反应堆结构

中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC1反应堆结构核岛调试处中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC2目录1.压水堆结构概述2.反应堆压力容器3.堆内构件4.堆芯结构5.控制棒组件6.控制棒驱动机构7.堆内测量装置8.反应堆本体运行问题中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC31.压水堆结构概述反应堆的功能堆芯是核反应堆的心脏，是实现持续链式核裂变反应的区域。确保堆芯能按核设计要求进行安全的可控的链式反应；确保核裂变释放的热量能按热工水力设计要求有效地导出；实现三道屏障的前两道屏障中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC4堆芯功率应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力；有较长的堆芯寿命，以适当减少换料操作次数；堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。堆芯设计应满足的基本要求1.压水堆结构概述中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC51.压水堆结构概述压力容器（俗称压力壳）ReactorPressureVessel(RPV)堆芯(Core)堆内构件(ReactorVesselInternals)控制棒驱动机构ControlRodDriveMechanism（CRDM)反应堆本体主要包括：中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC61.压水堆结构概述中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC7中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC8中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC91.压水堆结构概述堆芯的重量由下栅格板承受下栅格板由堆芯支撑柱承重支撑柱的力传递到堆芯支撑板堆芯支撑板通过吊篮传递给压力容器上法兰上部构件的重量通过导向管支撑板传递给压力容器上法兰压力容器的重力通过管嘴下部传递给基础吊篮断裂则由二次支撑组件承重力的传递了解各个部件的功能中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC101.压水堆结构概述冷端双端断裂后吊篮的变形中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC111.压水堆结构概述其它吊篮还用于建立一回路的流向通道围板、吊篮、热屏用于降低RPV的辐照水平中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC121.压水堆结构概述常用词汇压力容器：ReactorPressureVessel(RPV)堆芯：Core堆内构件:ReactorVesselInternals控制棒驱动机构:ControlRodDriveMechanism（CRDM)顶盖：MonoblocClosureHead排气管：VentPipe吊篮：CoreBarrel围板：Baffle支撑板：CoreSupportForging下栅格板：LowerCorePlate流量分配孔板：DiffuserPlate热屏：ThermalShield二次支撑组件：SecondarySupportassembly中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC132.反应堆压力容器安全一级设备，规范等级为一级，抗震类别为I类,质保要求为核级（H级）。•反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相适应，采用公认法规和标准时，应对其进行评价，保证满足反应堆压力容器的安全功能。•在设计、制造、安装和试验中，必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小。•应能承受各种工况下的静态和动态载荷，并保持其结构完整性。中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC142.反应堆压力容器包容反应堆堆芯燃料组件，固定、支承堆内构件，确保燃料组件按规定位置在堆芯内支撑和定位；确保冷却剂按规定流道畅通无阻，将热量带出反应堆。作为一回路的一部分，压力容器是冷却剂与外界的压力边界。它需要承受堆芯核裂变强γ放射性、中子的辐照及冷却剂的高温、高压载荷，还需要承受控制棒可能发生的撞击和一回路管道传递的力。压力容器的承压密封可以避免放射物质外逸。与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用。利用压力容器顶部和底部的控制棒驱动机构、测量装置，控制反应堆，监测堆芯温度、中子通量密度。2.1反应堆压力容器的作用中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC152.反应堆压力容器压力容器属于在核电站寿期内不更换的设备，在运行中压力容器被中子活化后具有强放射性，无法对其进行近距离检查和维修，因此电站堆压力容器使用寿命要求不少于40年。中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC162.反应堆压力容器•材料应具有高度的完整性–保证材质纯度–很好的渗透性、小的偏析–成分和性能的均匀性–很好的可焊性•材料应具有适当的强度和足够的韧性–防止脆性断裂的根本途径是韧性（材料抗裂纹扩展的能力）–脆性断裂是最严重的失效形式•材料应具有低的辐照敏感性–辐照提高了强度，降低了塑性，因而加剧脆性破坏的可能性，应控制和降低材料的辐照催化倾向•导热性能好•便于加工制造、成本低廉2.2压力容器选材原则中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC172.反应堆压力容器•核压力容器的工况虽然苛刻，但使用的材料并不特殊，也是由工程通用材料派生的。