬铁合金。材料的选择基于CRDM和控制棒运行周期的规定。特定的材料可以使设备免遭受不良影响，例如满功率运行下最少300次事故停堆（基于RCS设计瞬态事故停堆的数目）和驱动杆连接组件200次连接和去连接周期引起的过度磨耗或者磨损。内部销爪组件使用热处理过的奥氏体不锈钢材料制造。热处理能够避免应力腐蚀开裂。浸入反