第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。

核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。

反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。

反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。

参见图4.1。

图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。

燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。

在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。

所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。

在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。

通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。

换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。

在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。

为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。

按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。

图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。

1．燃料组件骨架结构燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。

其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。

（1）定位格架沿燃料组件纵向有8个定位格架，它们用以固定、支承燃料棒。

格架的夹紧力使燃料棒与格架之间可能发生的振动磨损降到最小，又允许二者有不同的热膨胀，不致引起燃料包壳超过允许应力。

定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。

在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。

弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。

这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。

格架通过条带的调节片与导向管连接，这些调节片直接焊在导向管上。

在格架的四周外条带的上缘设有导向翼，在中间的六层格架（位于高中子通量区内）的的内条带上设有交混翼。

图4.4 燃料组件 图4.5 定位格架- 39 -（2）导向管每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。

其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。

在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。

缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。

（3）通量测量管位于组件中心位置的通量测量管为运行中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道，由锆－4合金制成。

它与格架固定的方法类似于控制棒导向管。

（4）下管座下管座是燃料组件的底座，由AISI304不锈钢制成。

它包括四个支撑脚和一块正方形多孔板，后者尺寸为21.4cm ×21.4cm ，下侧装了滤网，防止杂物进入堆芯损坏燃料组件。

导向管与下管座用螺钉连接并焊接，组件重量和施加在组件上的轴向载荷经导向管传递到下管座上。

下管座两个对角支撑脚上有销孔，它们与堆芯下栅格板上的两个定位销相配合，保证了燃料组件在堆芯的定位，作用在燃料组件上的水平载荷同样通过定位销传到堆芯支撑结构上。

（5）上管座上管座是燃料组件上部构件，冷却剂通过它由燃料组件流向堆芯上栅板的流水孔。

上管座由承接板、围板、顶板、四个片状弹簧和配件组成。

除了弹簧和锁紧螺钉之外，所有零件由304型不锈钢制成，弹簧和螺钉由因科镍合金718制成。

承接板为正方形，上面加工了许多长孔，允许冷却剂流出，又能防止燃料棒从组件中向上弹出。

控制棒导向管上端固定在承接板上。

围板是正方形薄壁壳体，它组成了管座的水腔。

顶板也是正方形的，并有一个中心孔，这个孔允许控制棒束通过。

和下管座类似，上管座顶板对角上有两个销孔，供堆芯上栅板的定位销插入，以定位燃料组件。

顶板上装有四个弹簧片。

在安装堆内上部构件时，弹簧被堆芯上栅格板压迫，每个簧片的自由端均向下弯曲，扣在顶板的键槽内，产生弹簧力，压紧燃料组件。

2．燃料棒燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件。

271块二氧化铀燃料芯块叠置在锆－4合金包壳管中，两端装上端塞，把燃料芯块封焊在里面，从而构成长3851.5 mm ，外径9.5 mm 的燃料棒。

如图4.4所示。

图4.4 燃料棒燃料包壳是压水堆的第一道安全屏障，它的作用是防止核燃料与冷却剂接触，并防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染。

压水堆的燃料包壳目前普遍采用锆－4合金（锡：1.2～1.7％，铁：0.18～0.24％，铬：0.07～0.24％），这是因为这种材料的中子吸收截面小，而且在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，而且氚很难穿过锆扩散出来。

