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）。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如 上页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃 料组件，其中53个核燃料组件中插有控制棒组件， 66个核燃料组件中装有可燃毒物组件，4个燃料组件
中插有中子源组件，其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高约4m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核

-
Ba

144
89
-
Kr 3n
Nd
144
Ba

-
144
La

-
144
Ce

-
Pr
144
89
Kr
89
Rb
236
89
Sr
89
Y
或
n
235
U

-
U
*

-
140

-
Xe

140
-
94
Sr 2n
Ce
140
Xe

-
140
Cs

-
140
Ba
La
第三讲 一回路主系统
之
压水堆堆芯
反应堆本体结构
（一）压水堆本体概述
压水堆的本体由压力容器（包括压力容 器筒体及顶盖）、下部堆内构件、反应堆堆 芯、上部堆内构件、控制棒组件及其驱动机 构等组成。
反应堆本体结构的功用是：
o 使反应堆的核燃料在堆芯中能按照反应堆的设计要求来
实现自持链式裂变反应； 效地导出；
已基本定型，其主要部件均已标准化和系列化。 州的阿科（Arco）试验基地建成的钠冷快中子增
殖试验反应堆。12月20日，首次核能发电试验，发
电功率100 W，点亮了4只电灯泡。
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。
(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。
（2）核燃料组件的“骨架”结构
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
的反应堆停堆后再启动。常用锑-铍（Sb-Be）源。
123 51
S b n 51 S b
124 9 4
4 Be 22 He n
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。
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。
（四）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14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
工作原理、工作条件及性能要求等。
反应堆的结构形式通常是与堆型、燃料种类、慢化剂
和冷却剂的性质等许多因素有关。
压水反应堆是五十年代美国发展核潜艇时，开始研究
和建造起来的。1957年世界第一座压水堆试验电站在 美国希平港建成。
经过多年的发展，本体结构上经历了多次的改进，现 人类首次实现核发电：1951年8月，美国爱达荷
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17 17型燃料组件的总体图。
燃料芯块
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
5、阻力塞组件
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。
阻力塞形式为实心的不锈钢杆。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。
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。
(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。
(b) 分类
从运行要求上可把控制棒组件分成三类：控
制组、停堆组和短棒组。
o 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。
o 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。
o 短棒组：调节轴向功率分布、抑制氙振荡现象。
一般用于功率较大的动力堆，目前压水堆已不用。
3、可燃毒物组件(仅在初次装料时使用）
(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。
(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。
毒物棒用不锈钢为包壳，硼硅酸盐玻璃
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臵，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。
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。
（1） 燃料元件棒
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。
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。
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830℃后锆与水反应产
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。
（d）测量导管
测量导管：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。
2、控制棒组件
控制棒组件提供了一种正常
140
94
Sr
94
Y
94
Zr
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。
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275个燃料芯块。
UO2陶瓷型芯块：
o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。
o主要缺点：热导率低，以致燃料的中心温度高达
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。
（二）堆芯布置
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。
n
235
U

-
236
U
*

-
144
燃料，现在大型压水堆堆芯一般都采 用按铀-235富集度不同分区装料及局 部倒料的燃料循环方式。
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，内区则混合交错布臵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
管（成分为B2O3+SiO2）为芯体。
4、中子源组件
(a) 作用 在反应堆初始运行之前和长期停堆之后，堆芯