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 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3.65m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
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。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 面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。
（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。
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。
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

-
Ba

144
89
-
K r 3n
Nd
144
Ba

-
144
La

-
144
Ce

-
Pr
144
89
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
生氢气，在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。
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。
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。
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
次级中子源组件：用于反应堆满功率运行两个月后
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 (Sn Zr-4 (Sn Fe Cr Fe Cr Ni ) Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
(b) 分类
在压水堆中使用了两种类型的中子源组件： 中子源组件：产生新堆初次启动时，用于指示
的中子。常用Po-Be源，Po放出 粒子打击Be核
4 Be 6 C n
9 12
近年来锎-252被广泛使用。
大亚湾核电厂首次装料有2个初级中子源棒组 件，每个组件所含的24根棒中，有1根初级中子源 棒，1根次级中子源棒，16根可燃毒物棒和6个阻力 塞。
换料时将外区的燃料组件向内区倒换，富集度为
3.2%的新燃料组件则加在外区。这样可以展平堆 芯功率，并可获得较高的燃耗深度，提高燃料的 利用率。（通常每年进行一次换料，每次换料更换
1/3 燃料组件）
图
（三）堆芯的反应性控制
可用以下两个方法：
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）
(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
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
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。
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
(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
o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。
直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米）。
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， 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
（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。
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。
(a) 定位格架
是夹持燃料元件棒，确保燃料元件径向定位以及加强
元件棒刚性的一种弹性构件。
17 17型燃料组件定位格架是一种有许多上面带有弹
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
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
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。
(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。
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
第三讲 一回路主系统
之
（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。