反应堆本体结构

第三讲反应堆本体结构（一）反应堆堆芯

反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。

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。

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。堆芯布置或

现代压水堆的堆芯是由上百个横截面呈正方形的无盒燃料组件构成;

燃料组件按一定间距垂直坐放在堆芯下栅格板上（板上有能定位和定向的对中销），使组成的堆芯近似于圆柱状;

堆芯的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压力壳支持。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。

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;3800MW,3.9m。高度为核燃料的高度，3.6~4.3m.157个无盒燃料组件53个插有控制棒组件66个装有可燃毒物组件4个插有中子源组件34个装有阻力塞组件

该堆芯首次装料时，由三种不同富集度的燃料组件，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。换料时将外区的燃料组件向内区倒换，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，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。堆芯布置换料策略由外向内倒料方式的优缺点优点：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。使得岭澳二期核电厂反应堆在总体性能上比未采用改进项的岭澳一期核电厂有明显提高。采用内→外装料方式，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。内→外装料方式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。但该装料方式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。“内-外”式换料策略对于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6—9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）。

岭澳核电站则从第二循环开始进入混合堆芯阶段；从第三循环开始富集度提高到3.7%。循环周期暂维持12个月。堆芯的反应性控制1、控制棒调节：依靠棒束型控制棒组件的提升或插入，来实现电厂启动、停闭、负荷改变等情况下比较快速的反应性变化。（即调节快反应）2、硼浓度调节：调整溶解于冷却剂中硼的浓度来补偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比较缓慢的反应性变化。（即调节慢反应）注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。堆芯组件1、核燃料组件现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有1414，1515，1616和1717排列等几种栅格型式。

优点：减少了堆芯内的结构材料；冷却剂可充分交混，改善了燃料棒表面的冷却。下面看一下1717型燃料组件的总体图。

燃料芯块燃料组件与燃料元件

标准的17×17型组件：燃料棒径为9.5mm，棒间距12.6mm，横截面尺寸214×214mm2，总高为4058mm。每个这样的组件共有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并提供了一个通道。

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。AFA2G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。它是由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和上、下端塞组成。燃料芯块在包壳内叠装到所需要的高度，然后将一个压紧弹簧和三氧化铝隔热块放在芯块上部，用端塞压紧，再把端塞焊到包壳端部。（1）燃料元件棒(a)燃料芯块芯块是由富集度为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。UO2陶瓷型芯块：主要优点：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。

(b)包壳

作用：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却剂相接触。

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。熔点高（1800℃）。包壳内装有UO2芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。注意：

Zr-4包壳与水相容温度不超过350℃

，与二氧化铀相容温度在500℃以下，包壳熔点为1250℃，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。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：锆铌合金，对300～400℃高温高压水和蒸汽具有良好的抗蚀性能和力学性能。(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氮加压至3.1MPa，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）核燃料组件的“骨架”结构中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。

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弹簧片、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。

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；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)上管座和下管座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。冷却剂通过肋板向上流入燃料组件内部。导向管：是燃料组件的结构部件，可为中子吸收剂棒、可燃毒物棒、中子源棒或其它组件提供插入通道。

控制棒导向管：它和格架固定在一起构成燃料组件的支撑骨架，并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。每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上部大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。占导向管全长约1/7的下部小直径段，在紧急停堆控制棒快速下插时，起水力缓冲作用。(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。

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。下面看一下

1717型燃料组件的棒束型

控制棒组件的结构图。大约1/3的燃料组件的控制棒导向管是为控制棒组件占据的。2、控制棒组件控制棒：由星型支架和吸收剂棒组成。以连接饼为中心呈辐射状有16根连接翼片，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。通过螺纹固定，然后用销钉紧固，这些吸收剂棒可插入对应燃料组件24根导向管。2、控制棒组件

左图是有控制棒组件的燃料组件。控制棒束顶端固定在一个枝状星形架上，控制棒与枝状接头相连。

(a)结构

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。

控制棒：将80%Ag-15%In-5%Cd合金制成的芯块装入不锈钢包壳管中，芯体和包壳之间有径向和轴向间隙，并在轴向加上压紧弹簧，然后两端再焊上端塞密封。还有少量控制棒是不锈钢棒，他们吸收中子的能力较弱，称为“灰棒”。相应地，Ag-In-Cd棒称为“黑棒”。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。灰棒组：由8根黑棒，16根灰棒组成。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γ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)分类从运行要求上可把控制棒组件分成三类：控制组、停堆组和温度调节组。

控制组：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。

停堆组：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。

温度调节组：在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动。(a)作用用来补偿初始堆芯因全部装入新的核燃料而比后继循环有更大的剩余反应性。3、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。之所以称为“可燃毒物”，是因为其中的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跟可燃毒物棒的组件为18个，含有12跟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。(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，反应堆中采用中子源组件点火。4、中子源组件(b)分类