燃料棒包壳的上端塞有一个气孔，在制造过程中通过它向燃料棒内充以30 bar压力的氦气，然后焊死。

燃料芯块上部由不锈钢螺旋弹簧压紧，防止装堆前操作或运输过程中燃料芯块在包壳管内窜动。

弹簧构成的空间可容纳燃料放出的裂变气体。

包壳与燃料芯块之间有0.164 mm的间隙，保证包壳和燃料的不同热膨胀及燃料的辐照肿胀不会使包壳超过允许应力。

在一个燃料组件里的264根燃料棒中，所装的二氧化铀芯块的浓缩度都是相同的。

3．燃料芯块燃料芯块呈圆柱形，由二氧化铀粉末加造孔剂经冷压烧结成95％理论密度的陶瓷体。

其直径为8.192 mm，高为13.5 mm。

每个芯块上下端面呈碟形，用来补偿因热膨胀和辐照肿胀造成的形状变化。

芯块熔点2800 ℃，密度10.04 g/cm3，在高温下与水不起反应，平均燃耗可达33000 MWD/T，是压水堆普遍采用的燃料形式。

芯块理论熔点为1250℃，包壳约从820℃开始与水起反应并产生氢气。

运行中应使燃料保持在可接受的温度之下，否则可能出现锆水反应或芯块熔化导致包壳熔化。

4.1.3 堆芯功能组件控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件通称堆芯功能组件。

它们与燃料组件组合在一起，在反应堆运行中起着重要作用。

1．控制棒组件控制棒组件（RCCA）是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。

在正常工况下它们用于启动反应堆、调节堆功率和停堆。

在事故工况下，控制棒依靠自身重力快速下插，使反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证安全。

（1）结构每个控制棒组件有24根中子，它们顶端固定在一个星形架上。

星形架包括一个连接柄和若干带有圆筒形指杆的翼片，吸收棒就悬置在指杆上。

在连接柄的上端，有与控制棒驱动机构的驱动杆相连的槽口和供吊运用的凹槽。

在连接柄内的底部装有一个弹簧，以便在控制棒紧急下落到终端时吸收冲击能量，起缓冲作用。

星形架由304不锈钢制成，而弹簧材料是因科镍-718。

吸收棒分为吸收剂棒和不锈钢棒。

吸收剂棒所用的吸收剂为银铟镉合金（Ag—80％，In—15％，Cd—5％），制成芯块置于不锈钢管中。

吸收棒的长度能保证当它位于最高位置时，其下端仍在导管中，始终保持对中。

（2）分类控制棒组件分两类。

一类由24根吸收剂棒组成，吸收能力强，称为黑棒组件；另一类由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱，称为灰棒组件。

- 40 -- 41 -控制棒组件在信号逻辑上分为八组，包括四个功率控制组（G 1，G 2，N 1，N 2）、一个温度控制组（R ）和四个停堆组（S A ，S B ，S C ，S D ），其中仅G 1和G 2为灰棒组件。

除控制棒组件之外，其它三种功能组件的结构都是类似的，如图4.7。

它们由压紧构件和固定在压紧构件底板上的24根棒组成。

这些功能组件在堆芯中都放置于相应的燃料组件内，其棒束穿过燃料组件上管座，插入控制棒导向管中，压紧构件则支承在上管座的承接板上，堆芯上栅格板使压紧构件的轭板往下压挤，固定功能组件。

图4.6 控制棒组件结构 4.7 堆芯功能组件结构2．阻力塞组件凡不装控制棒组件、可燃毒物组件或中子源组件的燃料组件均装有阻力塞组件，其作用是不使冷却剂从导向管中旁流。

阻力塞棒由304不锈钢制成，长20 cm 。

3．可燃毒物组件我们知道，压水堆使用控制棒组件和调节冷却剂硼浓度这两种方式来控制反应性。

但是，新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以第一循环装有66束可燃毒物组件。

它们在第一次换料时全部取走。

可燃毒物组件由压紧构件和固定在压紧构件底板上的可燃毒物棒束组成。

每个棒束的24根棒中有12或16根毒物棒，其它为阻力塞棒。

毒物棒由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管构成，其中硼可吸收中子。

硼玻璃管由不锈钢管状内衬支撑，防止硼玻璃坍落或蠕变。

4．中子源组件中子源组件用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外测量仪表可以监测达临界过程。

中子源有两种：初级中子源和次级中子源。

前者提供反应堆初次启动所需的源强，后者在反应堆运行中被活化，并在第二循环之后提供启动用的中子源。

在第一循环堆芯中，有4个中子源组件，其中两个各含有一个初级源和一个次级源棒，称为初级源组件；另两个各含有四个次级源棒，称为次级源组件。

初级源是放在一个双层钢包壳内的锎－252（252Cf）芯块。

锎源的放射性活度为100 Ci，中子发射率为2～4×10-8 n/ｓ，其半衰期为2.54年。

初级源组件由一根初级源和一根次级源棒、16根可燃毒物棒和6根阻力塞棒组成。

在第一次换料时取出初级源组件，由阻力塞组件代替。

次级源棒由叠放在不锈钢管中的锑－铍（Sb－Be）芯块组成。

锑在堆内吸收中子活化后放出 射线，轰击铍产生中子。

每根源棒约装530 g锑－铍混合物，在满功率运行两个月后，其活度可满足停堆12个月后再启动之用。