•普遍选用的是低合金钢——锰-钼系列C≤0.25%、Mn:1.15～1.5%、Mo:～0.6%、Ni:0.4～1.0%其余为Fe–良好的导热性；–很好的可焊性–脆性转变温度较低；（一般在-30℃至5℃）–抗辐照脆化能力；–便于加工，成本较低。•改善低合金钢抗辐照脆化能力的主要措施有：–严格限制铜和磷这两个主要的有害元素（Cu0.10%,P0.012%）–添加少量铝、钒、铬、钼、镍等元素，减少钢的辐照损伤2.3压力容器的材料中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC182.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC19压力容器的顶盖由上封头球冠和顶盖法兰焊接而成。顶盖法兰端部圆周上开有均匀布置的螺栓孔，58个，并且法兰支承面上有二道放置密封环用的槽。球冠面3只吊耳设有61个的控制棒驱动机构的管座4个温度测量引出管座1根排气管管座材料：因科镍管座形状：杯形座管座组成：套管和法兰2.反应堆压力容器2.4顶盖（MonoblocClosureHead)中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC202.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC212.5堆容器本体堆容器本体从上而下由：容器下法兰（VesselFlange)一个外法兰(ExternalSealLedge)管嘴直管段（NozzleShell)进出口管嘴（Nozzle)堆芯筒体(CoreShell)一节过渡段(BottomTorus)一只半球形下封头（LowerDome)一二期比较：少了一个筒体管节2.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC222.5.1下法兰VesselFlange•在法兰上，为装58只锁紧螺栓钻有58个未穿透的螺纹。•下法兰还包括有：–与反应堆容器顶盖匹配的不锈钢支承面，反应堆容器的密封由两个特殊设计的、连在顶盖法兰上的O形密封环来保证–一根泄漏探测管–一个支承台肩，用来支承堆内构件–四个键槽，用来对准反应堆容器顶盖和堆内构件2.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC232.5.2密封结构-0型环(ORingorGasket)为了确保安全运行，防止放射性冷却剂外泄，在压力容器顶盖和筒体法兰连接处设置有内外两道同心的“O”形环进行密封。“O”形密封环由不锈钢管或镍基合金管制成。2.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC242.反应堆压力容器2.5.2密封结构-0型环中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC252.5.2密封结构-0型环为随时观察密封装置的可靠性，在两道“O”形环之间设有泄漏监督警报装置，以便及时发现泄漏，并进行处理——一根泄漏探测管这根管子倾斜穿过上法兰后，头部露出在两只O形密封环之间的支承面上.内密封环的泄漏是由引漏管线上的一台温度传感器进行探测。当反应堆在额定功率下稳定运行时，内密封环不允许泄漏；在启动和停堆时，内密封环允许的最大泄漏率为20L／h。2.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC262.反应堆压力容器2.5.3外法兰ExternalSealLedge压力容器本体外侧法兰下部还有一个法兰。此法兰在堆顶换料水池充水前，用一个环形密封板搭在它与池底面上就能起到对堆坑的密封作用，防止堆顶换料水池充水时堆坑进水。中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC272.反应堆压力容器2.5.3管嘴Nozzle用于将压力容器的重量传递到基础上进口管嘴与吊篮配合形成冷管段通道出口管嘴与吊篮开孔配合形成热管段通道中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC28•过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段联接起来。•由热轧钢板锻压成半球形封头。•下封头上装有50根因科镍导向套管，为堆内中子通量测量系统提供导向。•利用部分穿透焊工艺将导向套管焊在下封头内。2.5.4过渡段及下封头BottomTorus/LowerDome2.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC29导向装置-径向支承块壁焊有4个周向分布的径向支承块（槽），与吊篮相对应的径向支承键相配，限制吊篮径向和周向摆动。径向支承块上装有可调整的U形块，以便在现场安装时调整配和尺寸。2.反应堆压力容器中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC303.堆内构件堆芯下部支撑结构lowerinternal堆芯上部支撑结构upperinternal压紧弹簧holddownspring测量支承结构在最初组装和换料时，上部堆芯支承结构是作为一个整体安装和卸出的。在所有燃料组件卸出以后，下部堆芯支承结构也可以作为一个整体卸出。下部堆芯支承结构一般只有在作反应堆容器监视时才卸出。组成：中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC313.堆内构件堆内构件的主要功能如下：为反应堆冷却剂提供流道；为压力容器提供屏蔽，使其免受或少受堆芯中子辐射的影响；固定监督用的辐照样品；为燃料组件提供支撑和压紧；为棒束控制组件和传动轴以及上下堆内测量装置提供机械导向；平衡机械载荷和水力载荷；确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度。中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC32堆内构件的设计要求保证：在正常工况下为堆芯提供均匀的冷却剂分配；在事故工况下，堆芯几何形状的变化被限制在不会使其丧失适当的冷却能力的范围内；即使在最大的假想事故情况下，堆芯几何形状的变化被限制在不使其临界或次临界的堆芯形状受到严重破坏的范围内。堆内构件的设计考虑了能经受各种运行工况并考虑各种载荷。3.堆内构件中广核工程公司调试部核岛调试处2007年11月SUE/SNICNPEC333.1堆芯下部支撑结构堆芯吊篮组件(含堆芯支承板)热中子屏蔽堆芯围板组件堆芯下栅格板流量分配孔板