在压水堆中使用了两种类型的中子源组件：初级中子源组件和次级中子源组件。

初级中子源组件：新堆初次启动时，产生用于指示的中子。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。2个初级中子源组件（每个组件24跟棒）1根初级中子源棒1根次级中子源棒16根次可燃毒物棒6个阻力塞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中有2个次级中子源组件，它们各有4根次级中子源棒和20个阻力塞，加上2个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。次级中子源棒在换料时保留在堆芯中。

为了限制通过未装控制棒、中子源或可燃毒物棒的燃料组件中的控制棒导向管的堆芯旁流量。5、阻力塞组件对于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。大亚湾核电厂首次装料堆芯的相关组件种类及数量组件名称组件的部件组件数量可燃毒物棒初级中子源棒次级中子源棒阻力塞16根可燃毒物棒组件160081812根可燃毒物棒组件12001248初级中子源组件161162次级中子源组件004202阻力塞组件0002438首次装料堆芯的相关组件总数量108（二）下部堆内构件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：

热屏蔽安装和固定提供场所支撑和固定定位和导向流量分配下部堆内构件（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。

这部分统称堆芯支撑吊兰，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，可设置一层或两层，能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。这样使吊兰和压力容器间下降段流通截面加大，减少了流动阻力。在热屏外侧，含有辐照样品导管，为压力容器材料样品提供辐照监测。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。（三）上部堆内构件上部堆内构件1)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。2)几个主要构件

导向管支承板（堆芯上支承板）堆芯上栅格板控制棒导向管支承柱图

导向管支承板（堆芯上支承板）

多孔板，厚约100mm，直径约4m。支承板法兰面上有4个定位键槽。导向管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。堆芯上栅格板是薄的圆板，厚约50mm。板上设有定位销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，40根。其作用是使两板保持一定距离，并传递机械载荷。控制棒导向管：61个，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，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。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。（四）压力容器

反应堆压力容器是一个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。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。这些进出口管嘴位于高出堆芯上平面约1.4m的同一个水平面上。功能1包容反应堆冷却剂，共同构成冷却剂的压力边界，第二道安全屏障2包容堆芯，支承与固定堆内构件，并与堆内构件一起形成冷却剂的正确通道3正确固定与定位控制棒驱动机构4为堆芯测量提供引出入通道结构材料容器材料必须遵循原则2、容器材料应具有适当的强度、足够高的塑韧性，尤其对脆性断裂问题要重点加以考虑1、容器材料应具有优良的冶金质量，即要求材料具有足够高的纯净度、致密性及均匀性。选材时应考虑材料对大型化生产的适应性。4、容器材料应具有低的时效脆化敏感性6、选用焊接材料应使焊接熔敷金属与母材的强度和塑韧性相适应3、容器材料应具有低的中子辐照脆化敏感性5、容器材料应具有优良的冷热加工性能与焊接性能

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。此外，对于断面收缩率、冲击韧性及脆性转变温度等指标，都有较高的要求。目前广泛采用含锰钼镍的低合金钢（成分：C≤0.25%，Mn-1.5%，Ni-0.4%~1.0%，Mo-0.6%，其余为Fe）做压力容器的材料。

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30~60年。为了防止高温含硼水对压力容器材料的腐蚀，压力容器的内表面堆焊一层大于5毫米厚的不锈钢衬里。压力容器的设计寿期是30—60年。60万千瓦压水堆的压力容器，在制造过程比较顺利及工艺技术比较成熟的条件下，制造周期约为18—24个月。控制棒导向筒数61尺寸和重量堆内测量管数——容器内径/mm3989——底封头50——法兰外径/mm4674——顶盖4——进、出口接管之间最大距离/mm6378法兰螺栓数58——法兰到底封头全高/mm10335设计和运行——压力容器总高(包括顶盖上部控制棒驱动机构和堆内测量管座)/mm13208——设计压力(绝对)/MPa17.3——运行压力(绝对)/MPa15.5——压力容器壁厚/mm200——设计温度/℃343——容器质量/t256.6试验——容器顶盖质量/t55.5水压试验压力(绝对)/MPa229——螺栓和螺母质量/t15.6水压试验温度/℃TNDT+30压力容器主要参数电厂功率(MWe)60090013001800内径(cm)335399439490筒体重(t)183260318483顶盖重(t)375472119总重(t)232329411632表2-4压力容器尺寸与电厂电功率大小的关系结构压力容器由以下几部分组成：顶盖组合件：由顶盖上法兰、上封头球冠焊接成的。在法兰的端面圆周上开有均匀布置的螺栓孔，顶盖的球冠面上设有一定数目的控制棒驱动机构的管座和温度测量引出管座。顶盖的几何尺寸图顶盖的重量55500kg筒体组合件：由法兰接管段、筒身、底封头及回路接管等组成。

接管段法兰端面圆周上均匀布置的螺栓孔与压力壳顶盖法兰面的螺栓孔相配。接管段对称地设置了大口径的冷却水进出口管，根据反应堆的一回路数目的不同，接管数可有二个、四个、六个或八个。

底封头上设有堆内测量用的套管（900MW压水堆电厂装有50根）。筒身是一个长圆筒，可以把钢板弯曲成形后焊接，也可用环状锻件拼焊而成。压力容器顶盖和法兰间，广泛采用“O”型环来保证密封①自紧式金属“O”型环：一般由管径10~15mm、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。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。压力容器密封结构充气式“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。压力容器的支承：初期压力容器的底部设有支承裙。近代压水堆利用冷却剂进出口的接管作为压力容器的支承，支承结构采用强迫通风冷却。压力容器密封探测压力容器密封探测系统VP：一回路冷却剂阀门MT：温度测量RPE：核岛排气与疏水系统RAZ：氮气分配系统ＢＡ：储罐-稳压器MN：标高测量MP：压力测量在反应堆额定功率稳态运行时，内密封环不允许泄漏，内密封环允许最大泄漏量为20L/h。内密封环的泄露回收管线上设置一台温度传感器RCP001MT进行检测，该管线与一根透明管子连接，根据管内水位的变化可确定泄漏率。温度和泄漏率的记录和报警在控制室内显示。若温度高于70oC或液位高于9.22m，就发出报警，这时应根据泄露量确定是否检修密封环。

（五）运行问题核电厂运行时，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）1、冷却剂的循环

压水堆堆内冷却剂流程：

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上栅格板压力容器出口接管。1.25%0.25%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。（1）冷却剂旁流问题：不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约1.25%，从压力容器和吊兰的环形空间直接流出出口接管，约0.5%通过堆芯围板而旁流，约0.25%通过导向管支撑板上的顶盖清洗水孔进入，清扫压力容器顶盖。（2）逆流问题：一台主泵停机时；冷管段破裂时。（3）压力容器泄漏的探测问题压力容器依靠两个“O”型金属密封环来保证密封，在压力容器的两道密封环之间及外环的外侧装有两个泄漏回收连接管，以收集和探测泄漏。压力容器泄漏的探测主要用温度测量，连接管中温度的显著升高对应于密封泄漏。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、压力容器的运行限制（1）温度对金属性能的影响

研究表明，对同一种钢材，不同工作温度下其韧性有很大的差别。含碳量0.11%的钢材在低温和高温时的冲击韧性相差几十倍。对每一种钢材而言，存在这样一个温度：在这个温度下，材料可能发生脆性断裂。这个温度叫做脆性转变温度，简称NDTT。

脆性断裂是材料没有发生明显的塑性变形，其应力远远没有达到材料的抗拉强度时发生的突然断裂，是一种灾难性的开裂。在脆性转变温度以下，材料会丧失其原来具备的优良机械性能。冲击韧性：金属表面的缺陷要扩展为裂痕所需要的功称为冲击韧性。温度降低时金属材料由韧性状态变化为脆性状态的温度区域，也称韧脆转变温度。在脆性转变温度区域以上，金属材料处于韧性状态，断裂形式主要为韧性断裂；在脆性转变温度区域以下，材料处于脆性状态，断裂形式主要为脆性断裂。脆性转变温度越低，说明钢材的抵抗冷脆性能越高。（2）辐照对脆性转变温度的影响

快中子辐照改变了钢材的晶格结构，使钢材的机械性能发生变化。辐照使钢材的脆性转变温度升高。初始的TNDT=-27oC，当中子注量率达1020cm-2,TNDT50oC以上。因此，随着反应堆运行年份的增加，即压力容器的“老化”，压力上部限制曲线会朝高温区平移。

在反应堆正常运行5年后，把压力提高到15.0MPa，运行温度需要在140℃；20年后，须提高到195℃。

因此，压力容器越“老化”，压力容器钢材所受辐照注量越大，它的允许运行区就越窄。（3）反应堆压力容器的运行限制为防止发生脆性断裂，在低温下一回路承受的压力要相应的减少。

①一回路水压试验允许范围寿期初，TNDT=-27oC，堆内水温为10oC，允许最高压力P=22.4MPa；

当压力容器的中子注量为1020cm-2,TNDT=50oC。若堆内水温仍为10oC，则水压试验压力最高允许为P=6MPa。若仍要在设计压力下进行水压试验，须将水温升到75oC以上。②余热排出系统退出的限制余热排出系统是低压系统，其作用是在低温低压工况下排出反应堆剩余发热。在低压范围内，反应堆压力容器的压力保护系统由余热排出系统的安全阀承担，其开启压力整定值为4.5MPa。余热排出系统退出运行后，反应堆的超压由稳压器的安全阀承担，其开启整定值为16.6MPa。为防止运行中发生脆性破裂的可能性，大亚湾核电厂固定反应堆冷却剂温度低于160oC时，余热排出系统不能退出运行。（六）控制棒组件及其驱动机构控制棒冷却系统安装磁力提升型控制棒驱动机构

控制棒驱动机构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。

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2.6秒钟左右，以保证反应堆安全。目前常见的驱动机构有磁